Aplicação das técnicas FMEA e FTA para avaliação da ocorrência do LOCA em um reator TRIGA MARK I

Autores

  • Keferson Almeida Carvalho Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN) , , Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN) https://orcid.org/0000-0002-7976-477X
  • Graiciany de Paula Barros Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN) , , Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN) https://orcid.org/0000-0001-7909-9063
  • Vanderley de Vasconcelos Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN) , ,
  • Andre Augusto Campagnole dos Santos Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN) , , https://orcid.org/0000-0002-8448-3243

DOI:

https://doi.org/10.15392/2319-0612.2024.2363

Palavras-chave:

TRIGA IPR-RI, acidente de perda de refrigerante, FMEA, FTA

Resumo

Este estudo apresenta uma metodologia que mescla as técnicas de análise de modo e efeito de falha (FMEA) e análise de árvore de falhas (FTA) para avaliação do acidente de perda de refrigerante (LOCA) no reator brasileiro TRIGA IPR-RI. Inicialmente, a técnica FMEA foi utilizada para identificar os modos de falha e priorizar o gerenciamento de riscos com base no número de prioridade de risco (NPR). Em seguida, a técnica FTA foi empregada para estabelecer relações lógicas entre esses modos de falha, revelando conjuntos de cortes mínimos. Os resultados indicaram que o caminho envolvendo “perda de refrigerante do tanque do reator” se correlaciona com um vazamento causado externamente, apresentando baixa probabilidade e, consequentemente, baixo NPR. Por outro lado, o caminho envolvendo a “perda de refrigerante por ruptura do circuito primário sem desligamento da bomba” exibiu NPR elevado devido à falta de sinais de desligamento dos indicadores de monitoramento. Finalmente, a FTA revelou que a ocorrência do LOCA está associado a uma ruptura do circuito primário e à falha simultânea dos mecanismos de segurança, incluindo, em última análise, erro humano.

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Referências

MENDES, C. Relatório do instituto de pesquisas radioativas. Escola de Engenharia, Universidade Federal de Minas Gerais, Belo Horizonte, Brazil. 1960.

IAEA - International Atomic Energy Agency. Safety of research reactors. IAEA Safety Standards Series No. SSR-3, Vienna: IAEA, 2016.

IAEA - International Atomic Energy Agency. Operational limits and conditions and operating procedures for research reactors. IAEA Safety Standards Series No. NS-G-4.4, Vienna: IAEA, 2008.

USNRC – United States Nuclear Regulatory Commission. Guidelines for preparing and reviewing applications for the licensing of non-power reactors. NUREH 1537, Washington: USNRC, 1996.

GA – General Atomics. Technical foundation of TRIGA. GA 471, San Diego: GA, 1958.

GA – General Atomics. TRIGA MARK I reactor – Mechanical maintenance and operating manual. GA 1544, San Diego: GA, 1960.

IAEA - International Atomic Energy Agency. EPR-research reactor – Attachment 1 - Generic procedures for response to a nuclear or radiological emergency at TRIGA research reactor. Emergency Preparedness and Response, Vienna: IAEA, 2011.

CDTN – Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear. Relatório final de análise de segurança do reator TRIGA IPR-RI. RFAS/REATOR TRIGA IPR-RI/CDTN, Belo Horizonte: CDTN, 2022.

BOCK, H.; KIRCHSTEINGER, C. Probabilistic safety analysis for the reactor Vienna. (AIAU-88305), Vienna: AIAU, 1988.

YOUSEFPOUR, F.; KARIME, K.; SOLTAMI, H. Comparative reliability analysis for two different designs of residual heat removal system (RHRS) and containment spray system (CSS) of IR-360 nuclear power plant. In: INTERNATIONAL CONFERENCE NUCLEAR ENERGY FOR NEW EUROPE, 2010, Portoroz. Annals… Portoroz: Nuclear Society of Slovenia, 2010. p. 410.

SOLOM, M.; CHANCE, C.; PANNIER, C.; SEAGER, R.; LEE, A.; GREEN, J.; DUONG, T.; ALICEA, P. Risk analysis of the residual heat removal system at south Texas project with a special focus on breach of containment. In: 20TH INTERNATIONAL CONFERENCE ON NUCLEAR ENGINEERING AND THE ASME 2012 POWER CONFERENCE, 2012, Anahein. Annals… Anahein: The American Society of Mechanical Engineers, 2012. p. 321-331.

GA – General Atomics. Safeguards summary report for the New York University TRIGA MARK I reactor. GA 9864, San Diego: GA, 1970.

MARQUES, A.R (2018). Inspeção Baseada Em Risco No Contexto De Reatores Nucleares: Estado Da Arte, Diretrizes E Procedimentos Para Sua Utilização (Master’s dissertation, Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear).

RC - Reliasoft Coroporation. User’s guide XFMEA + version 2021. Reliasoft Corporation, Tucson, 2021.

RC - Reliasoft Coroporation. User’s guide BlockSim version 2021. Reliasoft Corporation, Tucson, 2021.

CAI, B.; LIU, Y.; ZHANG, Y.; FAN, Q.; LIU, Z.; TIAN, X. A dynamic Bayesian networks modeling of human factors on offshore blowouts. Journal of Loss Prevention in the Process Industries, v. 26, p. 639-649, 2013.

SENOL, Y. E.; SAHIN, B. A novel Real-Time Continuous Fuzzy Fault Tree Analysis (RC-FFTA) model for dynamic environment. Ocean Engineering, v. 127, p. 70-81, 2016.

PEETERS, J.F.W.; BASTEN, R.J.I.; TINGA, T. Improving failure analysis efficiency by combining FTA and FMEA in a recursive manner. Reliability Engineering & System Safety, v. 172, p. 36-44, 2018.

CDTN – Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear. Ensaio de inspeção visual em componentes estruturais e partes dos combustíveis do reator IPR-RI. NI – EC2-001/06, Belo Horizonte: CDTN, 2006.

ALENCAR, D. A.; SILVA, S. F. Acompanhamento do Ensaio de Inspeção Visual nos Combustíveis do Reator IPR-R1. NI/RD-AT1-004/00/CDTN, Belo Horizonte: CDTN, 2000.

BERROCAL. Determinação do Nível de Vibrações Sísmicas do Terreno Provocadas pelo Sismo Básico de Projeto no Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear, em Belo Horizonte, MG. São Paulo: IAG/USP. 2006.

HASSAN, A.; MASKIN, M.; PRAK TOM, P.; BRAYON, F.; HLAVAC, P.; MOHAMED, F. Operator response modeling and human error probability in TRIGA Mark II research reactor probabilistic safety assessment. Annals of Nuclear Energy, v. 102, p. 179-189, 2017.

MASKIN, M.; HASSAN, A.; BRAYON, F.C.; PHONGSAKORN, P.T.; ZAKARIA, M.F.; RAMLI, Z.; MOHAMED, F. Quantification of initiating event frequencies and component reliability data in level 1 probabilistic safety assessment at Puspati TRIGA research reactor. Annals of Nuclear Energy, v. 121, p. 22-28, 2018.

USNRC – United States Nuclear Regulatory Commission. Common-Cause Failure Database and Analysis Sistem: Event Data Collection, Classification and Coding. NUREG/CR-6268, Washington: USNRC, 2007.

Publicado

17-01-2024

Edição

Seção

Artigos

Como Citar

Aplicação das técnicas FMEA e FTA para avaliação da ocorrência do LOCA em um reator TRIGA MARK I. Brazilian Journal of Radiation Sciences, Rio de Janeiro, Brazil, v. 12, n. 1, p. e2363, 2024. DOI: 10.15392/2319-0612.2024.2363. Disponível em: https://bjrs.org.br/revista/index.php/REVISTA/article/view/2363. Acesso em: 17 jul. 2025.