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Uma abordagem possibilística para identificação de transientes, com gração de resposta "não sei", otimizada por algoritmo genético
No full textEste trabalho descreve um método possibilístico de identificação de transientes baseado no método do conjunto de centróides, otimizado por algoritmo genético em trabalho anterior. A ideia básica do método é dividir o problema complexo da identificação de transientes em um conjunto de problemas simples, de tal forma que o número de acertos na classificação possa ser maximizado. Para realizar esta tarefa, um algoritmo genético é usado para otimizar o partionamento do eixo do tempo, a partir de ´series temporais que representam os transientes. A utilização de uma abordagem possibilística proporciona regras de classificação consistentes, levando naturalmente a uma heurística para o estabelecimento de zonas de influências dos centróides das partições, possibilitando a obtenção da resposta “não sei” para transientes desconhecidos, isto é, não pertencentes ao conjunto de treinamento, o que é bastante desejável nos sistemas onde a segurança é crítica. A aplicação do método proposto no problema de identificação de transientes em uma central nuclear revela a grande capacidade dos algoritmos genéticos de aprenderem regras de classificação possibilística otimizadas para diagnósticos, incluindo resposta “não sei”. Os resultados obtidos são mostrados e comentados
Sistema de auxílio ao operador para identificação dinâmica de transientes em centrais nucleares
No full textEste trabalho apresenta uma nova metodologia, baseada em RNA, para identificação de transientes a qual permite tanto uma identificação dinâmica quanto a resposta “Não Sei” para eventos desconhecidos. O método usa duas RNAs multicamadas treinadas com o algoritmo “backpropagation”. A primeira rede é responsável pela identificação dinâmica. Esta rede utiliza como entradas um pequeno conjunto (através de uma janela temporal móvel) dos valores recentes das variáveis de estado, não necessitando desta forma de um evento inicializador. A outra rede é usada para validar a identificação feita pela primeira rede através da validação de cada variável. Esta RNA permite que o sistema possa emitir a resposta “não Sei”. No processo de validação, foi proposto um problema de identificação de transientes de uma usina nuclear PWR, composto de 15 acidentes simulados, com dados ruidosos de modo a avaliar também a robustez do método. Os resultados obtidos mostraram a capacidade do método em trabalhar com sistemas dinâmicos e a emitir a resposta “Não Sei” para eventos desconhecidos
A confiabilidade de organizações que lidam com tecnologias de risco
No full textNeste artigo procuramos estudar aspectos relacionados a confiabilidade de organizações que lidam com tecnologias de risco. A categoria de organização chamada Organização de Risco, ou Organização de Alto Risco surge a partir dos estudos de Charles Perrow (Perrow, 1984) para denotar aquelas organizações que trabalham com materiais perigosos e/ou podem produzir acidentes catastróficos, com possibilidade de causar danos que vão além dos limites físicos da própria organização. A confiabilidade destas organizações tem sido tratada sob um paradigma mecanicista, baseada em análise de falhas dos sistemas técnicos. O objetivo deste artigo é apresentar algumas abordagens alternativas sobre a gênese de acidentes ocorridos nas últimas 2 décadas do século passado, abordagens estas que levam em conta não apenas os fatores técnicos, mas sim todo o sistema sócio-técnico que forma a organização
Efeitos das comuniações dos operadores de sala de controle na confiabilidade de usinas nucleares
No full textNeste artigo procuramos investigar as práticas de comunicação e avaliar seu impacto na confiabilidade humana e na segurança de uma usina nuclear. A ênfase é dada nas comunicações feitas de e para a sala de controle das usinas. O estudo procura apresentar uma metodologia para analisar qualitativa e quantitativamente estas comunicações, desenvolvendo uma abordagem sistêmica e considerando aspectos gerais da teoria dos sistemas complexos. Um dos objetivos futuros do estudo seria a aplicação de sues resultados no desenvolvimento de metodologias para análise probabilística de segurança de usinas nucleares que integram os aspectos da comunicação, permitindo uma avaliação mais precisa do real risco de acidentes deste tipo de instalação
Estudo das condições operacionais do secador spray características de qualidade do leite em pó integral
No full textNeste trabalho, investiga-se a influência das condições de operação do secador spray nas propriedades dos aglomerados formados, durante a secagem de uma suspensão de leite integral. Selecionam-se como fatores de influência, a temperatura do ar de entrada, a taxa de alimentação e a velocidade de atomização da suspensão e, como variáveis resposta da qualidade do produto, a sua umidade, a distribuição granulométrica do pó e a sua densidade aparente na compactação máxima e mínima. Experimentos, conduzidos segundo o planejamento fatorial 23 com réplicas do ponto central, demonstram que os efeitos combinados da temperatura do ar de entrada, da taxa e da velocidade de atomização da suspensão influenciam, de forma significativa, a umidade do pó. A taxa da suspensão e a temperatura do ar de entrada são as variáveis predominantes no controle da densidade aparente do pó. Entretanto, apenas o efeito da temperatura é significativo na razão dos valores de densidade aparente do pó em compactação máxima e mínima. Não se observam efeitos significativos das variáveis de operação selecionadas sobre o diâmetro médio dos aglomerados. Com base nestes resultados, analisam-se as melhores condições de operação do secador para a obtenção do produto de alta qualidade
An integrated organizational management approach to safety
No full textAnalyses of industrial accidents have demonstrated that safe and reliable operation of complex industrial processes that use risky technology and/or hazard material depends not only on technical factors but on human and organizational factors as well. After the Chernobyl nuclear accident in 1986, the International Atomic Energy Agency, IAEA, established the safety culture concept and developed a safety culture enhancement approach that has been fostered to be applied by nuclear organizations worldwide. The Nuclear Engineering Institute, IEN, is a research and technological development unit of the Brazilian Nuclear Energy Commission, CNEN, where processes using nuclear technology and radioactive materials are performed. In 1999, IEN started a management change program based on the Model of Excellence of the National Quality Award aiming at achieving excellence performance. This change program is being implemented on an integrated basis with IEN’s safety culture enhancement practice, constituting a safety oriented integrated organizational management approach, named “Total Safety Management”. This work presents this approach and the results obtained on the first IEN’s safety culture assessment, as well as the continuing actions of the change program
Estudos sobre a estrutura e dinâmica moleculares do DNA e componentes da célula através de técnicas de medidas com nêutrons
No full textApresenta conhecimentos básicos para o entendimento sobre as estruturas e funções das moléculas de ácido desoxirribonucleico (DNA)e de seus componentes, bem como pesquisas que ainda necessitam de investigações. Evidencia técnicas de medidas com nêutrons para observação da cromatina imersa em soluções de hidrogênio/deutério. Identifica que as moléculas e compostos moleculares que fazem parte de regiões contendo pontes de hidrogênio e das extremidades da hélice dupla do DNA é um outro trabalho em que as técnicas do espalhamento inelástico de nêutrons e da transmissão de nêutrons são importantes na contribuição ao campo da genética
Otimização de um Decatador/Floculador de Placas Planas Verticais Empregando-se Traçadores Radiotivos
No full textÉ apresentada metodologia para estudos e avaliações em tempo real, de unidades de estações de tratamento de esgoto (ETE) empregando-se traçadores radioativos. (...
Natural circulation in a boiling water irradiation capsule
No full textThe main topic in this report tis the external cooling of the decay heat generated inside the pressure tube of a boiling water irradiation capsule (Cápsula de irradiação de àgua FErbente-CAFÉ) by natural circulation. This capsule is designed by the Centro de Desenvolvimento de Tecnologia Nuclear (CDTN) for the Centro de Tecnologia da Marinha in São Paulo (CTM-SP). It will be irradiated in a reflector channel of the pool reactor locates in the Instituto de Pesquisas Energética e Nucleares (IPEN). In a postulated accident in the reactor or in the capsule, the capsule would be taken out of its irradiation channel being transferred to the reactor open pool for cooling. In this situation, the forced flow cases to be fed into its heated riser, which is the channel between the outer surface of the pressure tube and the barrel of a so-called flow diverging tube. Thus, the natural circulation developed has the following path: form the dated riser the flow goes to the unheated riser, the upper plenum, and the hot leg tube that discharges the cooling water into the pool of the reactor. By gravity the pool water enters the down comer that is located between the flow diverging tube and the external tube. The pool water directly cools the external tube. The simulation model software of this natural circulation path was developed in the Institute de Engenharia Nuclear (IEN). It is a direct consequence of the research and development condicted in IEN in Natural Circulation and Passive Heat Removal systems for advanced PWRs. Aware of the need for better numerical methods, the developed software employs a finite-element method [5] with adaptive re-meshing and appropriated time-step scales. For a model in which the vapor velocity is explicitly calculate using the Drift-Flux model. The original software, capable to model single and two-phase flows, was validated using some PWR similar experiments conducted in the IEN Natural Convection Circuit (CCN)
Montagem de um sistema portátil para espectrometria gama
No full textEm vista da necessidade de fazer análise por espectrometria gama em locais afastados do Laboratório de Espectrometria, montou-se um sistema portátil baseado em um detector de germânio hiperpuro, um mulicanal 92X Spectrum Master e um computador palmtop para controlar o sistema. É apresentado neste relatório uma descrição detalhada da montagem e operação dos programas para aquisição dos espectros gama