Submitted by Rafael Santana (rafael.silvasantana@ufpe.br) on 2018-02-01T18:17:15Z No. of bitstreams: 2 license_rdf: 811 bytes, checksum: e39d27027a6cc9cb039ad269a5db8e34 (MD5) Leorlen_TeseDout_Final.pdf: 6669399 bytes, checksum: 4f46335bd7455730a36a93a7e27b55a5 (MD5) / Made available in DSpace on 2018-02-01T18:17:15Z (GMT). No. of bitstreams: 2 license_rdf: 811 bytes, checksum: e39d27027a6cc9cb039ad269a5db8e34 (MD5) Leorlen_TeseDout_Final.pdf: 6669399 bytes, checksum: 4f46335bd7455730a36a93a7e27b55a5 (MD5) Previous issue date: 2016-10-20 / CAPES / A tecnologia VHTR (do inglês Very High Temperature Reactor, Reator de Temperatura Muito Elevada) representa o próximo estágio na evolução dos reatores HTGR (do inglês High Temperature Gas-Cooled Reactor, Reator de Alta Temperatura Refrigerado a Gás). Moderados a grafite e refrigerados a hélio, os sistemas VHTRs podem ser usados para a cogeração de calor e de eletricidade com temperaturas de saída entre 700 e 950 ºC, e potencialmente com mais de 1.000 ºC no futuro. A temperatura do combustível durante toda a operação do reator é um aspecto muito importante para a segurança dos reatores nucleares, no projeto deseja-se que seja menor que um valor limite para garantir a integridade dos materiais do elemento combustível evitando a liberação de produtos de fissão. O TADSEA (Transmutation Advanced Device for Sustainable Energy Applications) é um VHTR do tipo leito de bolas, projetado para atingir uma queima profunda dos elementos transurânicos, a produção colateral de energia e a obtenção de altas temperaturas para produzir hidrogênio. O presente trabalho tem como objetivo o desenvolvimento de uma metodologia para a análises termoidráulica do núcleo de reatores do tipo leito de bolas de muito alta temperatura, baseada no uso de uma abordagem realística com um código de Dinâmica dos Fluidos Computacional (CFD). Inicialmente, usando o modelo realístico da coluna com altura inteira do reator HTR-10 com células FCC e BCC, foram comparados os resultados obtidos com dados experimentais e de simulação para a primeira tarefa de referência do HTR-10 disponibilizados pela IAEA (2013) para validação do modelo. No reator TADSEA, foram comparados resultados dos projetos inicial e atual do núcleo com uma coluna com a altura completa do reator na região de maior potência. A partir dos resultados o projeto inicial não tem margem de segurança suficiente para casos de perda de refrigerante. Nas simulações do projeto atual do TADSEA as temperaturas máximas atingidas foram muito inferiores ao limite. E os resultados de casos de perda de refrigerante mostram que com 45% do fluxo mássico é atingida uma temperatura apenas 30 K abaixo do limite. / The VHTR (Very High Temperature Reactor) technology represents the next stage in the evolution of reactors HTGR (High Temperature Gas-Cooled Reactor). Moderated by graphite and cooled by helium, VHTRs systems can be used for cogeneration of heat and electricity with outlet temperatures from 700 to 950 ºC, and potentially more than 1.000 ºC in the future. The fuel temperature during all the reactor operation is a very important issue for the safety of nuclear reactors, in the design is desired that it is smaller than a limit value to ensure the integrity in the materials of the fuel element preventing the release of fission products. The TADSEA (Transmutation Advanced Device for Sustainable Energy Applications) is a VHTR pebble bed type. It is designed to achieve deep burning levels in the fuel, the power generation, and to obtain high temperatures to produce hydrogen. The aim of this study is the development of a methodology for the core termohydraulics analysis of pebble bed reactors with very high temperature based in the use of a realistic approach with a code of Computational Fluid Dynamics (CFD). First, using the realistic approach with an entire column height of HTR-10 reactor using FCC and BCC cells, the results obtained were compared with experimental and simulation data of HTR-10 Benchmark available from IAEA (2013) for model validation. In TADSEA reactor were compared the results of initial and current core designs with a column with the full height of the reactor in the higher power region. From the results of the initial design, it does not have sufficient safety margin in case of coolant loss. In the simulations of the current TADSEA design the maximum temperatures were much lower than the limit. And the results of coolant loss cases show that with 45% of the mass flow is achieved temperatures just 30 K below the limit.

Orientador: Elias Basile Tambourgi / Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Engenharia Quimica / Made available in DSpace on 2018-08-09T16:29:04Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Assis_Ginode_D.pdf: 24086510 bytes, checksum: b80c2dd3dcdda04486140dd86e3c5360 (MD5) Previous issue date: 2007 / Resumo: Neste trabalho é apresentado um estudo de crescimento de grãos em pastilhas de UO2, em sinterizações a 1700°C/2h/H2 e a 1750°C/4h/H2, por intermédio do crescimento das partículas do pó de UO2, do semeamento isoestrutural e da adição de Al2O3-SiO2. O crescimento das partículas do pó resultou em pastilhas com estruturas de grãos e poros grandes no centro e pequenos na borda, que foram atribuídas a diferentes pressões de oxigênio nestas duas regiões das pastilhas. A 1700°C/2h/H2 o tamanho médio de grãos foi de 8,73 µm, que aumentou para 34,16 µm após ser novamente sinterizada a 1750°C/4h/H2. Após estocagem do pó por um ano, novas pastilhas obtidas a 1700°C/2h/H2 e a 1750°C/4h/H2 apresentaram tamanho médio de grãos de 3,51 e 20,50 µm. O menor crescimento de grãos nas pastilhas obtidas do pó estocado foi atribuído à maior energia de superfície deste pó devido a oxidação superficial das suas partículas durante o período de estocagem. Na aplicação da técnica do semeamento isoestrutural foram testadas sementes obtidas de pó de UO2 sinterizado, nos teores 1, 3 e 5% em peso, e tamanhos 0-5, 5-10, 10-20 e 20-38 µm. O tamanho da semente exerceu muito pouca influência sobre a densificação e o crescimento de grãos. Após sinterização a 1700°C/2h/H2 o tamanho médio de grãos aumentou com a adição de 1% de sementes enquanto a densidade permaneceu constante; no entanto, tanto a densidade quanto o tamanho de grãos diminuíram com adições acima de 1% em peso. Após sinterização a 1750°C/4h/H2, a densidade aumentou para todos os teores de sementes, no entanto, o tamanho médio de grãos aumentou com a adição de 1% de sementes e caiu para os demais teores. A adição de Al2O3-SiO2 foi experimentada com 0,1 e 0,2% em peso. Em todos os experimentos foram obtidas microestruturas de grãos homogêneas, o que sugere ter havido mudança das interfaces do sistema de sólido-gás para líquido-gás, anulando a influência da pressão de oxigênio sobre o crescimento de grãos, ou seja, houve sinterização em presença de fase líquida. Em ambas as condições de sinterização o teor de 0,1% em peso de Al2O3-SiO2 aumentou a capacidade de densificação das pastilhas, a qual diminuiu com a adição de 0,2% em peso. A 1700°C/2h/H2 houve aumento do tamanho médio de grãos com o aumento do teor desses aditivos. A 1750°C/4h/H2 o tamanho médio de grãos foi praticamente o mesmo na pastilha sem aditivos e na pastilha com adição de 0,2% em peso de Al2O3-SiO2, porém, o tamanho médio de grãos diminuiu com a adição de 0,1% em peso de Al2O3-SiO2. Os resultados obtidos permitiram analisar os mecanismos envolvidos na densificação e evolução das microestruturas de grãos e poros, nas diferentes condições de processamento testadas. Além de mostrar caminhos possíveis de crescimento de grãos em pastilhas de UO2, estes resultados poderão ser utilizados no desenvolvimento de pastilhas combustíveis com microestruturas adequadas para obtenção de combustível de alto desempenho para reatores nucleares de potência / Abstract: In this work, a study on UO2 pellets grain growth is presented, by sintering at 1700°C/2h/H2 and 1750°C/4h/H2, by coarsening the UO2 powder particles, by isostructural seeding and by Al2O3-SiO2 additions. The coarsening of the powder particles resulted in pellets with large grains and pores in the center and small ones close to the rim, which were attributed to different oxigen pressures in these two zones of the pellets. After sintering at 1700°C/2h/H2, the pellet average grain size attained 8.73 µm, which increased to 34.16 µm after another sintering at 1750°C/4h/H2. After being stored the powder for one year, new pellets were obtained at 1700°C/2h/H2 and at 1750°C/4h/H2, and their average grain size attained 3.51 and 20.50 µm, respectively. The minor grain growth in the pellets obtained from stored powder was attributed to the major surface energy of this powder, due to their particles surface oxidation during the storage period. Using the isostructural seeding technical, seeds obtained from UO2 powder sintering were used, on 1, 3 and 5 wt%, and within the band sizes 0-5, 5-10, 10-20 and 20-38 µm. The seed size caused too little influence on densification and grain growth. After sintering at 1700°C/2h/H2, the average grain size increased with 1 wt% seed addition, while the density remained constant; therefore, both density and average grain size decreased when the seed addition was over 1 wt%. After sintering at 1750°C/4h/H2, the density increased due to all seed grades, therefore, the average grain size increased due to 1 wt% seed addition but dropped to the other major grades. Al2O3-SiO2 additions were tested on 0.1 and 0.2 wt%. Homogeneous grain microstructures were obtained in all experiments, suggesting the change from the solid-gas interface to liquid-gas interface, avoiding the oxigen pressure influence on grain growth, i.e., there was sintering in liquid phase. The pellets densification ability was increased in both sintering conditions, when 0.1 wt% Al2O3-SiO2 was added; however, this ability decreased when 0.2 wt% Al2O3-SiO2 was added. At 1700°C/2h/H2, the average grain size increased in both Al2O3-SiO2 grades used. At 1750°C/4h/H2, the average grain size was approximately the same value in the pellet without additions and in the pellet with 0.2 wt% Al2O3-SiO2, but it decreased in the pellet with 0.1 wt% Al2O3-SiO2. These results allowed to analyse the mechanisms envolved on densification and, grains and pores microstructure evolution, on the different sintering conditions tested. They showed grain growth possibilities in UO2 pellets, which may be used in fuel pellets technology development with suitable microstructure, for obtaining of high performance fuel for nuclear power reactors / Doutorado / Sistemas de Processos Quimicos e Informatica / Doutor em Engenharia Química

Orientador: Elias Basile Tambourgi / Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Engenharia Química / Made available in DSpace on 2018-08-20T02:06:50Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Pinto_AmenoniaMariaFerreira_D.pdf: 8928817 bytes, checksum: adae0f7cc1ba62c41e7595bc4dd74788 (MD5) Previous issue date: 2012 / Resumo: A metodologia desenvolvida estabelece alternativas que possibilitam a quantificação do óleo estacionado no volume poroso dos reservatórios de petróleo. Foi admitido que, o conhecimento do coeficiente de partição do radônio entre o óleo e a água presentes no reservatório, viabilizará a determinação da Saturação Residual, levando-se em conta o aumento da quantidade de radônio na fase aquosa em relação à quantidade presente antes de ser iniciada a recuperação secundária, quando o óleo é expulso pela injeção de água. Foram executados testes, em escala de laboratório, em um corpo de prova composto por um meio poroso construído de forma a simular as características de um reservatório. O corpo de prova, elaborado a partir de uma rocha sedimentar de minério de urânio, foi acondicionado em um coreholder onde foram reproduzidas as etapas desde a formação até o esgotamento de um reservatório...Observação: O resumo, na íntegra, poderá ser visualizado no texto completo da tese digital / Abstract: A method has been developed for the quantification of the amount of petroleum remaining within the porous volume of oil reservoirs using radon as a natural tracer. The Oil Saturation is estimated, taking into account the partition coefficient of radon between the organic and aqueous phases in the reservoir is known and the increase in the amount of radon in the aqueous phase, relatively to the amount initially present is accounted for. The methodology has been tested in experiments carried in reduced laboratory scale. A porous medium block prepared in such a way to approximately reproduce the reservoir characteristics has been used in the tests. The block was built out of a sandstone rock containing uranium ore whose radon emanation rate allows precise measurements in small volume samples placed in a coreholder. The steps leading from the formation to the depletion of the reservoir have been simulated...Note: The complete abstract is available with the full electronic document / Doutorado / Sistemas de Processos Quimicos e Informatica / Doutor em Engenharia Química

Made available in DSpace on 2014-06-12T23:13:08Z (GMT). No. of bitstreams: 2 arquivo2636_1.pdf: 1889932 bytes, checksum: 0eb3fed04b034761a3020a9b2301495d (MD5) license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) Previous issue date: 2006 / Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior / Atualmente, estudos sobre a nutrição de bovinos vêm crescendo para obtenção de produtos derivados com maior qualidade para o mercado. O urânio natural pode ser encontrado em todos os ambientes, podendo fazer parte da cadeia alimentar. O presente trabalho tem como principal objetivo avaliar os níveis de urânio natural na dieta bovina e no leite produzido por esses animais, e estimar o nível de ingestão desse radionuclídeo a que estão expostos os usuários dessa fonte de alimento, com a utilização de amostras representativas dos municípios de Pedra e Venturosa. Para tanto, foi utilizada a técnica de fluorimetria convencional e para a veracidade dos resultados, o teste de não paramétrico de Kolmogorov-Smirnov e Lilliefors. Os resultados demonstraram que a concentração do urânio natural observada nas amostras de palma forrageira (grande), apresentou um intervalo de 4 a 440 mBq.kg-1 na matéria seca (MS), enquanto que nas amostras de capim em geral, a concentração variou de 6 a 107 mBq.kg-1 (MS), sendo que o capim búffel apresentando uma faixa de variação de 6 a 68 mBq.kg-1 (MS), e o capim elefante uma variação de 26 a 107 mBq.kg-1 (MS). Para as amostras de silagem de sorgo as concentrações variaram de 17 a 65 mBq.kg-1 (MS). Nas amostras de concentrado obteve-se concentração de urânio natural variando de 7 a 78 mBq.kg-1 (MS). No sal mineral as concentrações foram as mais elevadas, variando de 652 a 4.774 mBq.kg-1 (MS). Para as amostras de farelo de algodão observou-se uma variação de 2 a 84 mBq.kg-1 (MS). As amostras de água apresentaram concentrações mais baixas, variando de 2 a 19 mBq.L-1. O leite e os seus derivados apresentaram concentrações de 12 até 1.835 mBq.L-1 e de 2 a 3.102 mBq.L-1 na matéria úmida, respectivamente. A taxa de ingestão média de urânio natural através do leite, queijo e soro pela população da região estudada, foi de 34,45 g/dia. Segundo dados da literatura, este valor de ingestão é insuficiente para produzir toxicidade nos rins dos seres humanos

Made available in DSpace on 2014-06-12T23:15:47Z (GMT). No. of bitstreams: 2 arquivo9103_1.pdf: 1747676 bytes, checksum: 2d7d01c05be5493112b5fb7b6b85a144 (MD5) license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) Previous issue date: 2006 / Este trabalho analisa as possibilidades de implantação de culturas irrigadas no âmbito da agricultura familiar na região semi-árida do Nordeste do Brasil, em locais não supridos pelo serviço de energia elétrica. Analisa-se em particular o problema da água e da energia, mostrando que existem diversas alternativas para resolver o problema da água, basicamente através da exploração de reservas subterrâneas devidamente selecionadas. Experiências realizadas em pólos de desenvolvimento regional durante as últimas décadas mostram que o clima é perfeitamente propício para vários tipos de cultivo de alto valor agregado, uva entre eles. O balanço de água de um sistema de micro irrigação permite comprovar que é possível utilizar a tecnologia de bombeamento fotovoltaico com concentrador tipo V para operar esses sistemas de forma tecnicamente viável, nos casos de empreendimentos de agricultura familiar. Ensaios realizados com sistemas fixos, com rastreamento e com concentradores tipo V mostram que para um mesmo arranjo fotovoltaico a superfície irrigada pelos três sistemas é igual a 1,2 ha, 1,6 ha e 2,11 ha, respectivamente. Uma análise econômica através do processo produtivo (Valor Atualizado) mostra que os sistemas de irrigação para cultura de uva começam a dar retorno positivo a partir do terceiro ano. O estudo comprova, portanto, sua viabilidade, tanto do ponto de vista técnico como financeiro. A implantação desses sistemas poderá se traduzir em um aumento significativo no ingresso dos agricultores da região semi-árida

Submitted by Márcio Abdalla (marciomabdalla@gmail.com) on 2014-12-19T15:10:43Z No. of bitstreams: 1 TESE_MÁRCIO MOUTINHO ABDALLA_FGV-EBAPE.pdf: 3352867 bytes, checksum: a56b4099906a0050917aa8e1d6392a91 (MD5) / Approved for entry into archive by ÁUREA CORRÊA DA FONSECA CORRÊA DA FONSECA (aurea.fonseca@fgv.br) on 2015-01-16T11:57:41Z (GMT) No. of bitstreams: 1 TESE_MÁRCIO MOUTINHO ABDALLA_FGV-EBAPE.pdf: 3352867 bytes, checksum: a56b4099906a0050917aa8e1d6392a91 (MD5) / Approved for entry into archive by Marcia Bacha (marcia.bacha@fgv.br) on 2015-01-19T17:13:17Z (GMT) No. of bitstreams: 1 TESE_MÁRCIO MOUTINHO ABDALLA_FGV-EBAPE.pdf: 3352867 bytes, checksum: a56b4099906a0050917aa8e1d6392a91 (MD5) / Made available in DSpace on 2015-01-19T17:13:43Z (GMT). No. of bitstreams: 1 TESE_MÁRCIO MOUTINHO ABDALLA_FGV-EBAPE.pdf: 3352867 bytes, checksum: a56b4099906a0050917aa8e1d6392a91 (MD5) Previous issue date: 2014-12-12 / A tese de duplo movimento de Karl Polanyi teoriza mercado e sociedade como dois grandes blocos em oposição. Polanyi sugere que o mercado produziria um intenso efeito de degradação à sociedade que, por sua vez, estaria incumbida de proporcionar uma virada social. No entanto, esse contra movimento de proteção social não ocorreu da forma como prevista pelo autor, especialmente em um contexto semi periférico. Busquei repensar a tese polanyiana no contexto da energia nuclear, tomando por premissa, o argumento de que o processo de proteção social emergiria de diversos atores, por vezes ambivalentes e hegemônicos, por meio de Estratégias Sociais. Dessa maneira, o objetivo geral do trabalho foi analisar o desenvolvimento de Estratégias Sociais decorrentes do setor nuclear, a partir do lócus de atuação da Eletronuclear, engajado com a opção decolonial. No processo de investigação, coletei dados por meio de entrevistas, observação participante e por meio de documentos. A Análise Crítica do Discurso foi usada como base de inspiração, norteada pelo engajamento com a opção decolonial. Procurei, como forma de situar o problema no espaço-tempo, desenvolver um panorama histórico-geopolítico, que permitisse compreender elementos contextuais do setor. Os achados permitiram defender que o processo de proteção social em territórios historicamente subalternizados e sub-socializados ocorre de forma difusa e não necessariamente estruturada, por meio de Estratégias Sociais que emanam de múltiplos atores, inclusive ambivalentes e hegemônicos. Além da tese, destaco como principais contribuições do trabalho, (i) a concepção de um framework que evidencia o atual quadro de manutenção da ordem ocidental e da onda de longa duração, suportado pelo neoliberalismo e pelo neocolonialismo, legitimados por Tratados de Não Proliferação (TNP), e por organismos como ONU, IAEA, NRC, além de outros; (ii) o surgimento de infinitas possibilidades para as mercadorias fictícias de Polanyi, por meio da mercadificação de agendas; (iii) o desvelar da formação de Localidades Orientadas ao Mercado e, por conseguinte, de Cidades Orientadas ao Mercado.

Submitted by Joana Azevedo (joanad@id.uff.br) on 2017-08-19T19:13:01Z No. of bitstreams: 1 dissert Sandra Regina C Lavalle Heilbron.pdf: 2336761 bytes, checksum: 42d01f8f13cf3a5977209bd5fe4f1634 (MD5) / Approved for entry into archive by Biblioteca da Escola de Engenharia (bee@ndc.uff.br) on 2017-08-24T12:29:55Z (GMT) No. of bitstreams: 1 dissert Sandra Regina C Lavalle Heilbron.pdf: 2336761 bytes, checksum: 42d01f8f13cf3a5977209bd5fe4f1634 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-08-24T12:29:56Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissert Sandra Regina C Lavalle Heilbron.pdf: 2336761 bytes, checksum: 42d01f8f13cf3a5977209bd5fe4f1634 (MD5) Previous issue date: 2016-12-07 / Na década de cinquenta foi criada a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), uma Autarquia Federal que, desmembrada do CNPq, surgiu com os objetivos principais de desenvolver a energia nuclear e suas aplicações, bem como controlar a área nuclear do país, garantindo a sua segurança. A importância da criação de uma agência regulatória independente para o setor nuclear, ou seja, a separação das atividades da CNEN voltadas à segurança das atividades voltadas ao desenvolvimento e pesquisa básica não regulatória é muito antiga e sempre foi um tema debatido pela comunidade científica. Atualmente este tema ganhou novamente força e iniciou-se a elaboração de uma minuta de projeto de Lei para a criação de uma agência reguladora independente do setor nuclear, que se encontra em avaliação no Ministério de Ciência, Tecnologia, Inovações e Comunicações (MCTIC). O objetivo deste trabalho foi o de apresentar diretrizes para a criação de uma agência reguladora do setor nuclear realizando uma pesquisa metodológica e aplicada. Essas diretrizes são apresentadas no final do trabalho e foram baseadas em estudos de outras agências reguladoras nacionais e internacionais, nos principais documentos da Agência Internacional de Energia Atômica sobre o assunto (o Brasil é estado-membro junto com cerca de 180 países com programa nuclear). Foi utilizado um questionário distribuído aos servidores da CNEN contendo perguntas relacionadas com uma agência reguladora que ajudou a completar o conjunto de diretrizes propostas. Como resultado deste trabalho, são apresentadas dezessete recomendações/diretrizes principais para a criação de uma agência nuclear no Brasil. / In the fifties the Brazilian Nuclear Energy Commission (CNEN) a Federal autarchy, was created from part of the CNPq, with the main objectives to develop the nuclear energy and its application and at the same time, to control and guarantee the safety of the nuclear area in the country. The importance of creating an independent regulatory agency for the nuclear industry, that is the separation of the CNEN activities related to the safety from the activities related to the development of the nuclear energy including the basic research is very old and has always been a topic of discussion by the scientific community. Today this topic gained importance again and an initial law draft proposal for the creation of an independent nuclear regulatory agency was made and is currently in Ministry of Science, Technology, Innovation and Communications for evaluation. The objective of this study was to present guidelines for the creation of an independent nuclear regulatory agency using a methodological and applied research. These guidelines are presented at the end of this document and were based on studies of other national and international regulatory agencies existing in the world, based on the main International Atomic Energy Agency documents about the topic (Brazil is a member-state together with approximately 180 countries with nuclear programs). It was also used a questionnaire distributed to some CNEN workers with a series of questions related to a nuclear agency that helps the complement the set of guidelines proposed. As consequence of this work seventeen main recommendations/guidelines for the creation of a nuclear regulatory agency in Brazil.

Submitted by Larissa Vitoria Cardoso Cusielo (larissavitoria@id.uff.br) on 2017-09-05T20:08:16Z No. of bitstreams: 2 license_rdf: 0 bytes, checksum: d41d8cd98f00b204e9800998ecf8427e (MD5) Samuel Machado Pires - Dissertacao Final.pdf: 1688848 bytes, checksum: 305a2b994baae30ceee3cedbb06fa9ba (MD5) / Approved for entry into archive by Biblioteca do Aterrado BAVR (bavr@ndc.uff.br) on 2017-09-27T19:33:51Z (GMT) No. of bitstreams: 2 license_rdf: 0 bytes, checksum: d41d8cd98f00b204e9800998ecf8427e (MD5) Samuel Machado Pires - Dissertacao Final.pdf: 1688848 bytes, checksum: 305a2b994baae30ceee3cedbb06fa9ba (MD5) / Made available in DSpace on 2017-09-27T19:33:51Z (GMT). No. of bitstreams: 2 license_rdf: 0 bytes, checksum: d41d8cd98f00b204e9800998ecf8427e (MD5) Samuel Machado Pires - Dissertacao Final.pdf: 1688848 bytes, checksum: 305a2b994baae30ceee3cedbb06fa9ba (MD5) / Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior / Universidade Federal Fluminense. Instituto de Ciências Exatas. Programa de Pós-Graduação em Ensino de Física. Volta Redonda, RJ. / Apresenta-se neste trabalho uma proposta educacional de abordagem do tema Energia Nuclear na disciplina de Física do Ensino Médio. O objetivo desta abordagem é oportunizar aos alunos uma formação que integre conceitos Físicos, pertinentes ao tema, com as implicações socioambientais, econômicas e políticas do uso deste tipo de energia. A proposta parte da polêmica em relação ao programa nuclear brasileiro e perpassa atividades de investigação em simulação computacional, discussões sobre vídeos, sistematização dos conceitos, debate e elaboração de texto dissertativoargumentativo. Fundamenta-se esta proposta no campo de estudos Ciência-Tecnologia-Sociedade (CTS), apresentando um estudo histórico deste movimento e seus contextos internacionais e brasileiro. No que tange ao contexto nacional, discute-se a legislação que regulamenta as práticas educacionais no país. O produto inclui material do aluno, material do professor e orientações ao professor. Valida-se a proposta por meio de sua aplicação, relatos da mesma e um instrumento avaliativo ao final. / In this work is being presented an educational proposal of approaching the Nuclear Energy theme in high school physics course. The purpose is to create opportunities for the students being able to integrate Physical concepts that may be relevant to the theme, with the social, environmental, economic and political implications of using this kind of energy. The proposal begins with the controversy in relation to the Brazilian nuclear program and permeates research activities in computer simulations, discussions about videos, systematization of concepts, argumentations and elaboration of an argumentative text. This study is based on the field of Science-Technology-Society (STS) knowledge’s, presenting a historical research about this movement and its international and Brazilian contexts. Regarding the national context, it discusses the legislation that regulates the educational practices in the country. The product includes student’s material, teacher’s material and guidelines to the teacher. The proposal was proved by means of its application, reports about it and an evaluative tool at the end.

O presente trabalho objetiva refletir sobre a comunicação da área nuclear no Brasil na perspectiva dos profissionais responsáveis por realizá-la. Dado que a comunicação do setor acontece no âmbito público e trata de temáticas associadas a risco, ela é investigada na óptica da comunicação pública e da comunicação de risco, sobre o que também reflete este trabalho, além de lidar com os elementos da cultura brasileira presentes no processo comunicacional. Nesse contexto, observou-se a presença de mitos da comunicação de risco e o alinhamento da percepção por parte das organizações com as políticas de comunicação eficaz de risco específicas da área nuclear. O método do estudo realizado é caracterizado por ser de tipo descritivo, de abordagem qualitativa, com coleta de dados primários, feita por meio de entrevista com escolha de amostra não-probabilística e com análise de conteúdo categorial. Entrevistaram-se oito profissionais sêniores das áreas técnica, de gestão e de comunicação de três organizações da área nuclear - CNEN, Eletronuclear e IPEN - entre outubro de 2015 e março de 2016, presencialmente e por telefone. Como resultados principais, foram encontrados a pluralidade de conceitos de risco para os diferentes entrevistados, bem como de públicos identificados como estratégicos para o estabelecimento ou estreitamento de relacionamento por parte das organizações e a diversidade de porta-vozes apontados como ideais responsáveis pela comunicação. Houve apontamentos tanto na direção de uma comunicação dialógica, ideal, quanto unidirecional, de transmissão de mensagens cunhadas pelas organizações para assimilação por parte do público, apesar das constantes referências a transparência e clareza. A presença do mito da comunicação de risco de que a área trata de assuntos muito complexos para o entendimento do público e do traço cultural do brasileiro de postura de espectador também foi marcante, tal qual a percepção de que a aceitação pública da energia nuclear é uma das principais barreiras para a comunicação com a sociedade, que segue com medo desta área ainda desconhecida. Com esses resultados, visa-se a contribuir com o Brasil no apoio aos agentes públicos do setor na tomada de decisão em relação ao estabelecimento de estratégias e planos de comunicação para o melhor relacionamento com os diferentes segmentos da sociedade brasileira. / This study aims to reflect on the communication held by the nuclear sector in Brazil in the perspective of the professionals responsible for it. As the industry\'s communication takes place in the public environment and deals with issues associated with risk, it is investigated from the viewpoint of public communication and risk communication, on which also reflects this work, in addition to dealing with the elements of the Brazilian culture present in the process. In this context, there was observed the presence of risk communication myths and the alignment of perception by organizations with the effective risk communication policies specifically designed for the nuclear field. The research method is characterized by being descriptive, with qualitative approach, with collection of primary data made through interviews with non-probability sampling and categorical content analysis. There were interviewed eight senior technical, management and communication professionals of three organizations in the nuclear field - CNEN, Eletronuclear and IPEN - between October 2015 and March 2016, in person and by phone. The main results found were the plurality of concepts of risk for different respondents, as well as several audiences identified as strategic for the establishment or strengthening of relationship by organizations and the diversity of spokespersons pointed out as ideally responsible for communicating. There were notes both toward a dialogic communication, ideal, and the unidirectional transmission of messages created by organizations for the public´s assimilation, despite constant references made to transparency and clarity. The presence of the risk communication myth that states the field deals with issues which are too complex for public understanding and the cultural trait which focuses on the viewer posture of Brazilians in the interviews was also striking, as is the perception that the lack of public acceptance of nuclear energy is the main barrier to communication with society, who is afraid of this still unknown field. With these results, the aim is to contribute to Brazil in supporting public sector agents in decision-making in relation to the establishment of strategies and communication plans for improving the relationship with the different segments of Brazilian society.

Esta pesquisa tem por objetivo comparar os resultados obtidos com a aplicação dos métodos de Custeio Baseado em Atividades e do método de Custeio Variável em uma unidade administrativa do Governo Federal, a saber: a Instalação de Radiofarmácia do IPEN (Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares), sendo esta uma unidade de produção de radiofármacos e de pesquisas. Diante da necessidade de se adotar uma visão mais econômica e gerencial da administração pública, a investigação proporcionou informações que permitem avaliar qual dos dois métodos de custeio se mostra mais adequado para a gestão de custos naquela unidade. A pesquisa realizada é de natureza exploratória, bibliográfica e estudo de caso único. Foram rastreados cerca de 80% dos custos relevantes por observação in loco de todo o processo de fabricação do gerador de tecnécio, o qual representa o principal produto em termos de quantidade produzida e faturamento. Os resultados obtidos revelam que a Margem de Contribuição do Custeio Variável de 29,12% é bastante próxima do resultado operacional de 28,86%, antes das atividades de apoio, obtido pelo ABC. Observa-se, também, que o resultado operacional do produto não se altera frente à utilização de um ou outro método de custeio. Nos dois métodos de custeio o resultado final é de 24,20%. Isto ocorre pelo fato de que a produção é sob demanda. Não há estoque de produto acabado por este ser radioativo. A pesquisa revelou, contudo, que ambos os métodos propiciam informações úteis para a gestão e otimização dos custos e dos resultados dos processos/atividades, bem como que os dois métodos no caso em questão, podem ser utilizados de forma integrada e complementar, permitindo que se utilize o melhor conteúdo informativo de ambos. / This research aims to compare the results with the application of Activity Based Costing and Variable Costing methods in an administrative unit of the Brazilian Federal Government: the Radiopharmacy Facility of IPEN (Institute for Energy and Nuclear Research), which produces radiopharmaceuticals products and develops R&D activities. Faced with the need to adopt a more economical and managerial public administration, this research has provided information to assess which of the two costing methods proves more suitable for cost management in that unit. The research is exploratory and a single-case study. We traced about 80% of material costs by observation \"in loco\" of the entire manufacturing process of technetium generator, which represents the main product in terms of production volume and revenues. The results show that the Contribution Margin Variable Costing of 29.12% is very close to the operating income of 28.86%, ahead of support activities, obtained by ABC. It is also noted that the operational result of the product does not change by using either one or another costing method. In the two costing methods the end result is 24.20%. This occurs because the production is on demand. There is no inventory of finished product because it is radioactive. The research has revealed that both methods provide useful information for the management and optimization of costs and results of processes/activities, and that the two methods, in this case, may be used in an integrated and complementary approach, enabling to use the best information content of both.