Propagação de incertezas no cálculo da frequência de acidentes em uma usina nuclear equipada com um ou dois canais de proteção

Araújo, Ediany Pedruzzi Mendes

Please use this identifier to cite or link to this item: http://hdl.handle.net/11422/17435

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DC Field	Value	Language
dc.contributor.advisor	Melo, Paulo Fernando Ferreira Frutuoso e	-
dc.contributor.author	Araújo, Ediany Pedruzzi Mendes	-
dc.date.accessioned	2022-06-29T14:58:42Z	-
dc.date.available	2023-12-21T03:09:01Z	-
dc.date.issued	2020-06	-
dc.identifier.uri	http://hdl.handle.net/11422/17435	-
dc.language	por	pt_BR
dc.publisher	Universidade Federal do Rio de Janeiro	pt_BR
dc.rights	Acesso Aberto	pt_BR
dc.subject	Frequência de Ocorrência de Acidentes	pt_BR
dc.subject	Método de Monte Carlo	pt_BR
dc.subject	Sistemas de Proteção	pt_BR
dc.subject	Usina Nuclear	pt_BR
dc.subject	Cadeias de Markov	pt_BR
dc.subject	Propagação de Incertezas	pt_BR
dc.title	Propagação de incertezas no cálculo da frequência de acidentes em uma usina nuclear equipada com um ou dois canais de proteção	pt_BR
dc.title.alternative	Propagation of uncertainties in the calculation of the accident rate in a nuclear power plant equipped with a single or two channel trip device	pt_BR
dc.type	Trabalho de conclusão de graduação	pt_BR
dc.contributor.advisorLattes	http://lattes.cnpq.br/1187896035778213	pt_BR
dc.contributor.authorLattes	http://lattes.cnpq.br/7357639800802176	pt_BR
dc.contributor.referee1	Nicolau, Andressa dos Santos	-
dc.contributor.referee2	Martins, Maximiano Correia	-
dc.description.resumo	Este trabalho apresenta um modelo que permite propagar as incertezas dos atributos de confiabilidade no cálculo da frequência de acidentes de uma instalação nuclear. Considera-se como fator determinante para a ocorrência de acidentes a indisponibilidade do sistema de proteção, uma vez que esse tem como principal função promover o desligamento seguro da planta. O método de simulação de monte Carlo foi utilizado para gerar valores aleatórios para os atributos de confiabilidade necessários para o cálculo da indisponibilidade do sistema de proteção. A frequência de acidentes foi determinada a cada iteração e com uma amostra de tamanho adequado pode-se realizar análises estatísticas dos dados. Foi proposta a solução de dois casos, sendo o primeiro de usina nuclear equipada com um só canal de proteção e o segundo de uma instalação com dois canais de proteção redundantes. Em ambos os casos, verifica-se que os resultados possuem a ordem de grandeza esperada, além disso, foram realizados testes para demonstrar que o modelo desenvolvido é viável.	pt_BR
dc.publisher.country	Brasil	pt_BR
dc.publisher.department	Escola Politécnica	pt_BR
dc.publisher.initials	UFRJ	pt_BR
dc.subject.cnpq	CNPQ::ENGENHARIAS::ENGENHARIA NUCLEAR	pt_BR
dc.embargo.terms	aberto	pt_BR
Appears in Collections:	Engenharia Nuclear

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