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51	Audiência pública para o licenciamento ambiental de instalações nucleares: uma visão crítica / Public hearing for environmental permit of nuclear facilities: a critical view VASQUES, LUCIANA G. 11 November 2016 (has links) Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-11-11T10:58:51Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-11-11T10:58:51Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O uso intensivo da tecnologia nuclear contribuiu para o aumento das preocupações com as questões ambientais e sua segurança, acabando por despertar o interesse em toda sociedade. No Brasil, as atividades nucleares são regulamentadas pelo Conselho Nacional do Meio Ambiente (CONAMA). A primeira resolução CONAMA, no 001/1986, estabeleceu que as atividades nucleares deveriam ser licenciadas pela agência ambiental brasileira, ou seja, pelo Instituto Brasileiro do Meio Ambiente e dos Recursos Renováveis (IBAMA), independentemente da obrigatoriedade do licenciamento pela Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN). No licenciamento é preciso elaborar o Estudo de Impacto Ambiental (EIA), um conjunto de estudos realizados por especialistas de diversas áreas, com dados técnicos detalhados, e o Relatório de Impacto Ambiental (RIMA), que deve apresentar as conclusões do EIA de forma objetiva e adequado à sua compreensão. O principal mecanismo de participação direta da população na proteção da qualidade ambiental é a audiência pública. Ela tem como finalidade expor ao público as características do projeto e o conteúdo do EIA/RIMA. Durante a audiência pública os participantes podem fazer perguntas sobre o empreendimento e tirar dúvidas sobre como se dará o licenciamento. As audiências públicas são organizadas pelos empreendedores, consoante diretrizes emitidas pelo IBAMA. Sendo a audiência pública a etapa do licenciamento mais propícia a subjetividades, este trabalho é uma contribuição para a área a partir da avaliação crítica do modelo de audiência pública, atualmente adotado, para o licenciamento ambiental de instalações nucleares. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP government policies administrative procedures environmental policy license applications notification procedures prohibition orders proposed remedial orders hearings agreements laws safety standards public policy nuclear facilities proliferation
52	Proposta metodológica para a identificação e avaliação de aspectos e impactos ambientais em instalações nucleares do IPEN: estudo de caso aplicado ao Centro do Combustível Nuclear / Methodological proposal for identification and evaluation of environmental aspects and impacts of nuclear facilities of IPEN: a case study applied tothe nuclear fuel center MATTOS, LUIS A.T. de 09 October 2014 (has links) Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:19Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:00:09Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP ENVIRONMENTAL IMPACTS ENVIRONMENTAL EFFECTS ENVIRONMENTAL POLICY ENVIRONMENTAL PROTECTION NUCLEAR FACILITIES FUEL CYCLE CENTERS NUCLEAR FUELS FUEL ELEMENT FAILURE FAILURES FAILURE MODE ANALYSIS RISK ASSESSMENT BRAZILIAN CNEN REGULATORY GUIDES LICENSING REGULATIONS STANDARDIZATION BRAZIL
53	Proposta metodológica para a identificação e avaliação de aspectos e impactos ambientais em instalações nucleares do IPEN: estudo de caso aplicado ao Centro do Combustível Nuclear / Methodological proposal for identification and evaluation of environmental aspects and impacts of nuclear facilities of IPEN: a case study applied tothe nuclear fuel center MATTOS, LUIS A.T. de 09 October 2014 (has links) Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:19Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:00:09Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O trabalho apresenta uma aplicação da ferramenta metodológica conhecida como FMEA (Failure Mode Effect Analysis) ao processo de identificação de aspectos e impactos ambientais. Tal processo é parte importante na implantação e na manutenção de Sistemas de Gestão Ambiental (SGA), baseados na norma NBR ISO 14001. Além disso, pode contribuir, de forma complementar, para a avaliação e aperfeiçoamento da segurança nuclear da instalação analisada. Como objeto de estudo elegeu-se o Centro de Combustíveis Nucleares (CCN) do IPEN/CNEN-SP, localizado junto ao Campus da Universidade de São Paulo-Brasil, destinado à realização de pesquisas científicas e à produção de elementos combustíveis para o Reator IEA-R1. A partir de um levantamento sistemático de dados, obtidos por meio de entrevistas, documentos e registros operacionais foi possível identificar os processos, suas interações e atividades, cuja análise permitiu definir os diversos modos de falhas potenciais, as respectivas causas e conseqüências para o meio ambiente. Como resultado da avaliação criteriosa dos modos causas foi possível identificar e classificar os principais impactos ambientais potenciais, que constitui uma etapa essencial para a implantação e manutenção de um Sistema de Gestão Ambiental para a instalação em estudo. Os resultados obtidos permitiram demonstrar a validade da aplicação da técnica FMEA aos processos de instalações nucleares, identificando aspectos e impactos ambientais, cujos controles são essenciais para a obtenção da conformidade com os requisitos ambientais do Sistema de Gestão Integrada do IPEN (SGI). Contribuíram também para fornecer uma ferramenta gerencial poderosa para a solução de questões relacionadas ao processo de atendimento de exigências legais aplicáveis no âmbito da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e do Instituto Brasileiro do Meio Ambiente (IBAMA). / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP environmental impacts environmental effects environmental policy environmental protection nuclear facilities fuel cycle centers nuclear fuels fuel element failure failures failure mode analysis risk assessment brazilian cnen regulatory guides licensing regulations standardization brazil
54	Federal City revisited : atomic energy and community identity in Richland, Washington Noonan, Christine F. January 2000 (has links) This study examines the relationship between atomic energy production and community identity in Richland, Washington. Over the past fifty years, the identity of southeastern Washington has been intimately tied to production and industry at the Hanford Site. Today, however, environmental restoration and waste management programs have replaced plutonium production. The decline of the nuclear industry has influenced reinterpretations of local history and community identity through public display, commodity goods, and the re-scripting of historical texts. / Department of Anthropology
55	Desenvolvimento e validação de um referencial metodológico para avaliação da cultura de segurança de organizações nucleares / Development and validation of a methodological framework for assessing the safety culture of nuclear organizations MOMESSO, ROBERTA G.R.A.P. 22 November 2017 (has links) Submitted by Pedro Silva Filho (pfsilva@ipen.br) on 2017-11-22T16:34:17Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-11-22T16:34:17Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / 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. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP 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
56	Application of biological sample oxidiser and low-level liquid scintillation counter for the determination of ¹⁴C and ³H content in water from the Hartbeespoort Dam in North-West Province Khumalo, Lamlile Hlakaniphile Ntando 02 1900 (has links) The aim of the research study was to evaluate the levels of 14C and 3H radionuclides in Hartbeespoort Dam water and to determine if these radionuclides are within regulatory concerns. Water samples from Hartbeespoort Dam were prepared using the Sample Oxidiser Method and measurements of selected radionuclides were done using Liquid Scintillation Counter Quantulus 1220. The results evaluated suggest that water from Hartbeespoort Dam contains levels of 14C and 3H radionuclides that are within regulatory limits. The highest average concentration for 14C measured was 3.77E+01 (+/-2.47E-01) Bq/L, whereas the highest average concentration measured for 3H was 2.74E+01 (+/- 2.30E-01) Bq/L. The observations made regarding the impacts of climate on the 14C radionuclide were that, the concentration levels were higher during winter season when there was a rain than during rainy seasons. Tritium results showed that the climate conditions did not have any significant impacts on the concentration levels. When the concentrations of these radionuclides are above regulatory levels (14C is 100 Bq/L and 3H is10000 Bq/L), their impacts may cause harm to public`s health and the environment. Therefore, Necsa as a nuclear facility owner and National Nuclear Regulator (NNR) as a regulator are responsible for ensuring the public protection from radioactive effluents that contain not just 3H and 14C, but any radionuclide which may cause harm to public`s health. / Environmental Sciences / M. Sc. (Environmental Science) Tritium Carbon-14 Liquid scintillation counter Sample oxidiser Environment Nuclear facilities Radionuclides Liquid effluent Quench curves and water 539.752096824 Liquid scintillation counting

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