Estimativa da frequência de danos ao núcleo devido a perda de refrigerante primário e bloqueio de canal de refrigeração do Reator de Pesquisas IEA-R1 do IPEN -CNEN/SP -APS nível1

Detalhes bibliográficos
Ano de defesa: 2009
Autor(a) principal: Hirata, Daniel Massami
Orientador(a): Não Informado pela instituição
Banca de defesa: Não Informado pela instituição
Tipo de documento: Dissertação
Tipo de acesso: Acesso aberto
Idioma: por
Instituição de defesa: Biblioteca Digitais de Teses e Dissertações da USP
Programa de Pós-Graduação: Não Informado pela instituição
Departamento: Não Informado pela instituição
País: Não Informado pela instituição
Palavras-chave em Português:
Link de acesso: http://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-02032010-081459/
Resumo: Neste trabalho é aplicada a metodologia da Análise Probabilística de Segurança nível 1 ao reator IEA-R1. Inicialmente são descritos os eventos iniciadores de acidentes identificados no reator para duas categorias: perda de vazão e perda de refrigerante primário. Dentre eles foram escolhidos dois eventos iniciadores para análise mais detalhada do acidente e obtenção da estimativa da freqüência de danos ao núcleo devido a sua ocorrência. Foram selecionados os seguintes eventos iniciadores: bloqueio de canal de refrigeração (maior probabilidade) e perda de refrigerante por grande ruptura da tubulação do circuito primário (maiores consequências). Para modelar a evolução do acidente a partir da ocorrência do evento iniciador e da atuação ou não dos sistemas de segurança utilizou-se Árvore de Eventos. Através de Árvore de Falhas, também foi avaliada a confiabilidade dos seguintes sistemas: sistema de desligamento do reator, isolamento da piscina, sistema de resfriamento de emergência (SRE) e sistema elétrico. Como resultados foram obtidas as estimativas das frequências de danos ao núcleo do reator e as probabilidades de falha dos sistemas analisados. As freqüências de danos ao núcleo mostraram-se dentro das margens esperadas, sendo da mesma ordem de grandeza que os encontrados para reatores similares. As confiabilidades dos sistemas de desligamento do reator, de isolamento da piscina e do SRE foram satisfatórias para as condições em que estes sistemas foram exigidos. Todavia, para o sistema elétrico seria recomendável uma análise para verificar a possibilidade de modernização a fim de aumentar a sua confiabilidade.