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A supressão de acidentes de trabalho depende de vários fatores comportamentais e institucionais dentro das empresas, normalmente resumidos como cultura de segurança, que incluem desde a utilização de equipamentos de proteção até o engajamento formal da alta direção. Redes Bayesianas permitem inferir por meio de um indicador o nível de cultura de segurança (NCS) a partir de variáveis monitoradas dentro da empresa. Neste trabalho selecionamos 14 variáveis abrangentes para inferir as condições necessárias para existir um alto NCS em empresa de distribuição de eletricidade. As condições escolhidas são adoção pela liderança da empresa da segurança do trabalho como um valor, percepção de riscos nas atividades, prestação de contas, aprendizagem com erros anteriores, ações em prol da segurança do trabalho, ausência de acidentes fatais e evidências de que todas essas condições são monitoradas. O modelo foi utilizado em 14 empresas de distribuição de energia elétrica. A correlação entre o indicador NCS e a taxa de mortalidade devido a acidentes nas empresas evidencia a qualidade da inferência do modelo. À medida que aumenta o valor do NCS das empresas verifica-se a redução da taxa de mortalidade. Este comportamento mostra que monitorar a cultura de segurança por meio de redes Bayesianas é adequado, pois é um procedimento abrangente, produz um indicador do claro e permite diferenciar peculiaridades entre empresas, como por exemplo, a cultura de segurança entre empresas líderes e terceirizadas

This article presents the validation of the Code for Thermal-hydraulic Evaluation of Nuclear Reactors with Plate Type Fuels (COTENP), a subchannel code which performs steady-state thermal-hydraulic analysis of nuclear reactors with plate type fuel assemblies operating with the coolant at low pressure levels. The code is suitable for design analysis of research, test, and multipurpose reactors. To solve the conservation equations for mass, momentum, and energy, we adopt the subchannel and control volume methods based on fuel assembly geometric data and thermal-hydraulic conditions. We consider the chain or cascade method in two steps to facilitate the analysis of whole core. In the first step, we divide the core into channels with dimensions equivalent to that of the fuel assembly and identify the assembly with largest enthalpy rise as the hot assembly. In the second step, we divide the hot fuel assembly into subchannels with size equivalent to one actual coolant channel and similarly identify the hot subchannel. The code utilizes the homogenous equilibrium model for two-phase flow treatment and the balanced drop pressure approach for the flow rate determination. The code results include detailed information such as core pressure drop, mass flow rate distribution, coolant, cladding and centerline fuel temperatures, coolant quality, local heat flux, and results regarding onset of nucleate boiling and departure of nucleate boiling. To validate the COTENP code, we considered experimental data from the Brazilian IEA-R1 research reactor and calculated data from the Chinese CARR multipurpose reactor. The mean relative discrepancies for the coolant distribution were below 5%, for the coolant velocity were 1.5%, and for the pressure drop were below 10.7%. The latter discrepancy can be partially justified due to lack of information to adequately model the IEA-R1 experiment and CARR reactor. The results show that the COTENP code is sufficiently accurate to perform steady-state thermal-hydraulic design analyses for reactors with plate type fuel assemblies.

O conceito de tolerância a falhas tornou-se importante nas últimas décadas na indústria nuclear devido à utilização de sistemas de Instrumentação e Controle (I&C) digitais. Uma falha é uma anomalia indesejada em um item ou sistema que pode levar a um estado inseguro e eventualmente gerar incidentes ou acidentes de consequências indesejáveis do ponto de vista socioambiental. Atualmente as soluções digitais são muito atraentes, não obstante, requererem avaliações de software quanto a tolerância a falhas. Nosso artigo pretende realizar uma investigação teórica de confiabilidade e taxa de falha, com base em um Diagrama de Blocos de Confiabilidade, em um sistema de proteção digital para reatores nucleares. Adicionalmente, discute sobre a necessidade de cultura de segurança nos segmentos de operação do reator, monitoramento e fiscalização para garantir que eventos acidentais indesejados sejam evitados.

Este trabalho discute a contribuição da energia nuclear para a complementação térmica do Sistema Interligado Nacional, as questões relacionadas com a usina Angra 3 em construção e analisa sua contribuição para a sustentabilidade do sistema elétrico. Neste trabalho avalia-se o valor estratégico da segurança energética provido pelas fontes termoelétricas e, em particular, pela alternativa nuclear. A análise de custo é baseada no custo marginal de operação. A análise de sustentabilidade considera 6 critérios: emissão de gases do efeito estufa, área imobilizada, consumo de matéria prima na forma de combustível, consumo de água, morbidade e fatalidades em acidentes. Esses critérios são considerados importantes pelos setores de energia, industrial e pela sociedade. Conclui-se que a energia nuclear na função de complementação térmica garante segurança energética, confiabilidade no fornecimento de energia, menor custo marginal e operação e maior contribuição para sustentabilidade.