2383 research outputs found
Sort by
An enhanced shanks transformation applied to gift solutions
No full textUm algoritmo incorporando uma transformação de Shanks modificada foi desenvolvido visando a eliminação de instabilidades que ocorrem na aplicação de sua forma original à alguns tipos de séries. A ideia básica dessa transformação é a geração de somas adicionais parciais através de uma interpolação com um polinômio de grau M-1 definido pelas M somas parciais originais. Apesar do seu caráter virtual, essas somas melhoram o resultado final reduzindo a faixa de magnitude das instabilidades. Uma vez que a posição das instabilidades remanescentes depende do número de somas virtuais utilizadas, os resultados obtidos sob vários números delas- onde os “outliers” foram eliminados- são combinados para compor a solução final. O critério de eliminação utilizado é o valor máximo aceitável para a 2ª derivada. Quando esse critério é violado o potencial e zerado. Esse valor é elevado gradativamente até que a solução final não apresente mais nenhum vazio. Esse algoritmo foi aplicado à um problema específico envolvendo a dispersão de poluentes na atmosfera resolvido pela Técnica da Transformada Integral Generalizada – GITT. Os resultados mostraram uma melhora substancial em termos de tempo de processamento computacional graças à eficácia da própria Transformação de Shanks, bem como às modificações nela introduzidas, o que tornou possível limitar a ordem truncamento dos autovalores à um nível razoável, mantendo no entanto a solução final livre de instabilidades
Thermal neutron computed tomography at the Argonauta Reactor
Get PDFSince 1985 the Argonauta Reactor at the Instituto de Engenharia Nuclear - IEN/CNEN has been used as a source of thermal neutrons to acquire transmission-generated radiographic images. From that time until the end of the last century, some Universities and Research Institutions have as well used the irradiation facilities of this reactor for that purpose and for technical and scientific training of personnel. Quite recently, a joint work program with the Laborat´orio de Instrumentac¸ ˜ao Nuclear - LIN/COPPE-UFRJ has been initiated addressing the research in the field of radiographic images using thermal neutrons, with special emphasis on Computer Aided Tomography. Within this frame, different tomographic systems - each one with their intrinsic features - have been developed aiming at their use in the industry field which requires the inspection of objects exhibiting different sizes and compositions. This work focuses the developed tomographs presenting their constraints and performances such as Spatial Resolution, Modulation Transfer Function and Density Resolution. The acquired images of some objects and test-bodies are as well presented for the sake of qualitative evaluation. They show a fair agreement with the performance of the tomographic system as expected from the measured quantitative parameters
Avaliação das interfaces gráficas do sistema de captação para tireóide
Get PDFTechnology plays an important role in modern nuclear medical centers, making healthcare increasingly complex, relying on complex technical equipment. Poorly design human system interfaces can increase the risks for human error. User interfaces must have high usability in order to create prerequisites for safe operation and increase the efficiency of the interaction operator system. Our main objective is investigate a methodology to evaluate interfaces of nuclear medical equipment. The methodology includes human factors standards, guidelines, checklists, user-based testing and the user activity analysis.A tecnologia desempenha um papel importante em modernos centros médicos nucleares, com o uso de equipamentos e sistemas sofisticados para exames mais complexos. Equipamentos médicos nucleares complexos com falhas no projeto das interfaces e na interação homem sistema, podem contribuir para os erros humanos. O desenvolvimento de interfaces com boa usabilidade irá possibilitar uma operação segura e aumentar a eficiência da interação operador sistema. Nosso principal objetivo é desenvolver uma metodologia para avaliar interfaces avançadas de equipamentos médicos nucleares. Esta metodologia é formada por normas e guias de fatores humanos, lista de verificação, questionários, ensaios de interação e a análise da atividade dos principais usuários
Otimização da proteção radiológica nas práticas para a produção de radiofármacos no IEN
Get PDFThis works has arisen from the need of updating radiological protection procedures, creating new ones and training qualified personnel to perform radiological protection duties in a nuclear facility. The main purpose of the research was to assess and minimize gamma and neutron dose rates emitted during the produc.tion and handliing ofradiopharmaceuticals at IENlDlRA. A mobile measurements system (SMMG-N) was developed for on-site measurements. This system has proven to be more handy than the equipament formerly used for for this task. It has also proven to reduce the measurements uncertainties and to allow for the standardization of assessment procedures. He dose rates calculated using the data provided by this system have been compared with results obtained otherwise and good agreement was observed between them. This study has confirmed the need to improve the radiation shielding of KIPROS target-chamber and target vault in order to meet the radiological principIes of dose rate limitation and optimization.Este trabalho tem por objetivo atualizar e instituir procedimentos de proteção radiológica e treinar pessoas, visando a minimizar as doses oriundas das práticas para produção de radiofármacos no IEN/DlRA. Para contribuir com este objetivo, foi desenvolvido um sistema móvel de medições (SMMG-N) para melhor avaliar as taxas de dose gama e nêutrons geradas nessas práticas. Os resultados das. medições realizadas
com este projeto, foram comparados com resultados obtidos por formas aleatórias de medições. Verificou-se com este estudo, que as monitorações realizadas com esse sistema reduziram as incertezas das medições, permitiram a padronização na forma de realizar os monitoramentos, além de facilitar o transporte dos monitores de radiação para as áreas. Esse estudo confirmou a necessidade de alterações no sistema de blindagens da câmara-alvo e caverna do KIPROS, para atender aos princípios de limitação de dose e
otimização da radioproteção
Solution of the fixed source neutron diffusion equation by using the pseudo-harmonics method
Get PDFThe two-group neutron diffusion equation, in two-dimensional Cartesian geometry, with fixed source was solved by using a pseudo-harmonics expansion method in connection with the flux expansion method of nodal discretization, based on average values. The same fixed source problem was solved by finite difference discretization and the results obtained were compared. The pseudo-harmonics expansion method employed is part of the alternative version of the pseudo-harmonics perturbation method and the fixed source problem tested was the ‘‘auxiliary function’’ problem. Results obtained for the test cases show that the method
developed for solving fixed source problems is very accurate when compared to the finite difference method
Análise de confiabilidade humana dos operadores de salas de controle de reatores nucleares: estudos preliminares sobre a técnica para predição da Taxa de Erro Humano (THERP) e a técnica para Análise de Evento Humano (ATHEANA)
No full textHuman reliability is the probability that a person correctly performs some system required activity in a required time period (if time is a limiting factor) and performs no extraneous activity that can degrade the system. Human reliability analysis (HRA) is the analysis, prediction and evaluation of work-oriented human performance in quantitative terms using some indices as human error likelihood and probability of task accomplishment. The HRA has three basic functions: the identification of human errors, the prediction of the likelihood of particular human actions not being taken when needed and reduction of the likelihood of human errors. THERP is a technique to predict human error probabilities and to evaluate the degradation of a man-machine system likely to be caused by human errors alone or in connection with equipment functioning failures, operational procedures, work practices and human characteristics that influence system behavior. ATHEANA was developed to increase the degree to which an HRA can represent the kinds of human behaviors seen in accidents and near-miss events at nuclear power plants. The technique provides a detailed search process for identifying important human actions and the contexts that can lead to their success or failure. The premise of the ATHEANA is that significant human errors occur as a result of error-forcing contexts (EFCs), defined as combinations of plant conditions and other influences that make operator error very likely, the performance shape factors (PSF). Our initial objective is developed a study about THERP and ATHEANA. In a second phase, develop a methodology to analyze human reliability of the operators of nuclear power plants control rooms, using a framework that includes ATHEANA and THERP.Confiabilidade humana é a probabilidade de que uma pessoa realize corretamente uma atividade requerida por um sistema em um determinado tempo (se o tempo é um fator limite) e não realize qualquer outra atividade, que possa degradar o sistema. Análise da confiabilidade humana (ACH) é a análise, predição e avaliação do desempenho humano, utilizando abordagens qualitativas e quantitativas, ou seja, usando alguns índices como a probabilidade de ocorrência do erro humano e a probabilidade de realizar uma tarefa com sucesso. A ACH tem três funções básicas: a identificação dos erros humanos, a predição da probabilidade de determinadas ações não serem realizadas quando necessárias e a diminuição da probabilidade de ocorrência do erro humano. THERP é uma técnica usada para predizer a probabilidade de ocorrência do erro humano e avaliar a degradação do sistema homem máquina causada somente pelos erros humanos ou pelos erros humanos associados com falhas no funcionamento de equipamentos, procedimentos operacionais, práticas de trabalho e características humanas que influenciam no desempenho do sistema. ATHEANA tem como objetivo aprimorar a ACH, incorporando os diversos tipos de comportamento humano em situações de acidentes e em certos eventos operacionais em plantas nucleares de potência. Esta técnica identifica determinadas ações humanas e o contexto onde são realizadas, que podem levar ao sucesso ou insucesso. A premissa do ATHEANA é que significativos erros humanos ocorrem como resultados de determinados fatores do contexto, definidos como sendo uma combinação das condições da planta e dos fatores que modelam o desempenho dos operadores (PSF). Nosso objetivo inicial é realizar um estudo sobre o THERP e o ATHEANA. Na segunda fase, desenvolver uma metodologia para analisar a confiabilidade dos operadores de salas de controle de reatores nucleares, utilizando uma estrutura que inclua ATHEANA e THERP
Effects analysis fuzzy inference system in nuclear problems using approximate reasoning
No full textIn this paper a fuzzy inference system modeling technique applied on failure mode and effects analysis (FMEA) is introduced in reactor nuclear problems. This method uses the concept of a pure fuzzy logic system to treat the traditional FMEA parameters: probabilities of occurrence, severity and detection. The auxiliary feed-water system of a typical two-loop pressurized water reactor (PWR) was used as practical example in this analysis. The kernel result is the conceptual confrontation among the traditional risk priority number (RPN) and the fuzzy risk priority number (FRPN) obtained from experts opinion. The set of results demonstrated the great potential of the inference system and advantage of the gray approach in this class of problem
Caracterização do evento de queda de barras de controle através das temperaturas na posição dos termopares no núcleo de reatores PWR.
Get PDFIn this thesis are determined the temperatures in the thermocouple located at the exit of the coolant channels of the reactor core of a typical PWR, for identifying the occurrence of the control rod drop accident during the operation in power of the reactor. For that purpose, the multigroup diffusion model was used in cylindrical geometry, for calculation of neutron fluxes and consequently, power densities. Solution of the discretized multigroup neutron diffusion equation, was obtained using the SOR iterative method (Successive Over-Relaxation), in addition to the source extrapolation method of Chebyshev in the outer iterations. It also was developed in this thesis a cylindrization technique for the assemblies of the core, to consider the properties of the different materials of the assemblies. For calculation of the temperatures in the rods, use was made of a one dimensional heat transfer model in the pellet and cladding, assuming an average value for the thermal properties. An iterative step in a section axial of the rod was used, to update the thermal properties. The generated results showed the effectiveness of the model in identifying a control rod dropped into a position in the reactor core. The temperature distribution obtained with the developed system will be able to be used in an intelligent system for identification, in line and in real-time, of the control rod drop event.Nesta tese são determinadas as temperaturas nos termopares localizados nas saídas dos canais de refrigeração do núcleo de um reator do tipo PWR, para identificar a ocorrência de um acidente de queda de barra de controle durante a operação a potência do reator. Para isso, foi utilizado o modelo da difusão multigrupo na geometria cilíndrica, para cálculo do fluxo de nêutrons e consequentemente, da densidade de potência. Na solução da equação da difusão de nêutrons multigrupo discretizada, foi utilizado o método iterativo SOR (Successive Over-Relaxation), incluindo o método de extrapolação de fonte de Chebyshev nas iterações externas. Foi também desenvolvida nesta tese uma técnica de cilindrização dos arranjos do núcleo para levar em consideração as propriedades dos diferentes materiais dos elementos combustíveis. Para cálculo das temperaturas nas varetas, foi utilizado um modelo específico de transferência de calor unidimensional na pastilha e revestimento, assumindo um valor médio para as propriedades térmicas. Mesmo assim foram usados passos iterativos numa seção axial da vareta, na atualização das propriedades térmicas. Os resultados gerados mostraram a efetividade do modelo para identificar o evento de queda de barra numa posição do núcleo do reator. A distribuição de temperatura obtida com o sistema desenvolvido poderá ser utilizada em um sistema especialista para identificação, em linha e em tempo real, do evento de queda de barra de controle
A Ergonomia no Licenciamento de Instalações Nucleares
No full textThe objective of the study presented in this paper is to propose the operator activity analysis
as a support tool to the nuclear licensing. This study presents a methodology to evaluate nuclear power
plants control rooms, that includes a series of factors not contemplated by usual licensing practice.
The activity analisys approach considers the operation strategies, the interaction operator system, the
communication practices, the interaction between operators and support groups. The activity analysis
shows vital safety information, not present in human factors standards and guidelines, which operators
use to make monitoring more effective, identifying operation strategies, understanding how operators
handle with the workload, identifying problems related with the safety and operators performance. This
methodology will get essential information, making possible the adequacy of control rooms features to
the legal requirements of the regulating agency, assisting the licensing process.O principal objetivo deste artigo é mostrar como a análise da atividade dos operadores de sala
de controle pode ser usada para a melhoria do processo de licenciamento de aspectos de fatores humanos
de uma instalação nuclear. O estudo apresenta uma metodologia para avaliação de salas de controle
de reatores nucleares, incluindo a análise da atividade de uma situação real ou de referência, ainda não
inserida na prática usual de licenciamento no setor nuclear. A partir da análise da atividade dos operadores
emergem informações vitais para a segurança do sistema, que não são inteiramente cobertas pelas normas
e guidelines de fatores humanos atualmente utilizadas. Estas informações são relacionadas a aspectos
de monitoração, resolução de problemas, estratégias de operação, carga de trabalho, enfim, identificando
problemas que afetam a segurança da operação e o desempenho dos operadores. O objetivo da metodologia
é fornecer subsídios para o setor de licenciamento nuclear, contribuindo para a melhoria da segurança
de operação, possibilitando a adequação das salas de controle às exigências do órgão responsável pelo
licenciamento e fiscalização nuclear
Uma proposta para o calculo da blindagem da porta e da parede externa do labirinto da sala de radioterapia medica
No full textThe NCRP 49 report is widely used in evaluating the structural shielding of radiotherapy installations, even
though it is deficient regarding mazes. This work proposes a method that entails using a simple calculation in
order to fulfill that lack.Nos cálculos de blindagem de instalações de radioterapia, o NCRP 49 ainda é largamente utilizado, porem é insuficiente quando se trata de labirintos. Este trabalho, através de cálculos simples, pretende apresentar uma
proposta para preencher esta lacuna