Paulo Fernando Ferreira Frutuoso e Melo
Bacharel em Física pela UFRJ (1977), Mestre em Ciências em Engenharia Nuclear pela UFRJ (1981) e Doutor em Ciências em Engenharia Nuclear pela UFRJ (1993). Professor titular do Programa de Pós-Graduação em Engenharia Nuclear (PEN) da COPPE/UFRJ, onde atua na área de pesquisa de Análise de Segurança de Instalações Nucleares e do Departamento de Engenharia Nuclear (DNC) da Escola Politécnica da UFRJ, onde atua como docente no curso de graduação em engenharia nuclear, criado em 2009, com a primeira turma começando em 2010. Chefe do DNC no período de 2007 a 2009 e Vice-coordenador do PEN no mesmo período. Presidente da Comissão de Ensino (atual Comissão de Pós-Graduação e Pesquisa) da COPPE/UFRJ no período de 1995 a 2002. Faz parte do corpo técnico-científico do Instituto Nacional de Ciência e Tecnologia de Reatores Nucleares Inovadores desde 2012 como pesquisador da linha de pesquisa Tecnologia de Reatores Avançados: Fluidodinâmica Computacional, Simuladores de Centrais Nucleares e Termo-hidráulica experimental. É membro da Associação Brasileira de Energia Nuclear (ABEN), da Associação Brasileira de Ciências Mecânicas (ABCM) e membro fundador e 2o Vice-presidente da Associação Brasileira de Análise de Riscos, Segurança de Processos e Confiabilidade (ABRISCO), no perríodo 2012-2015. Professor visitante no Programa de Pós-Graduação de Engenharia Naval e Oceânica da Escola Politécnica da Universidade de São Paulo de fevereiro a maio de 2014, onde ministrou uma disciplina de pós-graduação em Análise de Confiabilidade Humana em Plantas de Processo e desenvolveu pesquisa no tema. Cientista do Nosso Estado 2017-2020 (Faperj). Coordenador do Programa de Pós-Graduação em Engenharia Nuclear da COPPE/UFRJ no período 2016-2021 e Substituto Eventual do Chefe do Departamento de Engenharia Nuclear da Escola Politécnica da UFRJ no período 2016-2021. Temas de pesquisa de interesse: engenharia de confiabilidade (métodos para a análise de confiabilidade de sistemas digitais de instalações nucleares, análise da confiabilidade humana) análise probabilística de segurança (tomada de decisão com informação do risco), extensão de vida útil qualificada de instalaçoes nucleares e também na análise de segurança de instalações de processo em geral.
bachelor's at Física from Universidade Federal do Rio de Janeiro (1977), master's at Nuclear Engineering from Universidade Federal do Rio de Janeiro (1981) and doctorate at Nuclear Engineering from Universidade Federal do Rio de Janeiro (1993). Has experience in Nuclear Engineering, focusing on Security, Localization and Licensing of Reactors, acting on the following subjects: confiabilidade, análise probabilística de segurança, envelhecimento, aging and unavailability analysis.
Áreas De Investigação
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publicações selecionadas
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- Availability assessment of a nuclear reactor limitation system by a Timed Petri Net
- Application of a quantitative human performance model to the operational procedure design of a fuel storage pool cooling system
- The phased application of STAMP, FRAM and RAG as a strategy to improve complex sociotechnical system safety
- Availability of the Emergency Safety Electrical System of a Konvoi NPP Considering Mobile Arrangements of Diesel Generators After Fukushima Nuclear Technology
- Sobre a Aplicação de Processos Semi-Markovianos à Análise da Disponibilidade de Sistemas de Proteção do Tipo Lógica de Votação
- On the viability of wearing evaluation by Thin Layer Activation in the presence of non-occupationally exposed individuals
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- Well integrity assessment under uncertainty considerations and evaluation of the workover frequency impact
- Identification and quantitative analysis of radiological and chemical risks in a uranium isotopic enrichment plant
- How Risk-Informed Decisions Can Fail: Lessons from a Nuclear Power Plant Incident
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Ensino
theses/dissertations advising
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- Emprego de redes bayesianas em modelos de manutenção
- ESTUDO DE SENSIBILIDADE DA TAXA DE ACIDENTE COM 3 CANAIS DE PROTEÇAO IGUAIS UTILIZANDO A GPT
- Avaliação da Extensão de Tempos Permitidos de Indisponibilidade e de Intervalos de Testes de Especificações Técnicas de Centrais Nucleares com Base em Risco
- Uso de Variáveis Suplementares e Inversão de Transformações de Laplace em um novo Modelo para o Cálculo de Confiabilidade de Sistemas Sujeitos a Envelhecimento e com Reparo sem Reposição
- Avaliação de Parâmetros Relativos a Atributos de Confiabilidade
- Aplicação de Indicadores de Desempenho em Ambientes Operacionais Nucleares Brasileiros
- Um Modelo de Manutenção Centrada em Confiabilidade Aplicado ao Sistema de Água de Alimentação Auxiliar de uma Usina Nuclear
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- Diretrizes para o Monitoramento da Eficácia da Manutenção de Itens Importantes para a Segurança do Submarino de Propulsão Nuclear Brasileiro
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- Uso de variáveis suplementares e inversão de transformadas de Laplace no cálculo de confiabilidade de sistemas sujeitos a envelhecimento e sob reparo mínimo
- Uma Análise do Envelhecimento dos Geradores Diesel de Emergência de uma Central Nuclear de 4 Loops Utilizando-se Variáveis Suplementares
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- UMA PROPOSTA DE AGRUPAMENTO DE INDICADORES PARA AVALIAÇÃO DA EFETIVIDADE DO GERENCIAMENTO DA SEGURANÇA DE USINAS NUCLEARES
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- Análise de Falhas Humanas em um Sistema Digital de uma Usina Nuclear Utiizando uma Metodologia Híbrida DFM/ATHEANA/Fuzzy
- Estimação das Probabilidades de Erro Humano em uma APS Nível 1 de uma Usina PWR pela Metodologia do EPRI
- Utilização do Método dos Estágios na Análise da Indisponibilidade de um Canal de Proteção
- Aplicação da Tomada de Decisão com Informação do Risco ao Licenciamento de Instalações Industriais Especiais
- TOMADA DE DECISÃO NA MANUTENÇÃO DE GERADORES DIESEL DE EMERGÊNCIA DE CENTRAIS NUCLEARES POR REDES BAYESIANAS
- ANÁLISE DOS EFEITOS DE EXPLOSÕES DE CILINDROS DE HIDROGÊNIO NA TRANSFERÊNCIA DE REJEITOS LÍQUIDOS RADIOATIVOS EM CENTRAIS NUCLEARES
- Reconhecimento de Padrões por Morfologia Matemática e Redes Neurais Considerando Incertezas: Uma Aplicação à Língua Portuguesa
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- Análise de Confiabilidade dos Barramentos de Segurança de Angra 1 Considerando a Nova Configuração de Geradores Diesel
- Aplicação de processos estocásticos à extensão da vida útil qualificada de equipamentos de centrais nucleares no contexto da tomada de decisão com informação do risco.
- Privatização do Seguro Acidente de Trabalho- Uma Proposta de avaliação do grau de Prevenção
- ANÁLISE DE SENSIBILIDADE POR TEORIA DE PERTURBAÇÃO GENERALIZADA DA FREQUÊNCIA DE ACIDENTE DE UMA INSTALAÇÃO NUCLEAR EQUIPADA COM UM CANAL DE PROTEÇÃO SOB ENVELHECIMENTO
- Incorporação de atributos de confiabilidade à regra de manutenção para a extensão de vida útil qualificada em sisemas de segurança de centrais nucleares
- UMA PROPOSTA DE INDICADORES DE SEGURANÇA COM FOCO EM FATORES HUMANOS E ORGANIZACIONAIS COMO FERRAMENTA DE PREVENÇÃO DE ACIDENTES
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- Análise de confiabilidade do projeto do sistema de ventilação principal da mina subterrânea de urânio em Caetité ? BA
- Estudo da indisponibilidade de um sistema de segurança de uma central nuclear a água leve por redes bayesianas
- Aplicação do Modelo Não--homogêneo de Poisson à Análise de Confiabilidade das Bombas do Sistema de Água de Serviço de uma Usina Nuclear
- Quantificação do Impacto de Fatores Humanos e Organizacionais em Probabilidades de Falha Humana Usadas em Análise Probabilística de Segurança
- UMA PROPOSTA DE UM SISTEMA DE INDICADORES PARA AVALIAR A EFETIVIDADE DA GESTÃO DE UM ÓRGÃO REGULADOR NUCLEAR
- Uma metodologia para a análise de riscos de uma unidade de conversão de hexafluoreto de urânio
- CONFIABILIDADE DOS GERADORES DIESEL DE EMERGÊNCIA DE UMA CENTRAL NUCLEAR PWR DE QUATRO "LOOPS" SOB ENVELHECIMENTO E COM REPARO PERFEITO POR VARIÁVEIS SUPLEMENTARES
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- CONSIDERAÇÕES SOBRE A APLICAÇÃO DA TOMADA DE DECISÃO COM INFORMAÇÃO DO RISCO AO PROCESSO DE LICENCIAMENTO DE INSTALAÇÕES INDUSTRIAIS ESPECIAIS
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- Seguro de Indústrias Petroquímicas-Um Caso Especial de Tarifação
- Um Modelo Markoviano Célula a Célula Para o Cálculo da Confiabilidade de um Sistema de Controle Digital de um Gerador de Vapor
- An Analysis of Organizational Factors and Regulatory Capture ? Lessons from the Davis-Besse Reactor Vessel Degradation Incident
- Uma abordagem fuzzy com envelopamento dos dados da analise dos modos e efeitos de falha
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- Privatização do Seguro de Acidentes de Trabalho: Uma Proposta de Avaliação do Grau de Prevenção
- Uma Aplicação da Técnica de Análise de Camadas de Proteção (LOPA) na Avaliação do Risco do Sistema de Hidrogênio de Refrigeração do Gerador Elétrico Principal de uma Usina Nuclear
- Um Modelo de Otimização Integrada da DIsponibilidade de Sistemas de Segurança Empregando Algoritmo Genético
- Determinação do termo fonte radioativo gerado em um cenário de acidente postulado de infiltração de água no interior de um repositório de sub-superfície
- Aplicação da FMEA-DEA ao Sistema de Ar Condicionado da Sala de Controle de uma Usina Nuclear
- Desenvolvimento de um conjunto de funções críticas de segurança para uma unidade de conversão de hexafluoreto de urânio
- Estudo de Sensibilidade da Freqüência de Acidente com Três Canais de Proteção Iguais Usando GPT
- Uma proposta inicial de um plano para o período de transição do desligamento permanente da Usina Nuclear Angra 1 até a condição de Safe Storage
- Monitoração de Riscos em Usinas Nucleares Usando um Sistema de Supervisão de Confiabilidade Baseado em Redes Neurais
- Uma Aplicação de Processos Pontuais Modulados à Avaliação do Envelhecimento para a Extensão da Vida Qualificada de Equipamentos de Centrais Nucleares
- Atualização da Análise de Riscos do Laboratório de Calibração de Monitores de Radiação da Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto
- Avaliação de Incertezas em Modelos Paramétricos de Falhas de Causa Comum
- Análise da Indisponibilidade de Sistemas de Proteção Considerando os Efeitos do Envelhecimento Através do Método dos Estágios Otimizados por Algoritmos Genéticos
- Uma Aplicação da Técnica de Análise por Camadas de Proteção (LOPA) na Avaliação de Risco de Incêndios nas Rotas de Cabos de Desligamento de um Reator Nuclear
- MODELO DE GESTÃO DAS ATIVIDADES DE TESTE E AVALIAÇÃO TÉCNICA E OPERACIONAL COM BASE NO CICLO DE VIDA DE SISTEMAS DE MATERIAIS DE EMPREGO MILITAR
- Uma Revisão Crítica do Emprego de Bancos de Dados de Falha em Análises Probabilísticas de Segurança de Plantas Nucleares e Químicas
- Análise de um sistema simplificado de controle digital proposto para o pressurizador de uma usina nuclear através de um modelo de simulação dinâmica
- Análise de Risco Considerando a Segurança Nuclear e Proteção Física de uma Instalação Nuclear Hipotética
- UMA ABORDAGEM DA REGULAÇÃO COM INFORMAÇÃO NO RISCO DA ANÁLISE DE SEGURANÇA DE SISTEMAS DE INSTRUMENTAÇÃO E CONTROLE DIGITAL APLICADOS A CENTRAIS NUCLEARES
- ANÁLISE DE FALHAS HUMANAS EM UM SISTEMA DIGITAL DE UMA USINA NUCLEAR UTILIZANDO UMA METODOLOGIA HÍBRIDA DFM/ATHEANA/FUZZY
- AVALIAÇÃO DA CONFIABILIDADE DO SISTEMA DE REFRIGERAÇÃO DE SERVIÇO DE SEGURANÇA DE ANGRA 2 NO CONTEXTO DE EVENTOS EXTERNOS
- Análise Probabilística de Incêndio nas Rotas de Cabos de Potência Elétrica de Sistemas de Desligamento de um Reator Nuclear
- ELABORAÇÃO DE UM CONJUNTO DE FUNÇÕES CRÍTICAS DE SEGURANÇA PARA UMA UNIDADE DE CONVERSÃO DE HEXAFLUORETO DE URÂNIO
- Determinação da Confiabilidade de Geradores de Vapor a partir de Trincas Axiais em seus Tubos
- Segurança das Instalações de Apoio em Terra de Submarinos Nucleares: Identificação de Cenários Acidentais para Análise Deterministica de Segurança
- IMPACTO DA ESPECIALIZAÇÃO DE DADOS DE FALHA EM ANÁLISES PROBABILÍSTICAS DE SEGURANÇA DE PLANTAS DE PROCESSO
- Mapeamento Analítico da Confiabilidade de Detectores de Incêndio em uma Usina Nuclear
- Um Estudo sobre a Variabilidade do Desempenho de Válvulas Submarinas
- Avaliação de Risco de um Repositório Próximo à Superfície na Fase Pós-Fechamento em Cenário de Liberação de Radionuclídeos por Infiltração de Água
- Um Modelo para Análise da Confiabiliade de Sistemas Reparáveis Baseado em Processos Pontuais
- Cultura de Segurança Nuclear e o Submarino Brasileiro com Propulsão Nuclear
- Um Modelo de Indicadores Críticos de Segurança para Ações regulatórias Ba\seado em uma APS Nível 1
- Simplificação de Diagramas de Transição de Estados Via GPT em Análise Markovianas de Confiabilidade
- Manutenção Centrada em Confiabilidade Aplicada ao Sistema de Água de Ali-mentação de uma Caldeira de uma Refinaria
- UMA PROPOSTA DE FERRAMENTA PARA A ANÁLISE QUANTITATIVA DE FATORES HUMANOS EM INSTALAÇÕES NUCLEARES
- Simulação por eventos discretos orientada a objetos para análise da indisponibilidade de sistemas dinâmicos
- UMA ABORDAGEM DA REGULAMENTAÇÃO COM INFORMAÇÃO DO RISCO DA ANÁLISE DE SEGURANÇA DE SISTEMAS DE INSTRUMENTAÇÃO E CONTROLE DIGITAL APLICADOS A CENTRAIS NUCLEARES
- A APLICAÇÃO COMBINADA E FASEADA DOS FRAM, STPA E RAG PARA O GERENCIAMENTO DA SEGURANÇA NUCLEAR
- Simplificação via GPT de diagramas de Transição de Estado em Análise Markovianas de Confiabilidade de Sistemas sob envelhecimento
- INCORPORAÇÃO DE ATRIBUTOS DE CONFIABILIDADE À REGRA DE MANUTENÇÃO PARA A EXTENSÃO DE VIDA ÚTIL QUALIFICADA EM SISTEMAS DE SEGURANÇA DE CENTRAIS NUCLEARES
- Análise da Confiabilidade do Sistema de Ventilação da Mina Subterrânea das Indústrias Nucleares do Brasil em Caetité, Bahia
- Avaliação da Confiabilidade do Sistema de Limitação de Angra 2 para a Função de Desarme do Reator em um Cenário de Perda Total do Sistema de Água de Alimentação Principal
- Modelo de Gestão das Atividades de Teste e Avaliação Técnica e Operacional de Sistemas de Materiais de Emprego Militar
- UM MODELO DE OTIMIZAÇÃO INTEGRADA DA DISPONIBILIDADE DE SISTEMAS DE SEGURANÇA EMPREGANDO ALGORITMOS GENÉTICOS
- ANÁLISE DE SEGURANÇA DETERMINÍSTICA E ESTOCÁSTICA EM UM CENÁRIO DE INFILTRAÇÃO DE ÁGUA NO INTERIOR DE UM REPOSITÓRIO PRÓXIMO À SUPERFÍCIE PARA A DEPOSIÇÃO DE REJEITOS RADIOATIVOS
- Avaliação de Especificações Técnicas Relativas a Atributos de Confiabilidadede Viaturas Militares
- UMA PROPOSTA DE MODELO DE GERENCIAMENTO DA CULTURA DE SEGURANÇA PARA O SUBMARINO BRASILEIRO COM PROPULSÃO NUCLEAR
- INDISPONIBILIDADE DO SISTEMA DE REMOÇÃO DE CALOR RESIDUAL DE ANGRA I POR REDES BAYESIANAS CONSIDERANDO FALHAS DEPENDENTES
- Sobre a aplicação de sistemas de equações diferenciais parciais e ordinárias de primeira ordem à confiabilidade de sistemas de segurança sob envelhecimento
- Seguro de Indústrias Petroquímicas: Um Caso Especial de Tarifação
- UM MODELO DE INDICADORES CRÍTICOS DE SEGURANÇA PARA AÇÕES REGULATÓRIAS EM USINAS NUCLEARES BASEADO EM UMA APS NÍVEL 1
- Propagação de Incertezas em Redes Bayesianas Através do Método de Monte Carlo e Lógica Fuzzy para Aplicação em Análises Probabilísticas de Segurança de Centrais Nucleares
- Restrições Práticas na Aplicação de Ensaios de Vida Acelerados
- Uma Avaliação Crítica da Aplicação da Inspeção Baseadas em Risco em Instalações Químicas e Nucleares
- Impacto da Especialização de Dados de Falha em Análises Probabilísticas de Segurança de Instalações de Processo
- Simplificação de Diagramas de Transição de Estados via GPT em Análises Markovianas de Confiabilidade
- Controle Digital de um Gerador de Vapor por um Modelo de Simulação Dinâmica
- Uma Modelagem das Incertezas Associadas a Falhas de Causa Comum Considerando Diversidade e Envelhecimento
- UM MODELO BASEADO NA EQUAÇÃO DE ITÔ DA ANÁLISE DA CORROSÃO DE TUBULAÇÕES DE CENTRAIS NUCLEARES PARA A EXTENSÃO DA SUA VIDA ÚTIL QUALIFICADA
- Cálculo da Confiabilidade de Sistemas sob Envelhecimento Através do Método dos Estágios e de Algoritmos Genéticos
- A Combined and Phased Application of Resilience Engineering Approaches for a Through Life Nuclear Safety Management
- Uma Metodologia para a Priorização de Áreas Críticas de uma Usina Nuclear devido a Incêndios em Compartimentos
- An Approach for the Site Selection of an Interim Storage Facility for the Reactor Compartment of the Decommissioned Nuclear Submarines
- QUANTIFICAÇÃO DO IMPACTO DE FATORES HUMANOS E ORGANIZACIONAIS EM PROBABIBILIDADES DE FALHA HUMANA USADAS EM ANALISE PROBABILISTICA DE SEGURANÇA
- Estudo de uma Proposta para a Inserção da Experiência Operacional como Ferramenta de Suporte no Plano de Treinamento de Usinas Nucleares
- Análise da Indisponibilidade do Sistema de Limitação de Angra 2 por Rede de Petri
- Analise da Confiabilidade do Sistema de Agua de Alimentacao Auxiliar de Angra I Considerando Falhas de Causa Comum pelo Metodo das Letras Gregas Multiplas
- Segurança em Instalações de Apoio de Terra para Submarinos Nucleares: Cenários Acidentais para Análise Determinística de Segurança
- Confiabilidade de Sistemas Instrumentados de Segurança: Análise Custo-Benefício de Alternativas para o Atendimento ao SIL Requerido em Instalações industriais
- Um Modelo de Confiabilidade do Sistema Elétrico de Angra I pelo Método dos Estágios Otimizados por Algoritmos Genéticos
- APLICAÇÃO DA METODOLOGIA PROBIT AO CÁLCULO DE EFEITOS DE DOSES OCUPACIONAIS EM INSTALAÇÕES NUCLEARES NO CONTEXTO DE AVALIAÇÕES PROBABILÍSTICAS DE SEGURANÇA
- UM MODELO ESTOCÁSTICO DE DIFUSÃO PARA O CÁLCULO DA PROBABILIDADE DE FRATURA DE VASOS DE PRESSÃO
- Equação de Fokker-Planck para o Cálculo da Probabilidade de Infiltração por Água: Aplicação ao Repositório de Abadia - Goiás
- Análise de Confiabilidade do Sistema de Água de Alimentação Auxiliar de Angra-I Incorporando Falhas de Causa Comum pelo Modelo das Letras Gregas Múltiplas
- Sistema de Gestão Adaptativo para Organizações com Tecnologia Perigosa: A Cultura de Segurança como Pressuposto de Excelência Nuclear
- Aplicação de uma nova Metodologia Baseada na Propagação Estatística das Incertezas para Avaliar os Limites do DNBR
- Análise Computacional de Árvores de Eventos pelo Método de Vetores de Impacto
- Metodologia para a Seleção de Arranjos Submarinos Baseada na Eficiência Operacional
- Desenvolvimento de Metodologia de Gerenciamento de Alarmes do Sistema de Tratamento de Água em Plataforma Offshore
- Analise de Duracao de Tempo de Vida de Bombas Centrifugas Submersas
- ESTIMATIVA DO RISCO DE EXPOSIÇÃO POTENCIAL EM INSTALAÇÕES INDUSTRIAIS
- Análise da Confiabilidade de uma Esfera de Estocagem de GLP pela Mecânica da Fratura Probabilística Considerando Trincas nas Juntas Soldadas
- Subsea Processing Safety Regulations Update in Brazil: Motivations and Recommendations
- Análise Temporal da Indisponibilidade de Sistemas de Segurança com Componentes Testados Periodicamente
- Estudo da Confiabilidade Funcional dos Sistemas de Potência Elétrica, de Automação e de Lastro para a Manutenção do Equilíbrio de uma Plataforma FPSO
- Desenvolvimento, Implantação e Avaliação de um Sistema de Monitoramento de Comportamentos de Risco e Condições Inseguras para a Gestão da Segurança
- NÍVEL DE INTEGRIDADE DE SEGURANÇA (SIL) INTEGRADO COM FATORES HUMANOS E ORGANIZACIONAIS
- HUMAN RELIABILITY ANALYSIS APPLIED TO RIG OPERATIONS USING A COGNITIVE FRAMEWORK AND DEFINED PERFORMANCE INFLUENCING FACTORS.
- Avaliação de efeito dominó em dutos paralelos enterrados que transportam produtos de petróleo
- Estudo da Dispersão de Particulado na Atmosfera considerando-se meio Florestal e sua Topografia
- Avaliação Estatística da Gestão da Manutenção e Acompanhamento do Grau de Obsolescência de Máquinas Marítimas Militares
- Aplicação do HazOp Dinâmico na Avaliação de Perigo Operacional em uma Coluna de Destilação de uma Planta de Separação de Ar.
- Confiabilidade de Sistemas Reparáveis por Processos Pontuais com Modelos Dinâmicos Bayesianos
- Analise da Confiabilidade e Custo do Ciclo de Vida como Criterio para Decisao do Sistema de Seguranca
- Formulação de Padrão Específico de Segurança Operacional para as Plantas Industriais Produtoras de Biodiesel
- Confiabilidade Estrutural por Simulação de Monte Carlo com Cadeias de Markov
- Metodologia para Testes Funcionais em Válvulas Submarinas
- VIDA RESIDUAL DE ESTRUTURAS OCEÂNICAS
- Consideração da confiabilidade humana na concepção de sistemas complexos: desenvolvimento e aplicação da TECHR.
- Proposta de Programas de Engenharia de Confiabilidade para Empreendimentos da Petrobras nas Áreas Industrial e de Produção
- Análise das Condições de Proteção e Segurança Radiológicas das Instalações com Aceleradores de Partículas na àrea de Pesquisa no Brasil.
- ANÁLISE DE CONFIGURAÇÕES DE SISTEMAS DE REFINO VOLTADOS PARA A PRODUÇÃO DE DIESEL COM BASE EM SIMULAÇÃO POR EVENTOS DISCRETOS