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Produção de traçador radioativo por eletromarcação de derivado de petróleo com ¹²³I
Get PDFEste trabalho propõe a aplicação da técnica eletroquímica para marcação de óleos lubrificantes com 123 I radioisótopo como uma alternativa aos métodos tradicionais. O procedimento usual emprega uma sequência de etapas de separação /extração, resultando em doses consideráveis de radiação para o operador e a técnica proposta por este trabalho oferece uma condição ideal para marcação do óleo, pois utiliza um sistema automático e sem necessidade de manipulação por parte do operador. A técnica apresentada permite a fixação do isótopo radioativo na molécula da fase orgânica, reduzindo assim a possibilidade de isótopo radioativo reagir com material da tubulação, viabilizando a medidas de vazão de óleo em diferentes condições. A metodologia é baseada na ligação do radioisótopo de 123 I na cadeia carbônica do óleo lubrificante. Este trabalho inclui o desenvolvimento de modelo de célula eletrolítica ideal e utiliza as técnicas de titulação potenciométrica e espectrometria gama para análises quantitativas e qualitativas como forma de monitoramento do processo de marcação. Os resultados obtidos mostram uma eficiência de marcação em torno de 85% na faixa de 25°C à 40°C indicando o método como meio viável para produzir grandes quantidades de derivados de petróleo marcados com isótopo radioativo ¹²³I
Resilience in Firefighting Emergency Response Standardization and Resilience in Complex Systems
Get PDFThis study presents an analysis concerning the use of standard operating procedures (SOPs) and identifying sources of resilience and brittleness in an emergency response exercise conducted as training for Rio de Janeiro State Fire Departament´s captains, Brazil. From the audiovisual record of the exercise performed by 35 youngs officers, it was noticed the partial activation of 13 SOPS relevant to the exercise. Not all steps under each SOP were activated or even used. Some possible reasons are the novelty related to the use of simulation as well as the exercise design. This bias in the SOPs use was somehow compensated by sources of resilience that contributed to the actions outcome. Positive and negative aspects of this relationship between standardization and resilience were observed and described contributing to a better understanding of the activity analysis of these professionals
Proposta de implantação de um programa de monitoração de confiabilidade de sistemas eletrônicos de segurança em usina nuclear
Get PDFQuando se iniciaram as construções de usinas nucleares com propósitos voltados à produção de energia elétrica, na década de 1950, não existia, na fase de projeto, uma preocupação muito acentuada quanto ao tempo de vida útil que se esperaria de tal empreendimento. Ao mesmo tempo, tanto a experiência de projeto quanto de operação e manutenção de tais complexos industriais, não tinham proporcionado uma quantidade de dados suficientemente robusta para que fosse levantada a questão de impactos das interações advindas do meio ambiente e das condições de operação das usinas com seus reflexos no tempo de vida útil das mesmas.
No caso mais emblemático desta filosofia, que seria o das usinas americanas, as premissas para o tempo de vida útil esperada eram simplesmente baseadas num cálculo de mercado que levava em conta a expectativa de retorno do capital investido e assim as análises de segurança e todas as outras necessárias foram feitas com base neste tempo previsto, Estes cálculos foram determinantes para que a Comissão Reguladora Nuclear americana aprovasse a operação das plantas nucleares por um tempo de 40 anos e incluísse este limite em suas licenças de operação. Como reflexo desta postura as usinas nucleares construídas ao longo do tempo em vários países, incluindo o Brasil, com tecnologia americana e seguindo os seus padrões, adotaram este tempo de licença de operação.
Com o tempo de operação e as projeções de retorno de capital e a constatação de que os projetos eram capazes de suportar mais alguns anos em operação segura, as empresas solicitaram e obtiveram a aprovação para uma extensão de tempo de vida, desde que pudessem comprovar algumas premissas definidas pela Comissão Reguladora Americana (NRC) através de um capítulo especifico no código federal de normas identificado como 10CFR. Este capítulo especifica as condições necessárias para se comprove que as usinas nucleares seriam capazes de operar com segurança pelo tempo a que se propunham.
O propósito deste trabalho é, utilizando referências e literatura disponíveis na indústria mundial relacionadas com técnicas e tecnologias de manutenção e outros focados na área nuclear, propor uma metodologia de modo a se obter um processo de monitoração de confiabilidade de sistemas eletrônicos que, levando em conta aspectos relacionados ao envelhecimento de seus componentes e sem interferir demasiadamente nos modos de operação das usinas nucleares, forneça suporte às mesmas para propor a extensão de vida útil de operação, em conjunto com as outras avaliações previstas nas normas.
Com a utilização dos resultados de testes executados em partes de sistemas de controle de barras (SCB) e de proteção do reator (JR), foi possível comprovar a eficiência dos processos propostos e sua comprovada possibilidade de monitorar a confiabilidades dos sistemas, a partir de uma modernização nas formas de análise e de modos de execução dos testes. A partir do acompanhamento frequente dos resultados dos testes e verificação de tendências de variáveis é possível a prevenção de falhas dos sistemas eletrônicos de controle e proteção com uma boa margem de confiança.
Constatou-se, no caso do sistema de controle de barras avaliado, que a técnica de busca de falhas no modelo atual, não proporciona condições de prevenção de falha inadvertida, mas que é possível, com pequenas alterações, adequá-la à monitoração da condição. Em relação ao sistema de proteção do reator (JR) alvo do estudo, foi possível verificar que apenas com a implantação de um modelo de acompanhamento de condição operacional a partir dos dados de teste, se compilados e analisados por metodologia e pessoal capacitados, proporcionará condições de predição a partir da avaliação destes resultados, permitindo a manutenção a partir da monitoração da condição
I0007 - Fita Betacam
No full textDimensão: 9,5x15,5 cm (fita) / 11x17 cm (caixa)Fita betacam, da marca Sony. Contém vídeo de química, metalurgia, geral e controle radiológico (proteção radiológica). --- Informações retiradas da etiqueta do objeto, a fita não foi assistida
I0011 - Fita Betacam
No full textDimensão: 9,5x15,5 cm (fita) / 11x17 cm (caixa)Fita betacam, da marca Sony. Contém vídeo de áudio master, imagens de arquivo. --- Informações retiradas da etiqueta do objeto, a fita não foi assistida
I0084 - Imagem da construção do Ciclotron
No full textDimensão: 8,8x12,6 cmFoto colorida da 1ª laje na construção do Ciclotron Compacto de Energia Variável, no Instituto de Engenharia Nuclear, na Ilha do Fundão, Rio de Janeiro
I0085 - Imagem da construção do Ciclotron
No full textDimensão: 8,8x12,6 cmFoto colorida do revestimento do prédio na construção do Ciclotron Compacto de Energia Variável, no Instituto de Engenharia Nuclear, na Ilha do Fundão, Rio de Janeiro
I0126 - Imagem do Ciclotron
No full textDimensão: 9,2x12,3 cmFoto P&B da sala de química fria do Ciclotron Compacto de Energia Variável, no Instituto de Engenharia Nuclear, na Ilha do Fundão, Rio de Janeiro
I0134 - Imagem do Ciclotron
No full textDimensão: 9x12,3 cmFoto P&B do resfriador evaporativo do Ciclotron Compacto de Energia Variável, no Instituto de Engenharia Nuclear, na Ilha do Fundão, Rio de Janeiro
I0178 - Imagem de equipamento
No full textDimensão: 9x12,2 cmFoto P&B da vista parcial do sistema, em construção, de transporte de alvos irradiados com os trilhos e o motoredutor já instalados, no Instituto de Engenharia Nuclear, na Ilha do Fundão, Rio de Janeiro