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http://hdl.handle.net/11422/13296| Tipo: | Dissertação |
| Título: | Análise de sensibilidade por Teoria de Perturbação Generalizada da frequência de acidente de uma instalação nuclear equipada com um canal de proteção sob envelhecimento |
| Autor(es)/Inventor(es): | Souza, Larissa Fernandes Araujo de |
| Orientador: | Frutuoso e Melo, Paulo Fernando Ferreira |
| Coorientador: | Silva, Fernando Carvalho da |
| Resumo: | Apresenta-se, nesta dissertação, uma análise de sensibilidade de um sistema de proteção em uma instalação nuclear com um canal de proteção, que entra em situação de envelhecimento durante o período de operação da instalação. Essa análise está relacionada à métrica da frequência de acidentes da instalação, e considera a variação de parâmetros de interesse que compõem o cálculo dessa métrica. Pelo método direto, o cálculo dos valores para essa análise tem um alto custo computacional considerando o canal de proteção durante sua vida útil, e maior ainda quando o cálculo envolve o período de envelhecimento, o que torna essa tarefa bastante custosa em termos de tempo de realização. Para contornar esse inconveniente, é proposta a utilização do método da Teoria da Perturbação Generalizada (GPT) aplicada ao cálculo da frequência de acidentes e a sua análise de sensibilidade para um canal de proteção sujeito aos parâmetros de interesse, variando-se a sua taxa de demanda. O emprego da GPT de primeira ordem para o cálculo da frequência de acidentes, aplicando o conceito de perturbação para a variação do valor da taxa de demanda, se mostrou bastante eficaz para sistemas sujeitos a altas demandas, entretanto, não trouxe bons resultados para valores mais baixos desse parâmetro. Mesmo assim, a eficiência desse método destaca-se em relação ao método direto. Foi possível notar que a eficácia da GPT melhora dependendo da proximidade entre o valor da taxa de demanda de referência e o valor de perturbação utilizada, mas perde em eficiência, quando comparado a um intervalo de perturbação maior. |
| Resumo: | In this work, we present a sensitivity analysis of a protection system of a nuclear plant equipped with a single protection channel, that enters in a wear out state while in the operation period of the plant. This analysis is related to the metric of the plant accident frequency, and considers the variation of parameters of interest that compound the calculation of this metric. By the common method, the calculation of the values for this analysis has a high computational cost considering the useful life of the protection channel, and it is even higher when the calculation considers the wear out period, which makes this task very tiring in terms of time. To work around this inconvenience, it is proposed to use the method of Generalized Perturbation Theory (GPT) applied to the calculation for the accident frequency and its sensitivity analysis for a single protection channel, subject to the parameters of interest, varying its demand rate. The employment of a first order GPT to calculate the accident frequency, with the application of the perturbation concept to vary the demand rate values, showed up fairly effective to systems subject to high demands, however, it did not bring good results to lower values of this parameter. Even so, the efficiency of this method stands out when compared to the common method. It may be noted that the effectiveness of the GPT improves depending on the reference demand value and the perturbed value used, but loses efficiency, when compared with a wider perturbation range. |
| Palavras-chave: | Análise de sensibilidade Reatores nucleares Medidas de segurança Segurança nuclear Envelhecimento |
| Assunto CNPq: | CNPQ::ENGENHARIAS::ENGENHARIA NUCLEAR::TECNOLOGIA DOS REATORES::SEGURANCA, LOCALIZACAO E LICENCIAMENTO DE REATORES |
| Programa: | Programa de Pós-Graduação em Engenharia Nuclear |
| Unidade produtora: | Instituto Alberto Luiz Coimbra de Pós-Graduação e Pesquisa de Engenharia |
| Editora: | Universidade Federal do Rio de Janeiro |
| Data de publicação: | Abr-2019 |
| País de publicação: | Brasil |
| Idioma da publicação: | por |
| Tipo de acesso: | Acesso Aberto |
| Aparece nas coleções: | Engenharia Nuclear |
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