<p>Can a critical industrial system, such as a nuclear reactor, be made self-aware and cognizant of its operational history? Can it alert authorities covertly to malicious intrusion without exposing its  defense  mechanisms?  What  if  the  intruders  are  highly  knowledgeable  adversaries,  or  even  insiders that may have designed the system? This thesis addresses these research questions through a novel physical process defense called Covert Cognizance (C2). </p> <p>C2  serves  as  a  last  line  of  defense  to  industrial  systems  when  existing  information  and  operational technology defenses have been breached by advanced persistent threat (APT) actors or insiders. It is an active form of defense that may be embedded in an existing system to induce intelligence,  i.e.,  self-awareness,  and  make  various subsystems  aware  of  each  other.  It  interacts with the system at the process level and provides an additional layer of security to the process data therein without the need of a human in the loop. </p> <p>The C2 paradigm is  founded on two core requirements – zero-impact and zero-observability. Departing from contemporary active defenses, zero-impact requires a successful implementationto leave no footprint on the system ensuring identical operation while zero-observability requires that the embedding is immune to pattern-discovery algorithms.  In other words, a third-party such as  a  malicious  intruder  must  be  unable  to  detect  the  presence  of  the  C2  defense  based  on  observation of the process data, even when augmented by machine learning tools that are adept at pattern discovery. </p> <p>In the present work, nuclear reactor simulations are embedded with the C2 defense to induce awareness across subsystems and defend them against highly knowledgeable adversaries that have bypassed existing safeguards such as model-based defenses.  Specifically, the subsystems are made aware  of  each  other  by  embedding  critical information from  the  process  variables  of  one sub-module  along  the  noise of  the  process  variables  of  another,  thus  rendering  the  implementation  covert and  immune  to  pattern  discovery.   The  implementation  is  validated  using  generative adversarial  nets,  representing  a  state-of-the-art  machine  learning  tool,  and  statistical  analysis  of  the  reactor  states,  control  inputs,  outputs  etc. The  work  is  also  extended  to  data  masking  applications  via  the  deceptive  infusion  of  data  (DIOD)  paradigm.  Future  work  focuses  on  the  development of automated C2 modules for “plug ‘n’ play” deployment onto critical infrastructure and/or their digital twins.</p>

<p>  </p> <p>Nuclear reactors operate under extreme environmental conditions, such as neutron bombardment, elevated temperatures, and high pressures. Over time, the harsh environmental conditions affect the material properties of structural materials and fuels. Studying the mechanical properties of structural materials and advanced fuels is common practice that is required to validate the material performance for deployment within the next-generation reactors. Next-generation reactors, such as Generation-IV reactors, will operate in more extreme environments than the current fleet of power reactors, with temperatures reaching potentially over 1,000℃ and the use of corrosive coolants, such as lead, lead-bismuth, and liquid sodium. Studying <em>in-situ</em> mechanical properties, such as irradiation creep, is challenging, particularly in next-generation reactor conditions. The instruments used to measure <em>in-situ</em> irradiation creep must collect data in real-time while experiencing harsh in-reactor conditions. Many historical <em>in-situ</em> creep capsules have implemented a variety of designs to measure irradiation creep. The current study designed, developed, and tested a novel, modular <em>in-situ</em> creep capsule to address the challenges of testing candidate materials for next-generation reactors. The <em>in-situ</em> creep capsule utilizes modern manufacturing methods, instrumentation, and alloying to address extreme environmental temperatures. Implementing modern technology has positioned the critical components of an <em>in-situ</em> creep capsule near the specimen, improving the accuracy of measuring irradiation creep in real-time. The modular design of the <em>in-situ</em> creep capsule allows the testing of various specimen geometries, thus making it a first-of-a-kind.</p>

This thesis deals with the evaluation of health risks of chosen factors in the work environment and medical services in the recycling and secondary raw materials and waste processing field. The goal of the thesis is to chart companies which handle recycling and secondary raw materials and waste processing in the South Bohemian Region, to find out the risk factors that go in hand with this work and to determine in which work category these workers belong. I have determined three hypotheses within the research. Hypothesis 1: The nature of the work activities does not correspond with suggested risks. Hypothesis 2: The workers are not equipped with tools in accordance with detected risks. Hypothesis 3: The workers of companies dealing with recycling and secondary raw materials and waste processing do not attend the necessary medical check-ups. The thesis consists of a theoretical and a practical part. In the theoretical part I have introduced the risk factors connected to recycling and secondary raw materials and waste processing. I have covered the problematics of medical services for the employees, occupational disease and the protection of health from unfavorable effects of the work environment. To reach my goal, I have utilized quantitative research methods. For data collecting I have used anonymous surveys in the area of the South Bohemian Region. In the survey, I have adressed scrapyards, composting plants, collection yards and waste dumps. The collected data were processed by the Microsoft Excel program. The obtained data may be used as an information source for students as well as for employers and employees in companies handling secondary raw materials and waste processing.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:15Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:29Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-06-22T12:14:50Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-06-22T12:14:50Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:15Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:29Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O Brasil planeja construir uma planta de produção do 99Mo por fissão do 235U, devido à crescente utilização deste radioisótopo no setor de medicina nuclear. Neste trabalho buscou-se estimar as características físico-químicas e radiológicas dos rejeitos radioativos que serão gerados em tal instalação, além de fornecer subsídios teóricos a serem utilizados na definição do gerenciamento desses rejeitos. Estabelecidos dois cenários de produção para este projeto e utilizando-se o código Scale®, foram calculados os inventários radioisotópicos dos fluxos de rejeitos. Considerando-se o processamento químico dos alvos de urânio, foi possível caracterizar os rejeitos a partir de suas características químicas e radiológicas. Utilizando-se o software MicroShield®, determinou-se então as concentrações de atividade desses rejeitos em até 3 meses de produção. Este trabalho ainda apresenta o cálculo das taxas de dose variando-se tanto a espessura da blindagem, a ser utilizada numa embalagem para transporte in-site, quanto a quantidade de rejeito líquido retido em tal embalagem. Os radionuclídeos responsáveis pela maior parcela da dose de radiação foram identificados de forma a facilitar a determinação do método mais apropriado para o gerenciamento dos rejeitos após sua separação e antes de seu armazenamento. Os resultados aqui apresentados constituem uma compilação inicial do que é esperado em termos de rejeitos radioativos líquidos numa planta produtora de 99Mo e podem auxiliar no desenvolvimento do plano de gerenciamento de rejeitos de tal instalação. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-06-22T12:14:50Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-06-22T12:14:50Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O dióxido de titânio possui diversas aplicações tecnológicas, desde pigmento em tintas, até revestimentos funcionais. É um material resistente à degradação eletroquímica e fotoquímica. Com o aumento da produção industrial de corantes, há um aumento significativo da produção de rejeitos, sendo necessário o desenvolvimento de novas técnicas de degradação, a fim de reduzir a formação de efluentes. Dentre essas técnicas encontram-se os processos oxidativos avançados (POAs), que se baseiam na formação de radicais hidroxila para a degradação dos compostos liberados nos efluentes. A fotocatálise heterogênea utiliza um material semicondutor ativado por radiação ultra-violeta a fim de produzir os radicais hidroxila. Apesar de existirem estudos relacionados à utilização do TiO2 como fotocatalisador, há poucos dados com relação à sua aplicação na forma de filme suportado. Este trabalho teve por objetivos crescer filmes de TiO2 sobre borossilicato, por meio da técnica de deposição química de organometálicos em fase vapor, nas temperaturas de 400 e 500ºC por até 60 minutos, bem como proceder à caracterização microestrutural, morfológica e fotocatalítica desses filmes. Anatase foi a fase identificada em todos os filmes. Os filmes crescidos a 400°C apresentaram estrutura densificada, enquanto que os filmes crescidos a 500°C apresentaram estrutura colunar bem definida. A fotodegradação foi avaliada por meio da degradação do corante alaranjado de metila nos valores de pH 2,00; 7,00 e 10,00. Os resultados de degradação do corante mostraram que a maior eficiência do processo de degradação ocorre em pH = 2. Nessa condição, os melhores resultados ocorrem com o filme crescido por 30 minutos a 400°C, que apresentou 65,3% de degradação. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-11-11T09:14:09Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-11-11T09:14:09Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A quitina é o principal produto obtido do processamento das cascas de crustáceos. Esse biopolímero e o seu derivado, quitosana, têm despertado grande interesse comercial em virtude das possibilidades de aplicações que possuem. O gerenciamento desses resíduos e dos subprodutos gerados nas etapas no processo de obtenção pode ser considerado um modelo de biorrefinaria. A implementação de plantas para extração de quitina e quitosana é um desafio, uma vez que a demanda produtiva deve ser atendida sem causar danos ao meio ambiente. Uma grande variedade de quitosanas com diferentes propriedades físicoquímicas podem ser obtidas variando-se as condições de reação. Essas propriedades dependem da origem da matéria-prima, do seu grau médio de desacetilação, distribuição média dos grupos acetil ao longo da cadeia principal e da sua massa molecular média. Os fornecedores de quitosana comercial geralmente não mencionam a procedência da matéria-prima e pouca ou nenhuma informação é fornecida acerca do seu processamento. Sendo assim, as características e a reatividade do produto final podem variar gerando resultados não reprodutíveis. No presente estudo, foi utilizada a biomassa oriunda de rejeitos da indústria pesqueira de camarão da região de Cananéia SP. As amostras de - quitina foram obtidas por dois procedimentos diferentes: no primeiro, P1, as cascas de camarão após passar pelo pré-tratamento (lavagem, secagem e moagem) foram desproteinizadas para retirada das proteínas em hidróxido de sódio (NaOH) diluído nas concentrações 2%, 5% e 10% e desmineralizadas em ácido clorídrico (HCl) a 20% (v/v) para retirada dos carbonatos; no segundo procedimento, P2, essas etapas foram invertidas. A biomassa resultante foi desacetilada com hidróxido de sódio concentrado a 30%, 40% e 50% em tempos que variaram de 2 a 6 horas. As principais propriedades físico-químicas das amostras de quitosanas obtidas foram determinadas utilizando a espectroscopia na região do infravermelho com transformada de Fourier (FT-IR) para a determinação do grau médio de acetilação, GA, e a técnica de titulação ácido-base mensurada por condutimetria foi utilizada para comparar os resultados; a viscosimetria capilar para a determinação da massa molar média viscosimétrica, Mv , e a difração de raios X (DRX) para avaliar o grau médio de cristalinidade, X. Além disso, foram empregadas as técnicas de microscopia eletrônica de varredura (MEV) para análises morfológicas dos materiais obtidos e a espectrometria de fluorescência de raios X por dispersão de comprimento de onda (WDXRF) para análise química das quitosanas. O GA e o X das amostras diminuíram à medida em que o tratamento se tornou mais vigoroso, enquanto a Mv aumentou. O procedimento 2 foi o mais viável por eliminar a etapa de despigmentação, pois originou amostras com tonalidade mais clara e fáceis de pulverizar. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-11-11T09:28:13Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-11-11T09:28:13Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O monocloroacetato de sódio (MCAS) e o dicloroacetato de sódio (DCAS) são compostos tóxicos e irritantes ao ser humano e nocivos ao meio ambiente, sendo impurezas indesejáveis na cocoamido propil betaína (CAPB), que é um surfactante anfótero utilizado em produtos de consumo dos segmentos cosmético e domiciliar. Diante dos requisitos de concentração em nível de mg/kg exigidos pelos órgãos reguladores de saúde do governo, tornou-se mandatório o emprego de metodologia com limite de quantificação, precisão e exatidão adequados aos rígidos controles de processo pelos fabricantes da CAPB, bem como, dispor de técnicas convencionais com poder de resolução e proficiência pelo controle de qualidade e neste contexto inseriu-se a cromatografia a gás. Neste estudo foram estabelecidos os procedimentos analíticos que definiram as melhores condições para identificar e quantificar as impurezas MCAS e DCAS na matriz CAPB por meio da cromatografia a gás. A preparação das amostras consistiu da derivação das impurezas MCAS e DCAS a ésteres etílicos e a extração líquido-líquido em hexano para separar dos demais constituintes da matriz. Os modos de detecção acoplados à cromatografia a gás foram a ionização pela chama (GC/FID), a captura de elétrons (GC/ECD) e a espectrometria de massas (GC/MS). A validação comprovou que as metodologias são lineares entre 4 e 50 mg/kg com recuperação de 70 a 120%, apresentam limites de quantificação inferiores a 10 mg/kg e produziram médias e incertezas similares na amostra examinada, constituindo-se alternativas para a determinação de cloroacetatos em betaínas. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2016-12-22T11:28:11Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-12-22T11:28:11Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O rejeito radioativo como qualquer outro tipo de resíduo, precisa receber tratamento adequado. É necessário considerar suas características físico-químicas e radiológicas para a escolha da ação apropriada para o tratamento e a deposição final do rejeito. Muitas técnicas de tratamento utilizadas hoje são economicamente dispendiosas, inviabilizando muitas vezes o seu uso e impulsionando o estudo de outras técnicas de tratamento. Uma dessas técnicas é a biossorção, que demonstra alto potencial quando aplicada a rejeitos radioativos. Essa técnica utiliza materiais de origem biológica para a remoção de metais. Dos potenciais biossorventes encontrados, as macrófitas aquáticas apresentam-se vantajosas e possibilitam a remoção do urânio presente no rejeito radioativo líquido a baixo custo. O objetivo deste estudo foi avaliar a capacidade de biossorção das macrófitas aquáticas Pistia stratiotes, Limnobium laevigatum, Lemna sp e Azolla sp no tratamento dos rejeitos radioativos líquidos. Este trabalho foi dividido em duas etapas, uma de caracterização e preparação e outra de ensaios de biossorção, realizados com soluções de urânio e com rejeito real. As biomassas foram testadas na sua forma bruta e os ensaios de biossorção foram realizados em frascos de polipropileno contendo 10 mL de solução de urânio ou 10 mL de rejeito radioativo e 0,20 g de biomassa. O comportamento das biomassas foi avaliado por meio da cinética de sorção e modelos de isotermas. As maiores capacidades de sorção foram observadas com as macrófitas Lemna sp com 162,1 mg/g e para a Azolla sp com 161,8 mg/g. Os tempos de equilíbrio obtidos foram de 1 hora para a Lemna sp, e de 30 minutos para a Azolla sp. Com o rejeito real, a macrófita Azolla sp apresentou uma capacidade de sorção de 2,6 mg/g. Estes resultados sugerem que a Azolla sp possui maior capacidade de biossorção, sendo a mais indicada para estudos mais detalhados de tratamento de rejeitos radioativos líquidos. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP