Abstract: As agressões ao meio ambiente, num contexto de esgotamento de recursos naturais, vêm recebendo crescente importância aos olhos da sociedade e, nesse cenário, o meio ambiente passou a ser protegido pelo Direito Penal. Assim, muitas destas agressões, como a poluição, passaram a ser qualificadas como crimes ambientais tornando se necessária a produção de prova técnica para o seu devido julgamento. Este trabalho apresenta uma nova estratégia para caracterização de crimes ambientais de poluição e correlatos baseado em abordagem multiparamétrica. Para isso foram utilizadas análises de diferentes parâmetros como metais, razões de isótopos estáveis e compostos orgânicos (hidrocarbonetos aromáticos policíclicos), e análise estatística multivariada, com o intuito de obter uma assinatura química robusta dos poluentes da fonte suspeita e assim estabelecer correspondência com os mesmos parâmetros determinados no compartimento ambiental receptor. Ainda, foram incorporados alguns conceitos de metrologia, como o cálculo de incerteza de amostragem, conforme preceituam as novas tendências de desenvolvimento conceitual e metodológico das ciências forenses. Os sedimentos de um curso dágua altamente impactado por descargas diversas foram o objeto das investigações como sendo o compartimento receptor e o percolado de um aterro de resíduos industriais perigosos envolvido em um crime ambiental foi analisado como possível fonte. A abordagem multiparamétrica utilizada neste trabalho proporcionou uma melhor discriminação dos pontos de coleta com base na sua localização com relação às fontes de poluição por meio da Análise de Componentes Principais e as análises de metais realizadas nos sedimentos permitiram caracterizar um crime de poluição ambiental. As estimativas de incerteza de amostragem evidenciaram variações nos resultados principalmente decorrentes da heterogeneidade da distribuição dos contaminantes no meio o que implica que as incertezas devem, preferencialmente, ser estimadas e reportadas nas medições no âmbito forense para um efetivo apoio às tomadas de decisões nelas baseadas.

Palavras-Chave: deterministic estimation; calculation methods; probabilistic estimation; multivariate analysis; safety analysis; uncertainty principle; data covariances; crime detection; polycyclic aromatic hydrocarbons; hydrocarbons; organic compounds; stable isotopes; metals; pollutants; industrial wastes; environmental impacts; environmental policy; environmental protection

BARBIERI, CRISTINA B. Caracterização de crime ambiental de poluição por meio de abordagem multiparamétrica e incorporando incerteza de amostragem. Orientador: Jorge Eduardo de Souza Sarkis. 2015. 194 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2015.tde-26112015-142505. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26391. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O gerenciamento de riscos em uma instalação nuclear é necessário para a segurança de trabalhadores e de populações vizinhas. Parte desse processo é a comunicação dos riscos que propicia o diálogo entre gestores da empresa e moradores das áreas de risco. A população que conhece os riscos a que está exposta, como esses riscos são gerenciados e o que deve ser feito em uma situação de emergência tende a se sentir mais segura e a confiar nas instituições responsáveis pelo plano de emergência. Sem diálogo entre empresa e público, o conhecimento dos procedimentos a serem seguidos em caso de acidente não chega à população, ou quando chega, não há confiança dessas pessoas na sua eficácia. Em Angra dos Reis, no litoral sul do Estado do Rio de Janeiro, está a Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto. No entorno dessa Central Nuclear existe uma população que, de acordo com o Plano de Emergência Externo (PEE/RJ), deverá ser evacuada ou ficar abrigada, caso ocorra um acidente na instalação. Um trabalho de comunicação de riscos entre esses moradores é necessário para que eles conheçam o plano de emergência e os procedimentos corretos para uma situação de emergência, além de buscar esclarecer dúvidas e mitos. Esse trabalho apresenta uma análise da comunicação dos riscos feita para a população local, a percepção que ela tem dos riscos e o grau de conhecimento do plano de emergência externo por parte dessas pessoas.

Palavras-Chave: nuclear power plants; risk assessment; probabilistic estimation; safety analysis; safety margins; seismicity; communications; human factors; shielding; human populations; working conditions; personnel; emergency plans; source terms; mto model; reliability; alara; optimization; radiation hazards; radiation protection; licensing regulations

CUNHA, RAQUEL D.S. da. A comunicação dos riscos na preparação para emergências nucleares: um estudo de caso em Angra dos Reis, Rio de Janeiro. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. 2017. 135 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2017.tde-06092017-085924. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28029. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A cultura de segurança na área nuclear é definida como o conjunto de características e atitudes da organização e dos indivíduos que fazem que, com uma prioridade insuperável, as questões relacionadas à proteção e segurança nuclear recebam a atenção assegurada pelo seu significado. Até o momento, não existem instrumentos validados que permitam avaliar a cultura de segurança na área nuclear. Em vista disso, os resultados da definição de estratégias para o seu fortalecimento e o acompanhamento do desempenho das ações de melhorias tornam-se difíceis de serem avaliados. Este trabalho teve como objetivo principal desenvolver e validar um instrumento para a avaliação da cultura de segurança de organizações nucleares, utilizando o Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares como unidade de pesquisa e coleta de dados. Os indicadores e variáveis latentes do instrumento foram definidos utilizando como referência modelos de avaliação de cultura de segurança da área da saúde e área nuclear. O instrumento de coleta de dados proposto inicialmente foi submetido à avaliação por especialistas da área nuclear e, posteriormente, ao pré-teste com indivíduos que pertenciam à população pesquisada. A validação do modelo foi feita por meio da modelagem por equações estruturais utilizando o método de mínimos quadrados parciais (Partial Least Square - Structural Equation Modeling PLS-SEM), no software SmartPLS. A versão final do instrumento foi composta por quarenta indicadores distribuídos em nove variáveis latentes. O modelo de mensuração apresentou validade convergente, validade discriminante e confiabilidade e, o modelo estrutural apresentou significância estatística, demonstrando que o instrumento cumpriu adequadamente todas as etapas de validação.

Palavras-Chave: safety analysis; safety culture; risk assessment; communications; human factors; shielding; working conditions; personnel; emergency plans; mto model; reliability; optimization; radiation protection; licensing regulations; probabilistic estimation; equations; partial differential equations; structure-activity relationships; attitudes; behavior; learning; public anxiety; public opinion; computer codes; statistical mechanics; validation; evaluation; comparative evaluations; nuclear facilities

MOMESSO, ROBERTA G.R.A.P. Desenvolvimento e validação de um referencial metodológico para avaliação da cultura de segurança de organizações nucleares. Orientador: Antonio Carlos de Oliveira Barroso. 2017. 128 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2017.tde-25102017-123810. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28035. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Neste trabalho é aplicada a metodologia da Análise Probabilística de Segurança nível 1 ao reator IEA-R1. Inicialmente são descritos os eventos iniciadores de acidentes identificados no reator para duas categorias: perda de vazão e perda de refrigerante primário. Dentre eles foram escolhidos dois eventos iniciadores para análise mais detalhada do acidente e obtenção da estimativa da freqüência de danos ao núcleo devido a sua ocorrência. Foram selecionados os seguintes eventos iniciadores: bloqueio de canal de refrigeração (maior probabilidade) e perda de refrigerante por grande ruptura da tubulação do circuito primário (maiores consequências). Para modelar a evolução do acidente a partir da ocorrência do evento iniciador e da atuação ou não dos sistemas de segurança utilizou-se Árvore de Eventos. Através de Árvore de Falhas, também foi avaliada a confiabilidade dos seguintes sistemas: sistema de desligamento do reator, isolamento da piscina, sistema de resfriamento de emergência (SRE) e sistema elétrico. Como resultados foram obtidas as estimativas das frequências de danos ao núcleo do reator e as probabilidades de falha dos sistemas analisados. As freqüências de danos ao núcleo mostraram-se dentro das margens esperadas, sendo da mesma ordem de grandeza que os encontrados para reatores similares. As confiabilidades dos sistemas de desligamento do reator, de isolamento da piscina e do SRE foram satisfatórias para as condições em que estes sistemas foram exigidos. Todavia, para o sistema elétrico seria recomendável uma análise para verificar a possibilidade de modernização a fim de aumentar a sua confiabilidade.

Palavras-Chave: probabilistic estimation; risk assessment; safety analysis; eccs; fault tree analysis; loss of coolant; primary coolant circuits; pipes; reactor cores; iear-1 reactor; accidents

HIRATA, DANIEL M. Estimativa da frequencia de danos ao nucleo devido a perda de refrigerante primario e bloqueio de canal de refrigeracao do reator de pesquisas IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP - APS nivel 1. Orientador: Gaiane Sabundjian. 2009. 105 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2009.tde-02032010-081459. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9483. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O objetivo deste trabalho é verificar os resultados fornecidos pelo programa computacional FRAPCON-3, hoje na versão 5, utilizado no processo de simulação do comportamento de varetas combustíveis de reatores refrigerados a água pressurizada (Pressurized Water Reactor PWR), sob situações operacionais de regime permanente, em condições de alta queima. Para realizar a verificação, foi utilizada a base de dados FUMEX-III, que fornece dados relativos a experimentos realizados com diversos tipos de combustíveis nucleares, submetidos a diversas condições operacionais. Através dos resultados obtidos na simulação do programa FRAPCON-3.5 e da sua comparação com os dados experimentais da base FUMEX-III, foi possível constar que o programa possui boa capacidade de predizer o comportamento operacional da vareta combustível em regime permanente a altas queimas. O trabalho consiste também em verificar a correlação entre UO2 e UO2-7%Gd2O3 na análise dos modelos que simulam o comportamento das pastilhas combustível. A adição do óxido de gadolínio ou gadolínia (Gd2O3), constitui-se na opção tecnológica mais solidamente consagrada e hoje comum em várias centrais nucleares. Por meio dos resultados obtidos nas simulações computacionais foram apresentadas e discutidas a influência das propriedades do UO2 e UO2-7%Gd2O3, quanto à temperatura no centro do combustível, liberação de gás de fissão na vareta, temperatura média do revestimento, volume interno e pressão interna da vareta combustível.

Palavras-Chave: nuclear fuels; fuel cycle; fuel rods; reactor cores; burnup; rare earths; gadolinium; uranium hexafluoride; pwr type reactors; nuclear models; analytical solution; parametric analysis; safety analysis; programming; simulation

MATTOS, CARLOS E. Estudo de modelos para o comportamento a altas queimas de varetas combustível urânio - 7% gadolínio para reatores a água leve pressurizada: avaliação dos parâmetros para prolongamento do tempo de queima do núcleo. Orientador: Elita Fontenele Urano de Carvalho. 2018. 94 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2018.tde-17052018-160542. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29607. Acesso em: $DATA.

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