1. Pantheon
  2. Trabalhos Acadêmicos e Técnicos
  3. Trabalhos de Conclusão de Curso de Graduação
  4. Engenharia Nuclear
Por favor, use este identificador para citar o enlazar este ítem: http://hdl.handle.net/11422/17881
Especie: Trabalho de conclusão de graduação
Título : Cálculo de dose efetiva decorrente de um acidente de perda de refrigerante em Angra 2
Otros títulos: Calculation of the effective dose from an accident of loss of coolant in Angra 2
Autor(es)/Inventor(es): Abreu, Caio Coqueijo de
Tutor: Melo, Paulo Fernando Ferreira Frutuoso e
Tutor : Alvarenga, Marco Antonio Bayout
Resumen: Uma das grandes preocupações do setor nuclear, principalmente para geração de energia, são a segurança e o cálculo de dose decorrente de processos que geram produtos radioativos danosos para seres humanos. Em especial, o Iodo, que acumula na tireóide e possui diversos meio de absorção, seja respiração, alimentação etc. O iodo radioativo, produto de fissão em um reator nuclear de potência, causa câncer e em determinadas concentrações, pode levar ao óbito. Um dos acidentes postulados de base de projeto em reatores nucleares é ruptura da tubulação ou falha de válvulas que levem a liberação de refrigerantes contaminados com produtos radioativos devido à falha de pastilha e revestimento. As liberações destes produtos radioativos em ambiente fora da contenção podem formar nuvens radioativas na vizinhança da usina e outras. Para avaliação do cenário de um acidente de perda de refrigerante na usina de Angra 2 com duração de 2 horas de liberação, foram retirados dados meteorológicos da Torre-A, torre mais próxima à rodovia BR101, para o mês de Janeiro no ano de 2009, mês mais chuvoso e quente do ano. O termo fonte foi retirado do Relatório de Análise de Segurança Final de Angra 2 para o acidente postulado grande LOCA (Loss of Coolant Accident) com ruptura em guilhotina de 380 cm² na tubulação da perna quente. A dispersão atmosférica, para o cálculo da concentração normalizada dos produtos de fissão na zona de exclusão, foi utilizada o programa PAVAN, criado pela NRC, e como comparação, um programa feito no MATLAB apenas para validar o modelo quanto à ordem de grandeza. Os dois programas utilizam o coeficiente de dispersão de Pasquill-Gifford (1976). O programa PAVAN considerou topografia simplificada da usina de Angra 2. Após o resultado gerado pelo PAVAN, pela concentração normalizada, gerou-se a concentração para cada radionuclídeo do termo fonte retirado do Relatório de Análise Final de Segurança de Angra 2 e calculou-se a dose equivalente para indivíduos do público apenas na zona de exclusão de raio 800 metros. A maior dose efetiva encontrada para o grupo crítico de 8 a 12 anos exposta no período de 2 horas foi de 5,48E-03 mSv/ano, valor abaixo do estipulado pela Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN, 2005) de 0,3 mSv/ano.
Materia: Grande LOCA
PAVAN
Modelo Pasquill-Gifford
termo fonte
dose efetiva
barreiras de profundidade
segurança
Materia CNPq: CNPQ::ENGENHARIAS::ENGENHARIA NUCLEAR
Unidade de producción: Escola Politécnica
Editor: Universidade Federal do Rio de Janeiro
Fecha de publicación: abr-2016
País de edición : Brasil
Idioma de publicación: por
Tipo de acceso : Acesso Aberto
Aparece en las colecciones: Engenharia Nuclear

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