A Ergonomia no Projeto, Licenciamento e Avaliação de Salas de Controle de Reatores Nucleares: A Avaliação da Sala de Controle da Usina Nuclear Angra II

Uma sala de controle de reatores nucleares é um sistema complexo que controla um processo termodinâmico usado para produzir energia elétrica. Os operadores interagem com a sala de controle através de "interfaces", que apresentam implicações significantes para a segurança da planta nuclear, pois afetam o modo como os operadores interagem com a sala de controle. Após o acidente de TMI, os projetistas procuram adotar no projeto de salas de controle de reatores nucleares práticas de projeto, que contemplam somente a inclusão de normas internacionais de fatores humanos. A proposta deste trabalho é a de incluir no projeto e modernização de novas salas de controle e na avaliação da sala de controle de ANGRA II, uma metodologia que inclua além da normatização internacional de fatores humanos, a realidade da atividade dos operadores em sala de controle

I0001 - Coleção de negativos do Instituto de Engenharia Nuclear (IEN)

Coleção de negativos, contendo 3.403 itens soltos e em álbuns, pertencentes ao acervo de Documentos Históricos do Instituto de Engenharia Nuclear.

I0002 - Coleção de slides do Instituto de Engenharia Nuclear (IEN)

Coleção de slides, contendo 322 itens, pertencentes ao acervo de Documentos Históricos do instituto de Engenharia Nuclear.

Análise ergonômica realizada na sala de controle do reator argonauta do Instituto de Engenharia Nuclear

A Análise Ergonômica do Trabalho é um método inserido no campo da Ergonomia, que tem como objetivo descrever a situação de trabalho de forma compreensiva e suficiente. A principal característica da Análise Ergonômica do Trabalho está relacionada com a adoção de uma prática oposta ao experimentalismo puro, ou seja, visa obter e buscar conhecimentos através da análise de situações de trabalho em ambiente real, em situações reais de trabalho. O detalhamento da intervenção ergonômica requerida na sala de controle do Reator Argonauta possui uma magnitude que fogo ao escopo do presente trabalho. Podemos considerar que realizamos uma Análise da Demanda e Estudos Preliminares nas instalações do Reator Argonauta, correspondendo as duas primeiras etapas de uma intervenção ergonômica. O objetivo inicial do nosso estudo é prover subsídios objetivando a modernização desta sala de controle, em função de aspectos como melhorar a segurança, facilitar a manutenção, evitar a obsolescência de equipamentos e sistemas, e garantir que esta modernização traga uma efetiva melhoria nas condições de trabalho dos operadores do reator.

O INSTITUTO DE ENGENHARIA NUCLEAR E O REATOR ARGONAUTA Uma breve história

O documento conta a história de criação e fundação do Instituto de Engenharia Nuclear-IEN.

Ultrasonic Spectral Analysis for Nuclear Fuel Characterization

Ceramic materials have been widely used for various purposes in many different industries due to certain characteristics, such as high melting point and high resistance to corrosion. Concerning the areas of applications, automobile, aeronautics, naval and even nuclear, the characteristics of these materials should be strictly controlled. In the nuclear area, ceramics are of great importance once they are the nuclear fuel pellets and must have, among other features, a well controlled porosity due to mechanical strength and thermal conductivity required by the application. Generally, the techniques used to characterize nuclear fuel are destructive and require costly equipment and facilities. This paper aims to present a nondestructive technique for ceramic characterization using ultrasound. This technique differs from other ultrasonic techniques because it uses ultrasonic pulse in frequency domain instead of time domain, associating the characteristics of the analyzed material with its frequency spectrum. In the present work, 40 Alumina (Al2O3) ceramic pellets with porosities ranging from 5% to 37%, in absolute terms measured by Archimedes technique, were tested. It can be observed that the frequency spectrum of each pellet varies according to its respective porosity and microstructure, allowing a fast and non-destructive association of the same characteristics with the same spectra pellets.

Specific Filters Applied in Nuclear Medicine Services

In Nuclear Medicine, radioiodine, in various chemical forms, is a key tracer used in diagnostic practices and/or therapy. Due to its high volatility, medical professionals may incorporate radioactive iodine during the preparation of the dose to be administered to the patient. In radioactive iodine therapy doses ranging from 3.7 to 7.4GBq per patient are employed. Thus, aiming at reducing the risk of occupational contamination, we developed a low cost filter to be installed at the exit of the exhaust system where doses of radioactive iodine are fractionated, using domestic technology. The effectiveness of radioactive iodine retention by silver impregnated silica [10%] crystals and natural activated carbon was verified using radiotracer techniques. The results showed that natural activated carbon is effective for I2 capture for a large or small amount of substrate but its use is restricted due to its low flash point (150º C). Besides, when poisoned by organic solvents, this flash point may become lower, causing explosions if absorbing large amounts of nitrates. To hold the CH3I gas, it was necessary to increase the volume of natural activated carbon since it was not absorbed by SiO2 + Ag crystals. We concluded that, for an exhaust flow range of (306 4) m3/h, a double stage filter using SiO2 + Ag in the first stage and natural activated carbon in the second is sufficient to meet radiological safety requirements.

Análise da disponibilidade da instrumentação nuclear de um reator de pesquisa

The maintenance of systems and equipment is a central question related to Production Engineering. Although systems are not fully reliable, it is often necessary to minimize the failure occurrence likelihood. The failures occurrences can have disastrous consequences during a plane flight or operation of a nuclear power plant. The elaboration of a maintenance plan has as objective the prevention and recovery from system failures, increasing reliability and reducing the cost of unplanned shutdowns. It is also important to consider the issues related to organizations safety, especially those dealing with dangerous technologies. The objective of this thesis is to propose a method for maintenance analysis of a nuclear research reactor, using a socio-technical approach, and focused on existing conditions in Brazil. The research reactor studied belongs to the federal government and it is located in the city of Rio de Janeiro. The specific objective of this thesis is to develop the availability analysis of one of the principal systems of the research reactor, the nuclear instrumentation system. In this analysis, were taken into account not only the technical aspects of the modules related to nuclear instrumentation system, but also the human and organizational factors that could affect the availability of the nuclear instrumentation system. The results showed the influence of these factors on the availability of the nuclear instrumentation system.

Desenvolvimento de uma técnica para análise de desgaste em peças metálicas com o uso do ciclotron CV-28 do IEN

As técnicas nucleares, com ênfase a técnica conhecida como TLA - Thin Layer Activation, tem sido utilizada com sucesso e contribuído significativamente para o estudo de sistemas tribológicos, na análise e medição de desgaste para profundidades na ordem de grandeza de 10 µm apesar potencialmente poder aplicadas a espessuras de dezenas de milímetros. Esta limitação é intrínseca da técnica utilizada na ativação da camada superficial da peça ou elemento a ser investigado, que consiste na aplicação direta de um feixe de partículas carregadas a uma determinada energia, equivalente a máxima seção de choque do material a fim de obter uma taxa ativação constante ao longo de uma determinada espessura ou utilizando uma energia menor que este valor para se obter uma taxa ativação linear também para uma determinada profundidade de ativação. O objetivo desse trabalho é apresentar uma nova técnica que consiste na utilização de um feixe de energia superior a energia correspondente à máxima seção de choque e aplicar um elemento degradador (Roda Degradadora) como objetivo de homogeneizar a ativação superficial ao longo da espessura da amostra, possibilitando uma melhoria na precisão da análise e possibilitando ainda um maior alcance dessa camada e aumentando a gama de aplicações possíveis dessa técnica, onde por exemplo, maiores taxas de desgaste possam ser analisadas. Após o experimento e análise dos dados constatou-se que a técnica proposta melhora a linearidade da curva que representa a taxa de ativação e aumentando significativamente a profundidade analisável podendo chegar a ordem 6 x 10 µm. Em adição este trabalho reinaugura a pesquisa em aplicações nucleares no IEN - Instituto de Engenharia Nuclear com utilização de aceleradores de partículas tipo ciclotron.

I0003 - Fita Cassete

Dimensão: 6,5x10 cm (fita) / 7x11 cm (caixa)

I0004 - Fita Cassete

Dimensão: 6,5x10 cm (fita) / 7x11 cm (caixa)

I0005 - Fita Betacam

Dimensão: 9,5x15,5 cm (fita) / 11x17 cm (caixa)

I0006 - Fita Betacam

Dimensão: 9,5x15,5 cm (fita) / 11x17 cm (caixa)

I0007 - Fita Betacam

Dimensão: 9,5x15,5 cm (fita) / 11x17 cm (caixa)

I0008 - Fita Betacam

Dimensão: 9,5x15,5 cm (fita) / 11x17 cm (caixa)