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Dissertação de Mestrado
DOI
https://doi.org/10.11606/D.85.2020.tde-16092020-102750
Documento
Autor
Nome completo
Ellison Amaro de Oliveira
E-mail
Unidade da USP
Área do Conhecimento
Data de Defesa
Imprenta
São Paulo, 2020
Orientador
Banca examinadora
Mattar Neto, Miguel (Presidente)
Martins, Marcelo Ramos
Melo, Paulo Fernando Ferreira Frutuoso e
Título em português
Análise Probabilística de Segurança Sísmica: requisitos regulatórios, diretrizes vigentes, estado da arte em métodos e aplicação para uma instalação nuclear experimental localizada no Estado de São Paulo - Brasil
Palavras-chave em português
Análise Probabilística de Segurança Sísmica
frequência de danos ao núcleo
Pequeno LOCA induzido por sismos
Resumo em português
A análise de segurança é uma das áreas mais importantes do projeto de uma instalação nuclear. Sua contribuição justifica-se como meio para a manutenção da proteção dos trabalhadores, indivíduos do público e do meio ambiente. Metodologias determinísticas e probabilísticas de análise de segurança continuamente são desenvolvidas e atualizadas com base na experiência operacional e investigação de ocorrência de incidentes ou acidentes. O conjunto de resultados obtidos permite uma avaliação e um entendimento de eventos iniciadores de acidentes. Um dos eventos que desafia continuamente a segurança de uma instalação nuclear é o fenômeno sísmico. A Análise Probabilística de Segurança Sísmica (APS Sísmica) é utilizada para estimar o risco de uma instalação nuclear induzido por eventos sísmicos. As Análises de Ameaça Sísmica, Demanda Sísmica e Fragilidade Sísmica são estudos de suporte para a APS Sísmica, permitindo uma avaliação do local e capacidade sísmica de estruturas, sistemas e componentes. A APS sísmica, por sua vez, tem como objetivo principal a verificação da contribuição de eventos sísmicos na frequência total de danos ao núcleo. Neste trabalho, são apresentados requisitos regulatórios, diretrizes vigentes e descrição das principais atividades relacionadas à metodologia de implementação da APS Sísmica. Uma aplicação simplificada da metodologia para uma instalação nuclear experimental localizada no Estado de São Paulo, Brasil, também é apresentada. Um acidente com pequena perda de refrigerante induzido por sismos (Seismic-SLOCA) foi escolhido como evento iniciador. Verificou-se que a estimativa pontual da frequência de danos ao núcleo, CDFSeismic-SLOCA, foi calculada em 4,56E-06/ano. Este cálculo foi baseado na possibilidade de ocorrência de 8 cenários sísmicos distintos, obtidos após a discretização da curva de ameaça sísmica do local e considerando cenários mais concentrados em valores baixos de aceleração espectral.
Título em inglês
Seismic Probabilistic Safety Assessment: regulatory requirements, current guidelines, state of the art methods and application for an experimental nuclear facility located in the State of São Paulo - Brazil
Palavras-chave em inglês
Core Damage Frequency
Seismic Probabilistic Safety Analysis
Seismic-induced Small Break LOCA
Resumo em inglês
Safety analysis is one of the most important areas in the design of a nuclear facility. Its contribution is justified as a means to maintain the protection of workers, individuals in general and the environment. Deterministic and probabilistic safety analysis methodologies have continually been developed and updated based on operational experience and investigation of incidents or accidents. The set of results obtained allows a better understanding of accident initiating events. One of the events that continually challenges the safety of a nuclear facility is the seismic phenomenon. The Seismic Probabilistic Safety Analysis (Seismic PSA) is used to estimate the risk of a nuclear installation induced by seismic events. The Seismic Hazard, Seismic Demand and Seismic Fragility Analyses are support studies for a Seismic PSA, allowing an assessment of the location and seismic capacity of structures, systems and components. Seismic PSA, in turn, mainly aims to verify the contribution of seismic events in the total core damage frequency. In this work, regulatory requirements, current guidelines and description of the main activities related to the methodology for implementing APS Seismic are presented. A simplified application of the methodology for an experimental nuclear installation located in the State of São Paulo, Brazil, is also presented. It was found that the point estimate of the core damage frequency, CDFSeismic-SLOCA, was calculated to be 4.56E-06/year. This calculation was based on the possibility of the occurrence of 8 different seismic scenarios, obtained after the discretization of the seismic hazard curve of the site and considering scenarios more concentrated on low spectral acceleration values.
 
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Data de Publicação
2020-09-22
 
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