A Análise dos Modos de Falha e Efeitos (Fault Mode and Effect Analysis – FMEA), além de apresentar um foco maior em processos e produtos, considera para a análise da criticidade uma multiplicação simples dos fatores de severidade (S), ocorrência (O) e detecção (D). A partir da incorporação da Análise de Confiabilidade Humana (ACH), podem ser considerados fatores como inteligibilidade ou cognição (I) e estresse (E), para avaliar os modos de falha considerando fatores humanos. Para reduzir a imprecisão do cálculo do índice de probabilidade de risco (Risk Priority Number – RPN), pode ser utilizada uma Composição Probabilística de Preferências (CPP).

A imprecisão é inerente à subjetividade e aos erros de avaliação nos processos de tomada de decisão individual ou em grupo. Por isso, é natural assumir, para a avaliação de cada alternativa sob cada critério, um comportamento

A confiabilidade é a capacidade de um item desempenhar uma função requerida sob condições especificadas, durante um dado intervalo de tempo. Muitas vezes, os problemas relacionados à confiabilidade são atribuídos à manutenção, no entanto, existem outras funções que afetam a confiabilidade de sistemas e de equipamentos e que estão relacionados à confiabilidade humana, à do equipamento, à da liderança e à do processo.

Alguns fatores que influenciam a confiabilidade humana são

Um teste acelerado foi conduzido por 500 horas em uma amostra de 10 unidades de um componente eletrônico utilizado numa usina nuclear e apresentou uma proporção de itens falhados de 50%. Os demais itens sobreviveram além das 500 horas, sendo que seus tempos de falha são censurados à direita com a interrupção do ensaio. Dessa forma, é considerado que o limite inferior para o tempo de falha desses itens é de 500 horas, por não se conhecer o tempo exato. As falhas observadas mostram um comportamento de distribuição exponencial, com os respectivos tempos 40, 90, 170, 330 e 440 horas.

Qual é o tempo médio para falha (MTTF)?

Com o advento de uma melhor compreensão e uma maior caracterização de acidentes graves, a gestão de acidentes pode ser analisada como um processo integrado. A inter-relação de procedimentos operacionais de emergência, diretrizes de gerenciamento de acidentes graves e ações fora do local podem ser planejadas e organizadas para minimizar as consequências de acidentes graves, consideradas em todo o espectro de suas possibilidades e probabilidades, dentro dos limites de praticidade.

Uma aplicação da Análise Probabilística de Segurança (APS) que não se refere à área de mitigação e gestão de incidentes e acidentes é a(o)

A Tabela a seguir indica a frequência de acidentes de trabalhadores de uma empresa do setor sucroalcooleiro, em faixas etárias, durante um período de 7 anos.

Observando-se os dados presentes na Tabela e usando-se o método de interpolação linear, qual a idade mediana dos trabalhadores acidentados?

Em uma fábrica automobilística, foi notado que os airbags de um certo lote não estavam funcionando tão bem quanto deveriam. Calcula-se que a probabilidade de um airbag desse lote não inflar era de 40%, valor muito acima do limite aceitável. Após o descarte de todo o lote, começou-se a fazer testes de colisão com airbags do lote seguinte.

Supondo-se que os airbags do novo lote possuam a mesma probabilidade de não inflar que os do lote descartado e que, em cada colisão, apenas um airbag é testado, qual a probabilidade de 2 airbags não inflarem nas 5 primeiras colisões?

O sistema de injeção de segurança de uma usina nuclear consta de duas linhas (trens) redundantes, cada uma com capacidade para aportar a vazão nominal de água de injeção requerida. A água provém de um tanque compartilhado pelas duas linhas de injeção, de modo que a indisponibilidade do tanque impediria o cumprimento da função de segurança do sistema.

A Análise Probabilística de Segurança (APS) determinou uma indisponibilidade média de cada uma das linhas de injeção igual a 5,0×10^-3/demanda, assim como uma indisponibilidade média do sistema de 1,0×10^-4/demanda.

Em quantas vezes aumenta a indisponibilidade do sistema de injeção de segurança quando o tanque permanece indisponível?

Em um acidente com derretimento do núcleo acontecem fenômenos de transporte, de deposição e de liberação de substâncias radioativas que se espargem do reator para o circuito primário e do circuito primário para a contenção. As substâncias liberadas passam a integrar o denominado termo fonte, composto por uma variada gama de radionuclídeos que poderiam ser liberados ao Meio Ambiente em caso de uma falha da contenção.

São avaliadas diversas interações entre materiais que contribuem para aumentar a probabilidade de falha da contenção, com liberação de substâncias radioativas ao Meio Ambiente.

Uma interação importante, considerada nos modelos de Análise Probabilística de Segurança (APS), é a interação entre

A Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA) descreve a importância das dependências entre ações humanas no texto a seguir:

... Dependências entre eventos de falha humana na mesma sequência, se houver, podem aumentar significativamente a probabilidade de erro humano. Interdependências entre eventos de falha humana devem ser identificados e quantificados na análise.

Safety Guide No. SSG-3. Development and Application of Level 1 Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants. IAEA, 2010, p. 45.

Na análise de confiabilidade humana, as dependências entre ações humanas se classificam em cinco níveis: zero, baixa, moderada, alta e total (completa).

Considere o caso de um especialista em Análise Probabilística de Segurança (APS) que deve estabelecer o valor definitivo da probabilidade de erro humano (HEP) utilizado na APS para uma ação humana que consta de duas tarefas: a primeira com probabilidade de erro 0,1 e a segunda com probabilidade de erro 0,5.

Nessas condições, considerando dependência total entre as tarefas, o valor correto de probabilidade de erro humano a utilizar é:

A triagem (screening) por impacto deve ser usada para eliminar cenários de incêndio não significativos com base em critérios qualitativos (orientados a impacto). A triagem começa com a identificação de compartimentos e áreas críticas de incêndio, seguida da identificação de possíveis cenários de incêndio para um compartimento único e múltiplos compartimentos usando suposições pessimistas. Os critérios orientados a impacto, usados para filtrar cenários de incêndio específicos, devem ter em conta as características desses compartimentos de incêndio envolvidos no cenário considerado.

Safety Guide No. SSG-3. Development and Application of Level 1 Probabilistic Safety Assessment for Nuclear Power Plants. IAEA, 2010, p. 73

Na triagem qualitativa de uma determinada área de incêndio, adotam-se suposições pessimistas para garantir que, ainda nas piores condições, o impacto de um incêndio nessa área pode ser negligenciado.

Uma dessas considerações é a