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Conversion of a X-ray position sensitive detector for use in a thermal neutron tomographic system
No full textA gaseous position sensitive detector originally designed to operate with x-rays been modified for using in thermal neutron tomographic systems. This modification included the replacing of the standard argon-methane mixture by 3He-enriched helium. Due to its low-density, helium should be submitted to a relatively high pressure in order to increase its stopping-power for the products emerging from the 3He(n,p)3H nuclear reaction. High pressures however, creates tightness problems. To mitigate this difficulty some heavy gases have been mixed to helium, reducing thus the range of the particles. In this work, three gases have been studied: pure 3He-enriched helium, and its mixture with argon-methane and with propane. For each case the parameters governing the performance of a detector coupled to a tomographic system, such as Spatial Resolution, Linearity and Response Homogeneity have been determined. Besides that, the Modulation Transfer Function and the Distance Resolution Curve for a tomographic system incorporating a detector filled with those three different gases have been measured. The best spatial resolution- around 800µm – has been obtained with a helium-propane mixture. This kind of detector in intended to quip thermal neutron tomographic systems, to perform non-destructive assay, exploiting thus the capability of this particle to pass through heavy materials where a X-ray tomography wouldn’t work properly. For an equivalent resolution, a tomographic system using a detector of this kind would require a much shorter acquiring time with regard to the 1st generation systems, since a sample translation is no longer necessary
Desenvolvimento de um programa computacional 3D para cálculos de transientes de curta duração em núcleos de reatores do tipo PWR
No full textNesse trabalho é apresentada a teoria que dá suporte ao desenvolvimento de um programa computacional para cálculos de transientes neutrônicos em núcleos de reatores do tipo PWR. Inicialmente são apresentados os objetivos e a relevância do tema. Na metodologia são estabelecidos os principais parâmetros alvos de observação nas análises e também os modelos matemáticos e aproximações a serem adotadas no desenvolvimento. Finalizamos com uma abordagem das implicações sócio-econômicas dessa iniciativa, além de chamarmos a atenção para o fato do trabalho estar plenamente alinhado com as diretivas de Serviço de Tecnologia de Reatores do IEN
O Impacto do Processamento Paralelo na Otimização de Projeto Neutrônico de Reator Através de Algoritmo Genético
No full textAtualmente diversos problemas de otimização encontrados na engenharia nuclear vem sendo solucionados através de algoritmos genéticos (AGs).A robustez de tais algoritmos, no entanto, está fortemente ligada à natureza de seu processo de busca que baseia-se "populações" de candidatos à solução do problema, fato este que implica em elevado custo computacional no processo de otimização. A utilização de AG torna-se ainda mais crítica quando o processo de avaliação de um candidato à solução é computacionalmente custoso. Problemas desta natureza são comuns na engenharia nuclear , e como exemplo, pode-se citar a otimização de projetos de reatores, onde códigos neutrônicos que consomem elevado tempo de CPU precisam ser executados. Com o objetivo de investigar o impacto da utilização da computação paralela na solução , através de AG, de um problema de otimização em projeto neutrônico , desenvolveu-se um algoritmo genético paralelo (AGP) sob o paradigma do Modelo de Ilhas. Exaustivos experimentos , envolvendo mais de 1500 horas de processamento em computadores pessoais de 550 MHz, foram feitos para que se pudesse comparar o AG convencional com o AGP. Tais experimentos demonstram a superioridade do AGP, não só no que se refere ao tempo de execução , mas também ao resultado da otimização
Avaliação da disponibilidade dos Sistemas de Refrigeração de Componentes e Geradores Diesel de emergência de Angra 2: considerando Outage-times.
No full textNeste artigo são desenvolvidos procedimentos para a obtenção da disponibilidade dosSistemas de Refrigeração de Componentes (CCS) e dos Geradores Diesel de Emergência (EDG) deuma instalação nuclear de potência (PWR) de quatroloops considerando os períodos dedesalinhamentos para testes periódicos (surveillance tests). A análise é feita de maneira conjuntasobre dois sistemas e é capaz de revelar os períodos mais críticos durante 480 dias (período médioentre duas recargas). Os modelos probabilísticos utilizados foram desenvolvidos para estimar adisponibilidade de um sistema considerando: tempo entre testes dos componente, duração de umteste, desgaste sofrido pelos componentes durante um teste, agendamento não periódico entre testes, maior importância global de cada componente, probabilidade de um teste revelar a necessidade deuma manutenção (maior tempo de desalinhamento) e envelhecimento pregresso dos componentes.Os resultados obtidos possibilitam o planejamento de melhores políticas de desalinhamento paratestes tendo em vista alguns eventos externos (ex. blackout) e podem evitar situações de risco para a instalação
A Modelagem cognitiva e a confiabilidade humana em organizações que lidam com tecnologias de risco.
No full textEste artigo apresenta uma aplicação de cogn
modelagem tivo para avaliação da carga de trabalho
tripulação operador nuclear. A tarefa escolhida para
modelagem foi a pequena pausa acidente LOCA
em Angra II usina nuclear. Neste m
odeling o trabalho em equipe é composta por operação
um operador do reactor, um operador de turbina e uma peneira
supervisor. Na simulação o correto
a identificação do tipo de acidente pelo
equipe durante o período de ações automáticas
realizada através dos sistemas de protecção de plantas é
considerado, isto é, a identificação do
tipo de acidente é realizada durante o primeiro
30 minutos após o acidente começando.
O ACT-R (Controle Adaptativo de Pensamento) foi-nos
ed para a simulação. O artigo também
apresenta a descrição das características básicas
de ACT-R modelo. Conclui-se que, apesar
as abordagens feitas nas tarefas cognitivas, programa ACT-R é um instrumento útil para
análise cognitiva da tripulação do operador.This article presents an application of cogn
itive modeling for evaluation the workload of
nuclear operator crew. The task chosen for
modeling was the small break LOCA accident
in Angra II nuclear power plant. In this m
odeling the operation teamwork is composite by
a reactor operator, a turbine operator and a sift
supervisor. In the simulation the correct
identification of the accident type by the
team during the period of automatic actions
carried through the plant protection systems is
considered, i.e., the identification of the
accident type is carried out during the first
thirty minutes after the accident beginning.
The ACT-R (Adaptive Control of Thought) was us
ed for the simulation. The article also
presents the description of the basic features
of ACT-R model. We conclude that, despite
the approaches made in the cognitive tasks, program ACT-R is a useful instrument for
cognitive analysis of operator crew
Analysis of natural circulation in a thermal hydraulic loop similar to a passive nuclear reactor cooling system (part 2: single-phase and two-phase results)
No full textThe main topic in this report is a new device being considered to improve nuclear reactor safety employing the natural circulation. Aware of the need for more precise and stable numerical models we developed a new computation software employing a finite element formulation. In tit a stable pressure equation is derived from the continuity equation, where all pressure contributions arising from the momentum and energy conservation equations, and the state-equation are accounted implicitly in time. The thermal equilibrium homogeneous model with the vapor velocity explicitly calculated using the Drift-Flux model is employed for a good representation of the physics of the two-phase flow. A thermal hydraulics loop in reduced scale similar to a Pressurized Water Reactor (PWR) passive heat removal system was built at IEN to obtain typical natural circulation two-phase flow data and to validate numerical models. Two experimental tests in single and two-phase flows were made to begin and to validation of the model. Comments on the results and a discussion of the importance of software validation are presented
A complexidade de um sistema de regras fuzzy para estudo da corrosão acelerada por vazão em componentes passivos
No full textEste trabalho apresenta uma nova modelagem para o problema de corrosão, FAC- “Flow Accelerated Corrosion” e representação gráfica das simulações realizadas em componentes estruturas e sistemas passivos de uma central nuclear em processo de envelhecimento. Através de um sistema de regras Fuzzy, baseado apenas em conjuntos de dados característicos da natureza do problema, define-se um certo número de regras que represente o conhecimento armazenado sobre o sistema. Dada a enorme complexidade oriunda das diversas informações observáveis e sua estrutura não linear o entendimento e previsão do fenômeno de envelhecimento é impossível para um especialista humano. Contudo, coma utilização de metodologias inteligentes, os resultados da previsão podem ser visualizados graficamente, e a partir deste ponto, inferências no espaço de solução de regras podem ser feitas pelo engenheiro que detém o conhecimento especialista
Um sistema inteligente fuzzy para avaliar informações de usuários em páginas na internet
No full textEste trabalho consta do desenvolvimento de um Sistema Inteligente na Internet (SII) para indicar o nível de aquisição material dos visitantes em páginas na WWW (World Wide Web). A partir do Tempo de permanência (Tp), da Frequência de visitas (Fv) e de um Índice (IDLI) que mede o interesse do internauta na página web, o sistema estabelece um padrão existente nestas informações relacionadas com o número de Ordens de Compras dadas por um internauta. Desta forma, as variáveis tratadas como pares de entradas/saídas estabelecem um sistema adaptativo Fuzzy que possui a capacidade de aprender com o tempo e a generalizar para definir novos padrões de usuários. Uma aplicação da metodologia proposta foi apresentada para efeito de ilustração. Com os resultados obtidos, pode-se definir um número de ordem de compra para cada item oferecido na página Web, estabelecer limites para o estoque adequado, ou estabelecer critérios de exibição de ofertas de produtos na página Web da empresa
Sistema de Monitoração de Rejeitos Radioativos Hospitalares
No full textEste relatório técnico apresenta o Monitor de Rejeitos Hospitalares (MRH) que fornece uma indicação de alarme quando o nível de radiação do rejeito radioativo sólido, a ser liberado por hospitais, clínicas e laboratórios para o serviço de coleta de lixo urbano, ultrapassa um valor previamente estabelecido como nível de radiação máximo para liberação, com base na norma CNEN-NE-6.05. O MRH é composto de um monitor de radiação acoplado a uma sonda detectora de Nal (TI). Caso seja necessário, é possível aumentar a sensibilidade do monitor com a radiação de uma ou mais sondas em paralelo é entrada de monitor (diminuir a atividade mínima detectável pelo monitor). O monitor possui tempo de resposta de 1 segundo o que o torna capaz de efetuar uma monitoração instantânea de qualquer nível de radiação que ultrapasse o valor de alarme ajustado sem necessidade de tempo de espera para acumulação estatística da leitura pelo monitor. O monitor foi instalado no Hospital Israelita Albert Einstein situado na cidade de São Paulo. Os testes realizados no monitor foram satisfatórios mostrando que o mesmo poderá ser empregado em hospitais, clínicas e laboratórios de todo o país para monitorar a liberação de seus rejeitos radioativos na forma sólida
Sistema digital de instrumentação e segurança para reatores nucleares de pesquisa
No full textEste Relatório Técnico descreve uma proposta para um Sistema de instrumentação nuclear e segurança totalmente digital para o reator Argonauta. O sistema se divide nos subsistemas: Canal de Pulsos, Canal de Corrente, Instrumentação Convencional e Sistema de Segurança. A interligação dos subsistemas é feita através de rede local dupla redundante, usando o protocolo modbus/rtu. Tanto o Canal de Pulsos, o canal de corrente e o Sistema de Segurança utilizam módulos operando em redundância tripla