2383 research outputs found
Sort by
Uma metodologia para avaliação regulatória de extensão de vida de usinas nucleares
Get PDFThe present work is based on the identification of a regulatory gap in the national methodologies for the evaluation of applications for life extension of the Brazilian nuclear power plants. In the nuclear context, Brazil has two nuclear units operating (Angra 1 and Angra 2) and one under construction (Angra 3). Located in the city of Angra dos Reis, in the state of Rio de Janeiro, the Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto (CNAAA) plays an important role in the Brazilian energy program. With the sum of events taking place in the national energy scenario - increased demand, water crisis and the hydrothermal transition of the national energy matrix - it has become important to turn our eyes towards our Power Plants and consider the importance they have in Brazil's energy program. Facing the proximity to the end of the licensed period of operation of the Angra 1 Unit, it is necessary to identify, understand and generate knowledge in the Nuclear Area to provide subsidies for regulatory assessments of life extension requests for Brazilian nuclear power plants. Thus, the main purpose of this research is to identify the Regulatory Requirements for life extension applications used by the US regulatory agency and the International Atomic Energy Agency (IAEA and U.S.N.R.C) for Nuclear Plant Renewal License. Specifically, it aims at identifying and presenting the aspects considered necessary in the request, safety assessment and inspection of requests for Life Extension of Brazilian Nuclear Plants, based on international regulatory requirements, to propose a proper method applicable to our Nuclear Units. For this, methodologically, the present research invests in a bibliographical survey about the mentioned international methodologies. This methodological option focuses on the need to understand how the application process for the renewal of an operating license is carried out, as well as the identification of all necessary requirements as a fundamental process for making governmental decisions regarding the national nuclear context.O presente trabalho parte da identificação de uma lacuna regulatória em relação a metodologias nacionais para avaliação de pedidos de extensão de vida das usinas nucleares brasileiras. No contexto nuclear, o Brasil conta com duas unidades nucleares operando (Angra 1 e Angra 2) e uma em construção (Angra 3). Localizada no município de Angra dos Reis, no estado do Rio de Janeiro, a Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto (CNAAA) desempenha importante papel no programa energético brasileiro. Com o somatório de eventos ocorrendo no cenário energético nacional –aumento da demanda, crises hídricas e a transição hidrotérmica da matriz energética nacional – tornou-se importante voltarmos nossos olhos para nossas Usinas e considerarmos a importância que possuem no programa energético do Brasil. Frente à proximidade do término do período licenciado de operação da Unidade de Angra 1 faz-se necessário identificar, entender e gerar conhecimento na Área Nuclear para dar subsídios para avaliações regulamentadoras de pedido de extensão de vida para usinas nucleares brasileiras. Deste modo, a presente pesquisa tem como propósito fundamental identificar os Requisitos Regulatórios aplicáveis a pedidos de extensão de vida utilizados pelo órgão regulador norte americano e pela Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA e U.S.N.R.C) para Renovação de Licença de Usinas Nucleares. De modo específico, pretende-se identificar e apresentar os aspectos considerados necessários na solicitação, avaliação de segurança e inspeção de pedidos de Extensão de Vida das Usinas Nucleares Brasileiras, tendo por base os requisitos regulatórios internacionais, a fim de propor um método próprio aplicável às nossas Unidades Nucleares. Para tanto, metodologicamente, a presente pesquisa investe em um levantamento bibliográfico acerca das metodologias internacionais mencionadas. Essa opção metodológica aposta na necessidade de entendermos como é realizado o processo de pedido de renovação de licença de operação, bem como na identificação de todos os requisitos necessários como processo fundamental para a tomada de decisões governamentais referentes ao contexto nuclear nacional
An approach to human-centered design of nuclear medical equipments: the system of captation of the thyroid
No full textTechnology plays an important role in modern medical centers, making healthcare increasingly complex, relying
on complex technical equipment. This technical complexity is particularly noticeable in the nuclear medicine
and can increase the risks for human error. Human error has many causes such as performance shaping factors, organizational factors and user interface design. Poorly design human system interfaces of nuclear medical equipment can increase the risks for human error. If all nuclear medical equipment had been designed with good user interfaces, incidents and accidents could be reduced as well as the time required to learn how to use the equipment. Although some manufacturers of nuclear medical equipment have already integrate human factors principles in their products, there is still a need to steer the development of nuclear medical technology toward more human-centered approach. The aim of this paper is to propose a methodology that contributes to the design, development and evaluation of nuclear medical equipment and human system interface, towards a human-centered approach. This methodology includes the ergonomic approach, based on the operator activity analysis, together with human factors standards and guidelines, questionnaires and user based testing. We describe a case study in which this methodology is being applied in evaluation of the thyroid uptake system, getting essential information and data, that will be used in development of a new system
Programa de radioproteção para atendimento à vítimas de acidentes com radiação
No full textThe principal aspects of a radiological protection programfor hospitals in case of medical assistance to external and internal contaminated persons are showed. It is based on the experience obtained at Centro Médico Naval Marcilio Dias during the assistance to the victims of Goiânia accident in 1987. This paper describes the basic infrastructure of a nursery and the radiation protection procedures for the access control of
people and materials, area and personal monitoring, decontamination and the support activities such as calibration of radiation monitors and waste management. Is is also estimated the necessary radiation protection materials and the daily quantity of waste generated.O objetivo deste trabalho é apresentar os principais aspectos de um programa de radioproteção a ser implantado em hospitais no caso de assistência médica a pessoas contaminadas terna e internamente por radionuclideos. Baseia-se na experiência adquirida na coordenação de radioproteção do Centro Médico Naval Marcílio Dias, Rio de Janeiro, por ocasião do atendimento ao acidente ocorrido em Goiânia em 1987.
Descreve-se em linhas gerais a infra-estrutura básica necessária de uma enfermaria e os procedimentos de radioproteção para o controle de acesso, controle de entrada e saída de material, monitoração de área e de pacientes, descontaminação e as atividades nas áreas de apoio como o controle e manutenção de
equipamentos de detecção, triagem de vestimentas e gerenciamento de rejeitos radioativos. Estima-se também os materiais de proteção radiológica necessários e a quantidade de rejeito radioativo gerado por paciente por dia
Estudo da técnica de rastreamento de partícula radioativa para avaliação de agitadores industriais utilizando redes neurais artificiais
Get PDFAgitators or mixers are highly used in the chemical, pharmaceutical and cosmetic industries
when processes such as dispersion and homogenization are desired. This equipment is used to
mix liquids, promote reactions of chemical substances, keep homogeneous liquid bulk during
storage. Agitators and mixers are designed for each application with specific configurations,
depending on the characteristics, such as density, phase and viscosity of the agitated product.
During the production process, the equipment may fail and compromise the stirring or mixing
procedure, thus it is very important to have a diagnosis tool for these industrial units to assure
the quality of the product. The method here presented is based on the principles of the
radioactive particle tracking technique, which correlates the counts obtained by an array of
detectors with the instantaneous position of the radioactive particle. The detection geometry
developed in this work employs eight NaI(Tl) scintillation detectors, a 137Cs (662 keV) point
source with isotropic emission of gamma-rays and a polyvinyl chloride tube as a test section.
The mathematical model was developed using the MCNP-X code, where the tube is first filled
with air and the radioactive particle is positioned inside it. Then, the tube is filled with a concrete
mixture. In both situations, the search algorithm given by the network was capable to predict
the instantaneous position of the radioactive particle.Agitadores ou misturadores são amplamente utilizados nas indústrias química, farmacêutica e
de cosméticos quando processos como dispersão e homogeneização são desejados. Estes
equipamentos são utilizados para misturar líquidos, promover reações de substâncias químicas,
manter líquidos homogêneos durante armazenamento Agitadores industriais são construídos
com características específicas para cada aplicação, dependendo de parâmetros como
densidade, fase e viscosidade dos produtos a serem agitados. Durante a produção de um
produto, o equipamento pode falhar e comprometer o procedimento de agitação ou mistura,
tornando-se necessário avaliar o desempenho do misturador. Desta forma, é muito importante
ter uma ferramenta de diagnóstico e de desempenho para unidades industriais visando garantir
a qualidade do produto. O método utilizado neste trabalho baseia-se nos princípios da técnica
de Rastreamento de Partícula Radioativa, que correlaciona as contagens obtidas por um arranjo
de detectores com a posição instantânea ocupada por uma partícula radioativa. A geometria de
detecção desenvolvida utiliza oito detectores cintiladores de NaI(Tl), uma fonte pontual de
137Cs (662 keV) com emissão isotrópica de raios gama e um tubo de policloreto de vinila como
seção de teste. O modelo matemático foi desenvolvido utilizando o código MCNP-X, onde
inicialmente o tubo é preenchido com ar e a partícula radioativa é posicionada em seu interior.
Em um segundo momento, o tubo é preenchido com uma mistura de concreto. Nas duas
situações, o algoritmo de localização utilizado pela rede foi capaz de predizer a posição
instantânea da partícula radioativa
Modelo computacional paralelo baseado em GPU para cálculo em tempo real da dispersão atmosférica de radionuclídeos nas vizinhanças de uma central nuclear
Get PDFA fast and accurate estimate of the atmospheric dispersion of radionuclides (ADR) is of fundamental importance for support the decisions in cases of accidents involving the release of radioactive materials at a nuclear power station. Aiming to improve the atmospheric dispersion of radionuclides system (ADRS) of the Almirante Álvaro Alberto Nuclear Power Plant (CNAAA), a refinement was proposed in the calculations of the physical models involved. However, the desired refinement imposes a large increase in computational cost, making current computers need a prohibitive time to process the calculations, making it impossible to run the system in real time. Therefore, in order to accelerate the execution of this system and to allow its effective use in predicting real-time ADS, an approach using parallel computation based on GPUs is proposed. Essentially, the ADRS used in the CNAAA consists of four main calculation modules (programs): Source Term, Wind Field, Plume Dispersion and Dose, and Projection. This work focuses on the development of a parallel version based on the GPU of the Plume Dispersion and Dose module, with focus on the dispersion calculation. The Plume Dispersion and Dose module uses a three-dimensional model of lagrangian trajectory and Gaussian diffusion to perform calculations of the transport and diffusion of radionuclides into the atmosphere. Due to the constraints of the original program, an updated sequential version was developed and used as the basis for the implementation of a new GPU-based parallel algorithm. The parallel program was designed using the C programming language and the Compute Unified Device Architecture (CUDA), in conjunction with parallel programming techniques. As a result, the runtime of a refined dispersion model simulation decreased from 2498.59 s (running on an Intel-Core I5 7500 CPU) to 67.91 s (running on a GTX-1070 GPU). Here, the most important issues of parallel implementation as well as comparative results are presented and discussed.Uma estimativa rápida e precisa da dispersão atmosférica de radionuclídeos (DAR) é de fundamental importância para o apoio a decisão em casos de acidentes com liberação de materiais radioativos em uma central nuclear. Com o objetivo de aperfeiçoar o sistema de dispersão atmosférica de radionuclídeos (SDAR) da Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto (CNAAA), foi proposto um refinamento nos cálculos dos modelos físicos envolvidos. No entanto, o refinamento desejado impõe um grande aumento no custo computacional, fazendo com que os computadores atuais necessitem de um tempo proibitivo para processar os cálculos, impossibilitando a execução do sistema em tempo real. Sendo assim, a fim de acelerar a execução deste sistema e permitir o seu uso efetivo na previsão de DAR em tempo real, é proposta uma abordagem utilizando computação paralela baseada em unidades de processamento gráfico (GPU). Essencialmente, o SDAR usado na CNAAA consiste em quatro módulos (programas) principais: Termo Fonte, Campo de Vento, Dispersão de Pluma e Dose, e Projeção. Este trabalho centra-se no desenvolvimento de uma versão paralela baseada em GPU do módulo Dispersão de Pluma e Dose, com foco no cálculo da dispersão. O módulo Dispersão de Pluma usa um modelo tridimensional de bufadas com trajetória lagrangeana e difusão gaussiana para realizar os cálculos do transporte e difusão de radionuclídeos na atmosfera. Devido às restrições do programa original, uma versão sequencial atualizada foi desenvolvida e utilizada como base para a implementação de um novo algoritmo paralelo baseado em GPU. O programa paralelo foi projetado usando a linguagem de programação C e o Compute Unified Device Architecture (CUDA), em conjunto com técnicas de programação paralela. Como resultado, o tempo de execução de uma simulação do modelo do transporte e difusão de radionuclídeos refinado diminuiu de 2498,59 s (executado em uma CPU Intel-Core I5 7500) para 67,91 s (rodando em uma GPU GTX-1070). Aqui, as questões mais importantes da implementação paralela, bem como os resultados comparativos são apresentados e discutidos
Metodologia para a modelagem de um sistema de monitoração de interface de subprodutos de petróleo em polidutos usando a atenuação da radiação gama
Get PDFPipelines are interconnected ducts systems used to transport large quantities of petroleum and
its by-products, are more economical, eliminate the need for stocks and, in addition, present
great safety in operation minimizing the possibility of loss or theft. In many cases, especially
in the petrochemical industry, the same transport line is used to carry more than one type of
product (poliduct), such as: gasoline, diesel and kerosene. In the operation of a poliduct there
is a sequence of products to be transported and during the exchange of the product, there are
still fractions of volume of the previous product thus occurring contaminations. The
traditional solution is to discard all this volume; however it is important to identify precisely
this region in order to reduce the costs of reprocessing and treatment of discarded products.
This work presents a methodology to evaluate the sensitivity of the gamma densitometry
technique in the precise identification of the interface region by optimizing the transportation
of petroleum by - products into polyducts. The study considered geometry composed of a
source of 137Cs, an acrylic tubing measuring 8.0 cm in diameter and a 1x1 "NaI (T1) detector,
a position diametrically opposed to a radiation source to measure the transmitted beam. Using
computational simulations using the Monte Carlo method with the MCNPX code,
measurement geometry with the highest sensitivity for the calculation of volume fractions was
proposed. The pertinent technical data (dimensions and materials) to perform the simulation
of the detectors were based on information obtained from the gammagraphy technique. The
study had a theoretical validation through analytical equations and the results show that it is
possible to identify the interface region with an accuracy of 1%.Os oleodutos são sistemas de dutos interconectados utilizados no transporte de
grandes quantidades de petróleo e seus derivados, são mais econômicos, eliminam a
necessidade de estocagens e, além disso, apresentam grande segurança na operação
minimizando a possibilidade de perdas ou roubos. Em muitos casos, especialmente na
indústria petroquímica, a mesma linha de transporte é usada para transportar mais do que um
tipo de produto (poliduto), tais como: gasolina, diesel e querosene. Na operação de um
poliduto existe uma sequência de produtos a serem transportados e durante a troca do
produto, ainda existem frações de volume do produto anterior ocorrendo, desta forma,
contaminações. A solução tradicional é descartar todo este volume, no entanto é importante
identificar precisamente esta região visando reduzir os custos de reprocessamento e
tratamento dos produtos descartados. Este trabalho apresenta uma metodologia para avaliar a
sensibilidade da técnica de densitometria gama na identificação precisa da região de interface
aperfeiçoando o transporte de subprodutos do petróleo em polidutos. O estudo considerou
uma geometria composta por uma fonte de 137Cs, uma tubulação de acrílico medindo 8,0 cm
de diâmetro e um detector de NaI(Tl) 1x1” ”, um posicionado diametralmente oposto a fonte
de radiação para medir o feixe transmitido. Utilizando simulações computacionais por meio
do método de Monte Carlo com o código MCNPX foi proposta uma geometria de medição
que apresentasse a maior sensibilidade para o cálculo das frações de volume. Os dados
técnicos pertinentes (dimensões e materiais) para realizar a simulação dos detectores foram
baseadas em informações obtidas a partir da técnica de gamagrafia. O estudo teve uma
validação teórica por meio de equações analíticas e os resultados mostram que é possível
identificar a região de interface com precisão de equivalente a 1%
Paragênese mineral e distribuição do urânio na jazida fosfouranífera de Itatiaia (Ceará, Nordeste do Brasil). Papel redutor da grafita na formação do "minério preto"
No full textNeste trabalho são apresentadas as paragêneses minerais encontradas em Itataia, em especial a paragênese do "minério preto". O transporte do urânio e dos mecanismos de deposição são discutidos. A mineração é epigenética e possui três tipos distintos: Epissienitos, o "minério preto" e o clofanito. Antes da deposição do minério, as rochas metamórficas da região de Itataia foram metassomaticamente alteradas por soluções alcalinas subsaturadas em sílica a alta temperatura, que levaram a formação de epissienitos albitisados,
localmente ricos em riebeckita. A natureza alcalina das soluções é sugerida pela deposição da albita e zircão, e sua natureza oxidante pela estabilidade da hematita durante o principal estágio de formação do minério. O transporte do urânio como complexos fosfatados é sugerida pela deposição da colofana com U. Durante um primeiro estágio da mineralização as soluções oxidantes foram reduzidas formando algum "minério preto" com cofinita e provavelmente uraninita. Com o decorrer do processo mineralizante o fluxo das soluções oxidantes aumenta suplantando a capacidade redutora do ambiente o que leva a deposição do U com colofana e hematita. A saturacão das soluções em colofana resulta da crescente atividade do Ca nos fluidos que dissolvem os níveis de mármore. A forma arredondada dos cristais de grafita herdados da rochas encaixantes sugere sua participação na redução das soluções mineralizantes
Aprimoramento na predição de doses em casos de acidentes nucleares utilizando deep nets e gpu
Get PDFRecently, the use of mobile devices has been proposed for the measurement of dose evaluation
during nuclear accidents. The idea is to support field teams, providing a rough estimate of the dose
distribution map in the vicinity of the nuclear power plant (NPP), without the need to connect to
the NPP systems. In order to provide this autonomous execution, a set of artificial neural networks
(ANNs) is proposed instead of the traditional atmospheric dispersion of radionuclides (ADR)
systems that use complex physical models that require an excessive processing time.
One limitation observed in this approach is the very time-consuming training of ANN. In addition,
if the number of input parameters increases, the performance of standard ANNs, such as
Multilayer-Perceptron (MLP) with backpropagation training or General Regression Neural
Networks (GRNN), is affected, leading to an irrational prediction. Thus, work focuses on the study
of computational technologies to improve the RNAs to be used in the mobile application, as well
as their training algorithms.
However, to refine learning and allow better dose estimates, more complex ANN architectures are
required. Layer ANNs (much more than a typical number of layers), sometimes referred to as Deep
Neural Networks (DNNs), for example, have been shown to perform better. On the other hand, the
training of such ANNs is very slow. Thus, in order to allow the use of these DNNs in a reasonable
training time. With this, a parallel programming solution is proposed, using the Graphics
Processing Units (GPU). In this context, this work used the TensorFlow framework to develop
deep neural networks with 9. As a result, speedups between 50 and 100 times (depending on the
ANN architectures compared) were achieved in the training process, without affecting the quality
of the results obtained dose).Recentemente, o uso de dispositivos móveis foi proposto para a medição da avaliação da dose
durante acidentes nucleares. A ideia é apoiar equipes de campo, fornecendo uma estimativa
aproximada do mapa de distribuição de dose na proximidade da usina de energia nuclear (UEN),
sem a necessidade de se conectar aos sistemas da UEN. A fim de fornecer essa execução autônoma,
um conjunto de redes neurais artificiais (RNA) é proposto em substituição aos tradicionais sistemas
de dispersão atmosférica de radionuclídeo (DAR) que utilizam modelos físicos complexos que
demandam um excessivo tempo de processamento.
Uma limitação observada nessa abordagem é o treinamento muito demorado das RNAs. Além
disso, se o número de parâmetros de entrada aumenta, o desempenho de RNAs tradicionais, como
o Multilayer-Perceptron (MLP) com treinamento de backpropagation ou Redes Neurais de
Regressão Geral (GRNN), é afetado, prejudicando sensivelmente a predição. Este trabalho centrase
no estudo de tecnologias computacionais para melhoria das RNAs a serem usadas na aplicação
móvel, bem como seus algoritmos de treinamento.
Contudo, para refinar a aprendizagem e permitir melhores estimativas de dose, são necessárias
arquiteturas de RNA mais complexas. As RNAs com muitas camadas (muito mais do que um
número típico de camadas), às vezes referidas como Redes Neurais Profundas ou Deep Neural
Networks (DNN), por exemplo, demonstraram obter melhores resultados. Por outro lado, o
treinamento de tais RNAs é muito lento. Deste modo, com o objetivo de permitir o uso desses
DNNs em um tempo de treinamento razoável. É proposta uma solução de programação paralela,
usando a Unidade de Processamento Gráfico (GPU). Neste contexto, este trabalho utilizou o
framework TensorFlow para desenvolver Redes Neurais Profundas com 9 camadas. Como
resultado, speedups entre 50 e 100 vezes (dependendo das arquiteturas RNA comparadas) foram
alcançadas no processo de treinamento, sem afetar a qualidade dos resultados obtidos (estimativas
de dose)
Propagation speed of y-Radiation (Ry) in air
No full textPropagation speed of 21Na-isotope y-radiation 511 KeV was mesured in air, in different propagation distances variation of 0.10m; final results comparable to CODATA value
Simulação de incêndio em depósito de rejeitos radioativos e o risco radiológico associado a esse cenário
Get PDFAn atmospheric dispersion of radioactive material is one of the possible consequences of an accident scenario in nuclear installations, radiative and radioactive waste deposit. Taking into account a possibility of this release of radioactive material into the atmosphere this work proposes a modeling of the atmospheric dispersion from a fire scenario in a deposit of radioactive waste of low and middle level of radiation varying the amount of inventory released in the fire. For this simulation was adopted the software of physical codes of medical health, the HotSpot Health Physics Codes which uses the Gaussian model to calculate an atmospheric dispersion based on the Pasquill atmospheric stability classes. This software calculates a total effective dose in relation to distance, such as a compromised dose in a list of specific organs, among them the lung, object of work study for calculating the risk of cancer associated with a low dose of radiation. The radiological risk calculation is held by the BEIR V model, Biological Effects of Ionizing Radiations, one of the models to estimate the relative risk of cancer induced by ionizing radiation.A dispersão atmosférica de material radioativo é uma das possíveis consequências diante de um cenário de acidente em instalações nucleares, radiativas e depósito de rejeitos. Levando em consideração a possibilidade dessa liberação de material radioativo para a atmosfera, esse trabalho propôs uma modelagem da dispersão atmosférica a partir de um cenário de incêndio em um depósito de rejeitos radioativos de baixo e médio nível de radiação, variando a quantidade do inventário liberado no incêndio. Para essa simulação foi adotado o software de códigos físicos de saúde médica, o HotSpot Health Physics Codes, que utiliza o modelo gaussiano para calcular a dispersão atmosférica baseando-se nas classes de estabilidade atmosférica de Pasquill. Esse software calcula a Dose efetiva total em relação à distância, assim como a dose comprometida em uma lista de órgãos específicos, entre eles o pulmão, objeto de estudo desse trabalho para o cálculo do risco de câncer associado a uma baixa dose de radiação. O cálculo do risco radiológico é realizado empregando o modelo BEIR V, Biological Effects of Ionizing Radiations, um dos modelos para estimar o risco relativo de câncer induzido por radiação ionizante