Evaluation of the aging management system for the Triga research nuclear reactor in Brazil / Avaliação do sistema de gerenciamento do envelhecimento do reator nuclear de pesquisa Triga no Brasil

As most research reactors have over 40 years of operational experience, maintenance, modernization and renovation are increasingly important for safety and operational life extension. This is due to the monitoring and development of techniques to control and mitigate the negative effects of operating conditions on structures, systems and components. Aging management is a strategy of engineering, operation, maintenance and other actions to control, within acceptable limits, the aging degradation of the facility. The first criticality of the IPR-R1 Triga research reactor (Training, Research, Isotopes, Atomics) occurred in 1960 with a maximum thermal power of 30 kW. Therefore, this reactor has been operating for more than 60 years. One of the issues that comes from the long time of the operation is the management of aging. This includes functions and issues related to operation, inspections, design changes, testing, and others. The IPR-R1 reactor is a North American project. So, the requirements of United State Nuclear Regulatory Commission (U.S.NRC) are applicable. This article discusses the International Atomic Energy Agency (IAEA), and U.S.NRC requirements to implement an aging management system for the CDTN IPR-R1 Triga Reactor

Desenvolvimento de Metodologias e Aplicação de Técnicas de Análise e Gerenciamento de Riscos para Melhorias no Controle, Segurança e Licenciamento de Centrais Nucleares e Instalações Radioativas/ Development of Methodologies and Risk Analysis and Management Application Techniques for Improvements in the Control, Security and Licensing of Nuclear Power Plants and Radioactive Installations

As revisões das recomendações regulatórias da Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA) no cenário mundial, após o acidente nuclear em Fukushima e o cenário nacional da criação da Agência Reguladora do Setor Nuclear, reforçam a necessidade de revisão e atualização contínua dos processos de licenciamento, avaliação de segurança e gerenciamento de risco à luz das lições aprendidas. Técnicas como Avaliação Probabilística de Risco, Engenharia de Confiabilidade e Inspeção Baseada em Risco, serão adaptadas e incorporadas aos processos de licenciamento nuclear e ambiental de centrais nucleares e instalações radioativas, buscando a melhoria dos projetos e a redução dos riscos envolvidos no ciclo de vida destas instalações. Este trabalho descreve o projeto de pesquisa em andamento no Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN), que tem como meta o desenvolvimento e a aplicação de metodologias de análise e gerenciamento de risco, tendo em vista a melhoria dos processos de licenciamento instalações nucleares. O estudo visa contribuir para a otimização no projeto das centrais nucleares e instalações radioativas do programa nacional, bem como melhorias de segurança e eficiência e eficácia no processo de seus licenciamentos. Os sistemas desenvolvidos poderão ser aplicados tanto para reatores nucleares de potência, reatores de pesquisa, instalações radioativas, quanto para as demais instalações do ciclo do elemento combustível

Levantamento das Expressões Numéricas das Variáveis Operacionais do Reator Nuclear Triga do CDTN para sua Simulação Computacional / Survey of the Numerical Expressions of the Operational Variables of the CDTN Triga Nuclear Reactor for its Computational Simulation

Este trabalho integra um projeto desenvolvido no Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN, de simulação da operação do reator nuclear de pesquisa Triga IPR-R1, através do software LabVIEW®. Nesta etapa do projeto teve por objetivo a implementação das equações que regem a operação do reator, em função da evolução do fluxo de nêutrons (ou potência). Além de outros eventos relacionados aos seus parâmetros operacionais. As equações foram levantadas e inseridas no programa computacional para concepção dos instrumentos virtuais. Entre as variáveis operacionais investigadas e validadas podem-se citar: a Equação de Inhour que relaciona o período com a reatividade do reator, o comportamento da temperatura, o nível da radiação em diferentes regiões do reator, as mudanças de reatividade em função da posição das barras de controle dentro do núcleo do reator (Segurança, Controle e Regulação), etc. Uma vez finalizada esta etapa, seguiu-se a conexão entre as equações encontradas e a interface visual para que as simulações possam ser realizadas