Abstract: Neste trabalho foram obtidas estimativas das Probabilidades de Erro Humano (PEH) das ações dos operadores do Reator de Pesquisa IEA-R1 do IPEN, em resposta a uma hipótese de situação de emergência, e realizada uma avaliação dos Fatores Influenciadores do Desempenho Humano (PSF) potencialmente influentes naquelas ações. A avaliação dos PSF foi realizada com a finalidade de classificá-los de acordo com o seu nível de influência nas ações e de determinar o estado atual destes PSF na instalação. Tanto a obtenção das PEH, como também a avaliação dos PSF, foram realizadas por meio do processo de Avaliação por Especialistas, através de entrevistas e questionários. O grupo especialista foi composto a partir dos próprios operadores do Reator IEA-R1. A representação do conhecimento dos especialistas em expressões lingüísticas e a geração de valores que representam o consenso das avaliações do grupo especialista deram-se pelo emprego da Lógica Fuzzy e da Teoria dos Conjuntos Fuzzy. Os valores obtidos para as PEH foram comparados com dados utilizados pela literatura afim e se mostraram satisfatórios para ações similares, corroborando a metodologia proposta como uma boa alternativa a ser empregada em métodos de Análises de Confiabilidade Humana (ACH).

Palavras-Chave: calculation methods; emergency plans; errors; evaluation; fuzzy logic; performance; probability; reactor operators; reactor safety; reliability; research and test reactors

NASCIMENTO, CLAUDIO S. do. Aplicacao da metodologia fuzzy na quantificacao da probabilidade de erro humano em instalacoes nucleares. Orientador: Roberto Navarro de Mesquita. 2010. 144 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-01082011-160002. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9496. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O titânio e suas ligas são amplamente utilizados na odontologia, principalmente como implantes dentários, devido à sua biocompatibilidade e elevada resistência à corrosão. A resistência à corrosão do titânio ocorre pela formação de um filme fino de óxido passivo de TiO2 em contato com o oxigênio. Esta camada é aderente e estável na superfície, e capaz de atuar como barreira protetora entre o substrato e o meio corrosivo. No entanto, a literatura associa a peri-implantite a grandes aumentos de produtos de corrosão de titânio e suas ligas ao redor de implantes em presença da inflamação em comparação com implantes em pessoas saudáveis. Assim, é importante a identificação dos fatores presentes no microambiente peri-implantar que possam reduzir a resistência à corrosão do titânio. O objetivo deste estudo foi investigar e simular condições inflamatórias in vitro a fim de determinar quais fatores afetam a resistência à corrosão de implantes dentários fabricados com a liga Ti-6Al-4V em solução tampão de fosfato (PBS) utilizada para simular o efeito dos fluidos corpóreos. Foram investigados os efeitos do peróxido de hidrogênio, presente em infecções orais, da albumina, a deaeração do meio (para simulação das condições de pO2 reduzida durante a inflamação) e de íons fluoreto, em solução de PBS com pH ajustados para 3,0, 4,5 e 7,0. Também foi investigada a resistência à corrosão de implantes com conexão do tipo cone Morse de Ti-6Al-4V conectado a um pilar protético de aço inoxidável 316L por meio da avaliação da influência do efeito da conexão mecânica por batidas (3, 5 e 7) no mecanismo de corrosão. A avaliação da resistência à corrosão da liga de titânio foi realizada por técnicas eletroquímicas e caracterização da superfície (MEV). Os resultados mostraram que as condições mais favoráveis ao ataque corrosivo da liga Ti-6Al-4V são a presença no meio de um forte oxidante (H2O2), do pH ácido (pH 3,0), seja em presença ou ausência de fluoreto, presença de proteína e deaeração do meio fisiológico. As condições mais agressivas são típicas de situações presentes em infecções peri-implantares e de condições de fresta. O estudo da conexão pilar-implante mostrou que na junção entre um implante de Ti-6Al-4V e o pilar protético de aço inoxidável 316 L, a condição de fresta entre as interfaces foi o fator predominante no mecanismo de corrosão prevalecendo sobre o efeito de acoplamento galvânico.

Palavras-Chave: dentistry; implants; titanium; titanium alloys; aluminium alloys; water gas processes; corrosion protection; corrosion resistance; electrochemical corrosion; impedance; evaluation

BERBEL, LARISSA O. Avaliação da resistência à corrosão da liga Ti-6Al-4V para implantes dentários em ambientes aerados e deaerados. Orientador: Isolda Costa. 2021. 180 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2021.tde-10032022-150220. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/32921. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O objetivo deste estudo foi a Y-TZP odontológica submetida ao envelhecimento hidrotérmico acelerado (EH). Especificamente: a) determinar a curva cinética de transformação de fase tetragonal para monoclínica; b) calcular a velocidade de crescimento da frente da camada transformada durante o EH; c) avaliar a relação entre a porcentagem de fase monoclínica e profundidade da transformação de fase com a resistência à flexão biaxial (FB); d) avaliar o efeito da associação do EH e fadiga na resistência à FB. Discos sinterizados (YZ- Vita YZ, LP-Lava Plus) foram submetidos ao EH a 120°C, 130°C e 150°C e analisados por difração de raios X (DRX). Uma amostra por grupo foi analisada por microscopia eletrônica de varredura (MEV) e tomografia de coerência óptica (OCT) para calcular a profundidade de transformação de fase e a velocidade da frente de transformação. Grupos de (YZ, LP e LA-Lava) foram submetidos ao EH (150°C) por (n=10): 0, 5, 25, 70 e 140 horas. Após o EH os grupos de YZ foram novamente divididos (n=10): com e sem ciclagem mecânica, todas as cerâmicas foram submetidas ao teste de flexão biaxial (ISO 6872) e análise de variância 1 fator (ANOVA) (α=0,05) para comparar os resultados. Os resultados de DRX indicam que a Y-TZP apresenta um comportamento sigmoidal de transformação de fase devido à limitação da profundidade de penetração dos raios X (~6,3 μm). As análises de MEV e OCT confirmaram o crescimento linear da frente de envelhecimento em função do tempo para todas as temperaturas. O ANOVA 1-fator demonstrou redução de 10-19% da resistência à FB após 140 horas de envelhecimento (150°C) para todas as cerâmicas, havendo correlação negativa entre profundidade da camada transformada e resistência à FB. Extrapolando os resultados de profundidade para 37°C foi calculado que a frente de transformação de fase levaria 1053 e 2104 anos para atingir a profundidade de 62,67μm e 85,55μm responsáveis pela diminuição da resistência mecânica da YZ e LP, respectivamente. A associação do EH com a ciclagem mecânica não apresentou efeitos deletérios para a YZ. O OCT foi validado como método preciso, fácil e rápido para avaliação da camada transformada e estudos de cinética.

Palavras-Chave: zirconium additions; yttrium oxides; polycrystals; hydrothermal systems; aging; ceramics; dentistry; biodegradation; evaluation; mechanical properties; tomography; x-ray diffraction; optical microscopy; scanning electron microscopy; microanalysis; thermal analysis

ARATA, ANELYSE. Degradação a baixa temperatura da Y-TZP odontológica: análise microestrutural e avaliação das propriedades mecânicas. Orientador: Dolores Ribeiro Ricci Lazar. 2016. 174 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear ) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2017.tde-23012017-085618. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/27129. 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: Os ataques terroristas ocorridos nos Estados Unidos em setembro de 2001, o acidente ocorrido na central nuclear de Fukushima em março de 2011 e os recentes ataques em Paris em novembro de 2015 são exemplos de eventos que corroboram a necessidade da Agência Internacional de Energia Atômica em melhorar a segurança nas instalações nucleares. O governo brasileiro vem contribuindo com este projeto e investindo recursos para melhoria do Sistema de Proteção Física, do reator nuclear de pesquisas localizado no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares São Paulo, sistema que tecnicamente é colocado em prática pelos subsistemas de detecção, retardo e a resposta. O Sistema de Proteção Física é um conjunto integrado de pessoas, equipamentos e procedimentos usados para proteger instalações e fontes nucleares e/ou radioativas, contra ameaça, roubo, sabotagem ou outras ações dolosas causadas pelo homem; buscando sempre evitar, mitigar ou minimizar as consequências causadas por estas ações. Baseado na metodologia desenvolvida por especialistas em segurança do Sandia National Laboratories, AlbuquerqueEUA, o estudo apresenta a avaliação da eficácia do Sistema de Proteção Física do reator IEAR1. Essa metodologia possibilita a mensuração da eficácia do sistema e a identificação das suas vulnerabilidades por meio de análises hipotéticas, probabilísticas e estimativas de valores. Após a aplicação da metodologia obteve-se o valor aproximado de 40% para o indicador PE, o que demonstra a necessidade de implementar melhorias no sistema para minimizar as vulnerabilidades.

Palavras-Chave: iear-1 reactor; reactor monitoring systems; reactor accidents; design-basis accidents; reactor protection systems; physical protection; quality assurance; quality control; evaluation; licensing; reliability; safety standards; agreements; iaea safeguards; standardization; validation

VAZ, ANTONIO C.A. Implementação e avaliação do sistema de proteção física do reator IEA-R1. Orientador: Thadeu das Neves Conti. 2016. 64 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-25072016-092417. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26621. Acesso em: $DATA.

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