Caracterização topográfica e estrutural de filmes poliméricos provenientes de acetileno (C2H2) depositados a plasma sobre substratos lisos e rugosos

Pós-graduação em Física - FEG

Drifting plasma collection by a positive biased tether wire in LEO-like plasma conditions: current measurement and plasma diagnostic

BETs is a three-year project financed by the Space Program of the European Commission, aimed at developing an efficient deorbit system that could be carried on board any future satellite launched into Low Earth Orbit (LEO). The operational system involves a conductive tape-tether left bare to establish anodic contact with the ambient plasma as a giant Langmuir probe. As a part of this project, we are carrying out both numerical and experimental approaches to estimate the collected current by the positive part of the tether. This paper deals with experimental measurements performed in the IONospheric Atmosphere Simulator (JONAS) plasma chamber of the Onera-Space Environment Department. The JONAS facility is a 9- m3 vacuum chamber equipped with a plasma source providing drifting plasma simulating LEO conditions in terms of density and temperature. A thin metallic cylinder, simulating the tether, is set inside the chamber and polarized up to 1000 V. The Earth's magnetic field is neutralized inside the chamber. In a first time, tether collected current versus tether polarization is measured for different plasma source energies and densities. In complement, several types of Langmuir probes are used at the same location to allow the extraction of both ion densities and electron parameters by computer modeling (classical Langmuir probe characteristics are not accurate enough in the present situation). These two measurements permit estimation of the discrepancies between the theoretical collection laws, orbital motion limited law in particular, and the experimental data in LEO-like conditions without magnetic fields. In a second time, the spatial variations and the time evolutions of the plasma properties around the tether are investigated. Spherical and emissive Langmuir probes are also used for a more extensive characterization of the plasma in space and time dependent analysis. Results show the ion depletion because of the wake effect and the accumulation of- ions upstream of the tether. In some regimes (at large positive potential), oscillations are observed on the tether collected current and on Langmuir probe collected current in specific sites.

Teoria cinética não extensiva: efeitos físicos em gases e plasmas

The standard kinetic theory for a nonrelativistic diluted gas is generalized in the spirit of the nonextensive statistic distribution introduced by Tsallis. The new formalism depends on an arbitrary q parameter measuring the degree of nonextensivity. In the limit q = 1, the extensive Maxwell-Boltzmann theory is recovered. Starting from a purely kinetic deduction of the velocity q-distribution function, the Boltzmann H-teorem is generalized for including the possibility of nonextensive out of equilibrium effects. Based on this investigation, it is proved that Tsallis' distribution is the necessary and sufficient condition defining a thermodynamic equilibrium state in the nonextensive context. This result follows naturally from the generalized transport equation and also from the extended H-theorem. Two physical applications of the nonextensive effects have been considered. Closed analytic expressions were obtained for the Doppler broadening of spectral lines from an excited gas, as well as, for the dispersion relations describing the eletrostatic oscillations in a diluted electronic plasma. In the later case, a comparison with the experimental results strongly suggests a Tsallis distribution with the q parameter smaller than unity. A complementary study is related to the thermodynamic behavior of a relativistic imperfect simple fluid. Using nonequilibrium thermodynamics, we show how the basic primary variables, namely: the energy momentum tensor, the particle and entropy fluxes depend on the several dissipative processes present in the fluid. The temperature variation law for this moving imperfect fluid is also obtained, and the Eckart and Landau-Lifshitz formulations are recovered as particular cases

Cold-Nuclear-Matter Effects on Heavy-Quark Production in d+Au Collisions at root S-NN=200 GeV

The PHENIX experiment has measured electrons and positrons at midrapidity from the decays of hadrons containing charm and bottom quarks produced in d + Au and p + p collisions at root S-NN = 200 GeV in the transverse-momentum range 0.85 <= p(T)(e) <= 8.5 GeV/c. In central d + Au collisions, the nuclear modification factor R-dA at 1.5 < p(T) < 5 GeV/c displays evidence of enhancement of these electrons, relative to those produced in p + p collisions, and shows that the mass-dependent Cronin enhancement observed at the Relativistic Heavy Ion Collider extends to the heavy D meson family. A comparison with the neutral-pion data suggests that the difference in cold-nuclear-matter effects on light- and heavy-flavor mesons could contribute to the observed differences between the pi(0) and heavy-flavor-electron nuclear modification factors R-AA. DOI: 10.1103/PhysRevLett.109.242301

Diseño de un módulo de IFMIF para irradiación de envolturas regeneradoras basadas en metales líquidos para reactores de fusión

La fusión nuclear es, hoy en día, una alternativa energética a la que la comunidad internacional dedica mucho esfuerzo. El objetivo es el de generar entre diez y cincuenta veces más energía que la que consume mediante reacciones de fusión que se producirán en una mezcla de deuterio (D) y tritio (T) en forma de plasma a doscientos millones de grados centígrados. En los futuros reactores nucleares de fusión será necesario producir el tritio utilizado como combustible en el propio reactor termonuclear. Este hecho supone dar un paso más que las actuales máquinas experimentales dedicadas fundamentalmente al estudio de la física del plasma. Así pues, el tritio, en un reactor de fusión, se produce en sus envolturas regeneradoras cuya misión fundamental es la de blindaje neutrónico, producir y recuperar tritio (fuel para la reacción DT del plasma) y por último convertir la energía de los neutrones en calor. Existen diferentes conceptos de envolturas que pueden ser sólidas o líquidas. Las primeras se basan en cerámicas de litio (Li2O, Li4SiO4, Li2TiO3, Li2ZrO3) y multiplicadores neutrónicos de Be, necesarios para conseguir la cantidad adecuada de tritio. Los segundos se basan en el uso de metales líquidos o sales fundidas (Li, LiPb, FLIBE, FLINABE) con multiplicadores neutrónicos de Be o el propio Pb en el caso de LiPb. Los materiales estructurales pasan por aceros ferrítico-martensíticos de baja activación, aleaciones de vanadio o incluso SiCf/SiC. Cada uno de los diferentes conceptos de envoltura tendrá una problemática asociada que se estudiará en el reactor experimental ITER (del inglés, “International Thermonuclear Experimental Reactor”). Sin embargo, ITER no puede responder las cuestiones asociadas al daño de materiales y el efecto de la radiación neutrónica en las diferentes funciones de las envolturas regeneradoras. Como referencia, la primera pared de un reactor de fusión de 4000MW recibiría 30 dpa/año (valores para Fe-56) mientras que en ITER se conseguirían <10 dpa en toda su vida útil. Esta tesis se encuadra en el acuerdo bilateral entre Europa y Japón denominado “Broader Approach Agreement “(BA) (2007-2017) en el cual España juega un papel destacable. Estos proyectos, complementarios con ITER, son el acelerador para pruebas de materiales IFMIF (del inglés, “International Fusion Materials Irradiation Facility”) y el dispositivo de fusión JT-60SA. Así, los efectos de la irradiación de materiales en materiales candidatos para reactores de fusión se estudiarán en IFMIF. El objetivo de esta tesis es el diseño de un módulo de IFMIF para irradiación de envolturas regeneradoras basadas en metales líquidos para reactores de fusión. El módulo se llamará LBVM (del inglés, “Liquid Breeder Validation Module”). La propuesta surge de la necesidad de irradiar materiales funcionales para envolturas regeneradoras líquidas para reactores de fusión debido a que el diseño conceptual de IFMIF no contaba con esta utilidad. Con objeto de analizar la viabilidad de la presente propuesta, se han realizado cálculos neutrónicos para evaluar la idoneidad de llevar a cabo experimentos relacionados con envolturas líquidas en IFMIF. Así, se han considerado diferentes candidatos a materiales funcionales de envolturas regeneradoras: Fe (base de los materiales estructurales), SiC (material candidato para los FCI´s (del inglés, “Flow Channel Inserts”) en una envoltura regeneradora líquida, SiO2 (candidato para recubrimientos antipermeación), CaO (candidato para recubrimientos aislantes), Al2O3 (candidato para recubrimientos antipermeación y aislantes) y AlN (material candidato para recubrimientos aislantes). En cada uno de estos materiales se han calculado los parámetros de irradiación más significativos (dpa, H/dpa y He/dpa) en diferentes posiciones de IFMIF. Estos valores se han comparado con los esperados en la primera pared y en la zona regeneradora de tritio de un reactor de fusión. Para ello se ha elegido un reactor tipo HCLL (del inglés, “Helium Cooled Lithium Lead”) por tratarse de uno de los más prometedores. Además, los valores también se han comparado con los que se obtendrían en un reactor rápido de fisión puesto que la mayoría de las irradiaciones actuales se hacen en reactores de este tipo. Como conclusión al análisis de viabilidad, se puede decir que los materiales funcionales para mantos regeneradores líquidos podrían probarse en la zona de medio flujo de IFMIF donde se obtendrían ratios de H/dpa y He/dpa muy parecidos a los esperados en las zonas más irradiadas de un reactor de fusión. Además, con el objetivo de ajustar todavía más los valores, se propone el uso de un moderador de W (a considerar en algunas campañas de irradiación solamente debido a que su uso hace que los valores de dpa totales disminuyan). Los valores obtenidos para un reactor de fisión refuerzan la idea de la necesidad del LBVM, ya que los valores obtenidos de H/dpa y He/dpa son muy inferiores a los esperados en fusión y, por lo tanto, no representativos. Una vez demostrada la idoneidad de IFMIF para irradiar envolturas regeneradoras líquidas, y del estudio de la problemática asociada a las envolturas líquidas, también incluida en esta tesis, se proponen tres tipos de experimentos diferentes como base de diseño del LBVM. Éstos se orientan en las necesidades de un reactor tipo HCLL aunque a lo largo de la tesis se discute la aplicabilidad para otros reactores e incluso se proponen experimentos adicionales. Así, la capacidad experimental del módulo estaría centrada en el estudio del comportamiento de litio plomo, permeación de tritio, corrosión y compatibilidad de materiales. Para cada uno de los experimentos se propone un esquema experimental, se definen las condiciones necesarias en el módulo y la instrumentación requerida para controlar y diagnosticar las cápsulas experimentales. Para llevar a cabo los experimentos propuestos se propone el LBVM, ubicado en la zona de medio flujo de IFMIF, en su celda caliente, y con capacidad para 16 cápsulas experimentales. Cada cápsula (24-22 mm de diámetro y 80 mm de altura) contendrá la aleación eutéctica LiPb (hasta 50 mm de la altura de la cápsula) en contacto con diferentes muestras de materiales. Ésta irá soportada en el interior de tubos de acero por los que circulará un gas de purga (He), necesario para arrastrar el tritio generado en el eutéctico y permeado a través de las paredes de las cápsulas (continuamente, durante irradiación). Estos tubos, a su vez, se instalarán en una carcasa también de acero que proporcionará soporte y refrigeración tanto a los tubos como a sus cápsulas experimentales interiores. El módulo, en su conjunto, permitirá la extracción de las señales experimentales y el gas de purga. Así, a través de la estación de medida de tritio y el sistema de control, se obtendrán los datos experimentales para su análisis y extracción de conclusiones experimentales. Además del análisis de datos experimentales, algunas de estas señales tendrán una función de seguridad y por tanto jugarán un papel primordial en la operación del módulo. Para el correcto funcionamiento de las cápsulas y poder controlar su temperatura, cada cápsula se equipará con un calentador eléctrico y por tanto el módulo requerirá también ser conectado a la alimentación eléctrica. El diseño del módulo y su lógica de operación se describe en detalle en esta tesis. La justificación técnica de cada una de las partes que componen el módulo se ha realizado con soporte de cálculos de transporte de tritio, termohidráulicos y mecánicos. Una de las principales conclusiones de los cálculos de transporte de tritio es que es perfectamente viable medir el tritio permeado en las cápsulas mediante cámaras de ionización y contadores proporcionales comerciales, con sensibilidades en el orden de 10-9 Bq/m3. Los resultados son aplicables a todos los experimentos, incluso si son cápsulas a bajas temperaturas o si llevan recubrimientos antipermeación. Desde un punto de vista de seguridad, el conocimiento de la cantidad de tritio que está siendo transportada con el gas de purga puede ser usado para detectar de ciertos problemas que puedan estar sucediendo en el módulo como por ejemplo, la rotura de una cápsula. Además, es necesario conocer el balance de tritio de la instalación. Las pérdidas esperadas el refrigerante y la celda caliente de IFMIF se pueden considerar despreciables para condiciones normales de funcionamiento. Los cálculos termohidráulicos se han realizado con el objetivo de optimizar el diseño de las cápsulas experimentales y el LBVM de manera que se pueda cumplir el principal requisito del módulo que es llevar a cabo los experimentos a temperaturas comprendidas entre 300-550ºC. Para ello, se ha dimensionado la refrigeración necesaria del módulo y evaluado la geometría de las cápsulas, tubos experimentales y la zona experimental del contenedor. Como consecuencia de los análisis realizados, se han elegido cápsulas y tubos cilíndricos instalados en compartimentos cilíndricos debido a su buen comportamiento mecánico (las tensiones debidas a la presión de los fluidos se ven reducidas significativamente con una geometría cilíndrica en lugar de prismática) y térmico (uniformidad de temperatura en las paredes de los tubos y cápsulas). Se han obtenido campos de presión, temperatura y velocidad en diferentes zonas críticas del módulo concluyendo que la presente propuesta es factible. Cabe destacar que el uso de códigos fluidodinámicos (e.g. ANSYS-CFX, utilizado en esta tesis) para el diseño de cápsulas experimentales de IFMIF no es directo. La razón de ello es que los modelos de turbulencia tienden a subestimar la temperatura de pared en mini canales de helio sometidos a altos flujos de calor debido al cambio de las propiedades del fluido cerca de la pared. Los diferentes modelos de turbulencia presentes en dicho código han tenido que ser estudiados con detalle y validados con resultados experimentales. El modelo SST (del inglés, “Shear Stress Transport Model”) para turbulencia en transición ha sido identificado como adecuado para simular el comportamiento del helio de refrigeración y la temperatura en las paredes de las cápsulas experimentales. Con la geometría propuesta y los valores principales de refrigeración y purga definidos, se ha analizado el comportamiento mecánico de cada uno de los tubos experimentales que contendrá el módulo. Los resultados de tensiones obtenidos, han sido comparados con los valores máximos recomendados en códigos de diseño estructural como el SDC-IC (del inglés, “Structural Design Criteria for ITER Components”) para así evaluar el grado de protección contra el colapso plástico. La conclusión del estudio muestra que la propuesta es mecánicamente robusta. El LBVM implica el uso de metales líquidos y la generación de tritio además del riesgo asociado a la activación neutrónica. Por ello, se han estudiado los riesgos asociados al uso de metales líquidos y el tritio. Además, se ha incluido una evaluación preliminar de los riesgos radiológicos asociados a la activación de materiales y el calor residual en el módulo después de la irradiación así como un escenario de pérdida de refrigerante. Los riesgos asociados al módulo de naturaleza convencional están asociados al manejo de metales líquidos cuyas reacciones con aire o agua se asocian con emisión de aerosoles y probabilidad de fuego. De entre los riesgos nucleares destacan la generación de gases radiactivos como el tritio u otros radioisótopos volátiles como el Po-210. No se espera que el módulo suponga un impacto medioambiental asociado a posibles escapes. Sin embargo, es necesario un manejo adecuado tanto de las cápsulas experimentales como del módulo contenedor así como de las líneas de purga durante operación. Después de un día de después de la parada, tras un año de irradiación, tendremos una dosis de contacto de 7000 Sv/h en la zona experimental del contenedor, 2300 Sv/h en la cápsula y 25 Sv/h en el LiPb. El uso por lo tanto de manipulación remota está previsto para el manejo del módulo irradiado. Por último, en esta tesis se ha estudiado también las posibilidades existentes para la fabricación del módulo. De entre las técnicas propuestas, destacan la electroerosión, soldaduras por haz de electrones o por soldadura láser. Las bases para el diseño final del LBVM han sido pues establecidas en el marco de este trabajo y han sido incluidas en el diseño intermedio de IFMIF, que será desarrollado en el futuro, como parte del diseño final de la instalación IFMIF. ABSTRACT Nuclear fusion is, today, an alternative energy source to which the international community devotes a great effort. The goal is to generate 10 to 50 times more energy than the input power by means of fusion reactions that occur in deuterium (D) and tritium (T) plasma at two hundred million degrees Celsius. In the future commercial reactors it will be necessary to breed the tritium used as fuel in situ, by the reactor itself. This constitutes a step further from current experimental machines dedicated mainly to the study of the plasma physics. Therefore, tritium, in fusion reactors, will be produced in the so-called breeder blankets whose primary mission is to provide neutron shielding, produce and recover tritium and convert the neutron energy into heat. There are different concepts of breeding blankets that can be separated into two main categories: solids or liquids. The former are based on ceramics containing lithium as Li2O , Li4SiO4 , Li2TiO3 , Li2ZrO3 and Be, used as a neutron multiplier, required to achieve the required amount of tritium. The liquid concepts are based on molten salts or liquid metals as pure Li, LiPb, FLIBE or FLINABE. These blankets use, as neutron multipliers, Be or Pb (in the case of the concepts based on LiPb). Proposed structural materials comprise various options, always with low activation characteristics, as low activation ferritic-martensitic steels, vanadium alloys or even SiCf/SiC. Each concept of breeding blanket has specific challenges that will be studied in the experimental reactor ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor). However, ITER cannot answer questions associated to material damage and the effect of neutron radiation in the different breeding blankets functions and performance. As a reference, the first wall of a fusion reactor of 4000 MW will receive about 30 dpa / year (values for Fe-56) , while values expected in ITER would be <10 dpa in its entire lifetime. Consequently, the irradiation effects on candidate materials for fusion reactors will be studied in IFMIF (International Fusion Material Irradiation Facility). This thesis fits in the framework of the bilateral agreement among Europe and Japan which is called “Broader Approach Agreement “(BA) (2007-2017) where Spain plays a key role. These projects, complementary to ITER, are mainly IFMIF and the fusion facility JT-60SA. The purpose of this thesis is the design of an irradiation module to test candidate materials for breeding blankets in IFMIF, the so-called Liquid Breeder Validation Module (LBVM). This proposal is born from the fact that this option was not considered in the conceptual design of the facility. As a first step, in order to study the feasibility of this proposal, neutronic calculations have been performed to estimate irradiation parameters in different materials foreseen for liquid breeding blankets. Various functional materials were considered: Fe (base of structural materials), SiC (candidate material for flow channel inserts, SiO2 (candidate for antipermeation coatings), CaO (candidate for insulating coatings), Al2O3 (candidate for antipermeation and insulating coatings) and AlN (candidate for insulation coating material). For each material, the most significant irradiation parameters have been calculated (dpa, H/dpa and He/dpa) in different positions of IFMIF. These values were compared to those expected in the first wall and breeding zone of a fusion reactor. For this exercise, a HCLL (Helium Cooled Lithium Lead) type was selected as it is one of the most promising options. In addition, estimated values were also compared with those obtained in a fast fission reactor since most of existing irradiations have been made in these installations. The main conclusion of this study is that the medium flux area of IFMIF offers a good irradiation environment to irradiate functional materials for liquid breeding blankets. The obtained ratios of H/dpa and He/dpa are very similar to those expected in the most irradiated areas of a fusion reactor. Moreover, with the aim of bringing the values further close, the use of a W moderator is proposed to be used only in some experimental campaigns (as obviously, the total amount of dpa decreases). The values of ratios obtained for a fission reactor, much lower than in a fusion reactor, reinforce the need of LBVM for IFMIF. Having demonstrated the suitability of IFMIF to irradiate functional materials for liquid breeding blankets, and an analysis of the main problems associated to each type of liquid breeding blanket, also presented in this thesis, three different experiments are proposed as basis for the design of the LBVM. These experiments are dedicated to the needs of a blanket HCLL type although the applicability of the module for other blankets is also discussed. Therefore, the experimental capability of the module is focused on the study of the behavior of the eutectic alloy LiPb, tritium permeation, corrosion and material compatibility. For each of the experiments proposed an experimental scheme is given explaining the different module conditions and defining the required instrumentation to control and monitor the experimental capsules. In order to carry out the proposed experiments, the LBVM is proposed, located in the medium flux area of the IFMIF hot cell, with capability of up to 16 experimental capsules. Each capsule (24-22 mm of diameter, 80 mm high) will contain the eutectic allow LiPb (up to 50 mm of capsule high) in contact with different material specimens. They will be supported inside rigs or steel pipes. Helium will be used as purge gas, to sweep the tritium generated in the eutectic and permeated through the capsule walls (continuously, during irradiation). These tubes, will be installed in a steel container providing support and cooling for the tubes and hence the inner experimental capsules. The experimental data will consist of on line monitoring signals and the analysis of purge gas by the tritium measurement station. In addition to the experimental signals, the module will produce signals having a safety function and therefore playing a major role in the operation of the module. For an adequate operation of the capsules and to control its temperature, each capsule will be equipped with an electrical heater so the module will to be connected to an electrical power supply. The technical justification behind the dimensioning of each of these parts forming the module is presented supported by tritium transport calculations, thermalhydraulic and structural analysis. One of the main conclusions of the tritium transport calculations is that the measure of the permeated tritium is perfectly achievable by commercial ionization chambers and proportional counters with sensitivity of 10-9 Bq/m3. The results are applicable to all experiments, even to low temperature capsules or to the ones using antipermeation coatings. From a safety point of view, the knowledge of the amount of tritium being swept by the purge gas is a clear indicator of certain problems that may be occurring in the module such a capsule rupture. In addition, the tritium balance in the installation should be known. Losses of purge gas permeated into the refrigerant and the hot cell itself through the container have been assessed concluding that they are negligible for normal operation. Thermal hydraulic calculations were performed in order to optimize the design of experimental capsules and LBVM to fulfill one of the main requirements of the module: to perform experiments at uniform temperatures between 300-550ºC. The necessary cooling of the module and the geometry of the capsules, rigs and testing area of the container were dimensioned. As a result of the analyses, cylindrical capsules and rigs in cylindrical compartments were selected because of their good mechanical behavior (stresses due to fluid pressure are reduced significantly with a cylindrical shape rather than prismatic) and thermal (temperature uniformity in the walls of the tubes and capsules). Fields of pressure, temperature and velocity in different critical areas of the module were obtained concluding that the proposal is feasible. It is important to mention that the use of fluid dynamic codes as ANSYS-CFX (used in this thesis) for designing experimental capsules for IFMIF is not direct. The reason for this is that, under strongly heated helium mini channels, turbulence models tend to underestimate the wall temperature because of the change of helium properties near the wall. Therefore, the different code turbulence models had to be studied in detail and validated against experimental results. ANSYS-CFX SST (Shear Stress Transport Model) for transitional turbulence model has been identified among many others as the suitable one for modeling the cooling helium and the temperature on the walls of experimental capsules. Once the geometry and the main purge and cooling parameters have been defined, the mechanical behavior of each experimental tube or rig including capsules is analyzed. Resulting stresses are compared with the maximum values recommended by applicable structural design codes such as the SDC- IC (Structural Design Criteria for ITER Components) in order to assess the degree of protection against plastic collapse. The conclusion shows that the proposal is mechanically robust. The LBVM involves the use of liquid metals, tritium and the risk associated with neutron activation. The risks related with the handling of liquid metals and tritium are studied in this thesis. In addition, the radiological risks associated with the activation of materials in the module and the residual heat after irradiation are evaluated, including a scenario of loss of coolant. Among the identified conventional risks associated with the module highlights the handling of liquid metals which reactions with water or air are accompanied by the emission of aerosols and fire probability. Regarding the nuclear risks, the generation of radioactive gases such as tritium or volatile radioisotopes such as Po-210 is the main hazard to be considered. An environmental impact associated to possible releases is not expected. Nevertheless, an appropriate handling of capsules, experimental tubes, and container including purge lines is required. After one day after shutdown and one year of irradiation, the experimental area of the module will present a contact dose rate of about 7000 Sv/h, 2300 Sv/h in the experimental capsules and 25 Sv/h in the LiPb. Therefore, the use of remote handling is envisaged for the irradiated module. Finally, the different possibilities for the module manufacturing have been studied. Among the proposed techniques highlights the electro discharge machining, brazing, electron beam welding or laser welding. The bases for the final design of the LBVM have been included in the framework of the this work and included in the intermediate design report of IFMIF which will be developed in future, as part of the IFMIF facility final design.

Caracterização da resistência a corrosão de camadas obtidas por nitretação a plasma e deposição física de vapor sobre aço inoxidável AISI 316 L

A técnica de revestimento duplex combina dois processos: o tratamento de nitretação a plasma da superfície e a deposição de uma camada via PVD. O processo de nitretação a plasma sob condições controladas pode produzir a chamada “fase S” sem a presença de nitretos de cromo, o que confere ao aço tratado maior dureza e melhor resistência à corrosão. Os revestimentos de nitreto de titânio melhoram a dureza superficial do material, porém defeitos e poros podem expor o substrato ao meio. Este trabalho consiste no estudo da resistência à corrosão do aço inoxidável austenítico AISI 316L revestido com camada duplex em meio contendo cloretos. As camadas nitretadas a plasma foram obtidas pelo processo de nitretação iônica e os revestimentos Ti/TiN foram obtidos pelo processo de deposição física de vapor assistida por plasma (PAPVD). Os corpos de prova foram inicialmente avaliados por microscopia eletrônica de varredura (MEV) e a composição das fases foi identificada por difração de raios-x (DRX). A dureza foi avaliada por nanoidentação e a rugosidade superficial também foi medida. Os testes de resistência à corrosão foram feitos por voltametria cíclica (VC) e os ensaios de corrosão acelerada em câmara de névoa salina. A amostra nitretada a 400°C por 4 horas e mistura gasosa de 5%N2- 95%H2 apresentou o melhor desempenho de resistência à corrosão em meio contendo cloretos. A resistência à corrosão foi associada à estrutura obtida após o tratamento por nitretação a plasma e deposição física de vapores (PVD).

Efeitos da aplicação de salmoura com plasma bovino em biceps femoris (coxão duro) injetado, cru e cozido na estabilidade física, química, microbiológica e sensorial

Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico (CNPq)

Inteligencia y educación física: el caso de del Instituto Valle del Ebro de Tudela (Navarra)

Este estudio de campo analiza el 1º curso de Bachillerato de educación física del instituto IES Valle del Ebro de Tudela, Navarra, desde el punto de vista de las últimas tendencias educativas referidas a la educación física y a la inteligencia. Tiene como objetivo principal considerar si las actividades propuestas en las sesiones favorecen el desarrollo de la inteligencia motriz. Partiendo de un marco teórico que recoge la evolución de esta disciplina, se realiza una revisión del contexto social y educativo del centro y de la programación de educación física, y se analizan las actividades propuestas por el profesor Juan Mª Ruiz teniendo en cuenta las variables incertidumbre y sociomotricidad. La información, recogida a través de observación directa no participante de las sesiones, de una entrevista privada con el profesor y de la programación del curso facilitada por el mismo, se plasma en diagramas de barras y sectores y se discute en relación al contexto educativo del centro. La principal conclusión obtenida de este estudio es que en este 1º curso de Bachillerato de educación física del Instituto Valle del Ebro las actividades diseñadas por el profesor estimulan el desarrollo de la inteligencia motriz de los alumnos, aunque de manera inconsciente y sin una base de conocimiento sólida respecto al tema. Se recomiendan futuras investigaciones en más cursos escolares y en más institutos para disponer de una visión general del desarrollo de la inteligencia en las clases de educación física.

Capacidade antioxidante e a prática de atividade física em indivíduos com lesão medular cervical

A lesão medular está associada a uma série de alterações bioquímicas e decomposição corporal. O aumento da gordura corporal e seu acúmulo na regiãoabdominal aliados a processos infecciosos decorrentes da lesão medular podemacarretar o incremento da concentração plasmática da proteína c-reativa (PCR).Tanto a gordura corporal quanto a elevada concentração da PCR estimulam aprodução de espécies reativas de oxigênio, favorecendo o desequilíbrio oxidativo e odesencadeamento de doenças. É possível que a prática de atividade física regularpossa atuar de modo benéfico através da melhor distribuição da gordura corporal eadaptação dos sistemas antioxidantes nesses indivíduos. Considerando aimportância deste tema e a escassos estudos sobre o assunto, o objetivo desteestudo foi comparar, em indivíduos com lesão medular cervical a composiçãocorporal e indicadores bioquímicos de estado antioxidante em indivíduos fisicamenteativos e não ativos. Participaram do estudo 24 tetraplégicos do gênero masculino(3210 anos de idade e 108 anos de tempo de lesão), divididos em dois grupos,fisicamente ativos (n=15, com pratica de atividade física há pelo menos 3 meses, 3vezes/semana ou mais, totalizando tempo mínimo de 150 minutos/semana) e nãoativos (n=9). A composição corporal foi determinada por absorciometria de duplaemissão de raio-X. Amostras de sangue foram coletadas após jejum de 12 horaspara determinação dos indicadores bioquímicos: de capacidade antioxidante, ácidoúrico, bilirrubina, albumina, alfa-tocoferol, malondialdeído e PCR no plasma eatividade da superóxido dismutase em eritrócitos. O grupo não ativo apresentoumaior IMC (=0,003), gordura total (%) e de tronco (%) (=<0,001) do que o grupoppfisicamente ativo. Foi encontrada relação entre a PCR e a porcentagem de gorduratotal (r=0,72, p=<0,001), de tronco (r=0,70, p=<0,001), massa gorda total (r=0,73,p=<0,001) e de tronco (r=0,67, p=0,001). Não houve diferença significativa entre osindicadores bioquímicos de estado antioxidante, exceto a concentração da PCR quefoi maior no grupo não ativo (p=0,034). Considerando todos indivíduos, 50% apresentavam deficiência de alfa-tocoferol (concentração plasmática <11,6 mol/L).Foi observada relação negativa entre a concentração plasmática de alfa-tocoferol e aPCR (r=-0,18, =0,038).No grupo ativo houve correlação positiva entre a razãoptempo de atividade física:tempo de lesão e concentração plasmática demalondialdeido (r=0,38, =0,014). Nossos resultados, analisados em conjunto,psugerem que prática contínua de atividade física após a lesão atua auxiliando a umamelhor composição corporal e, possivelmente, a uma menor concentraçãoplasmática de PCR. O estado nutricional inadequado em alfa-tocoferol podecomprometer capacidade antioxidante, sendo necessárias medidas de apoionutricional para adequar a ingestão de alfa-tocoferol para este grupo.

Nuevas tendencias en la educación física.

Durante la evolución que se ha producido en la Educación Física (EF) a lo largo de todo el siglo XX, existe una relación de influencia de la sociedad imperante en cada momento, hacia la formación del profesorado y hacia las demandas de esa sociedad. Con frecuencia dicha influencia se plasma a través del marco legal que va reformando lo anteriormente establecido, de manera que, desde la Ley se recogen las necesidades sociales que el futuro profesional deberá atender, las funciones del maestro o del profesor en la sociedad, el status que se le otorga, etc... Con todo, se va moldeando un modelo de formación del profesorado que responde a los criterios políticos dominantes en cada situación (conservadores, liberales, socialistas...). Esta adecuación es la que se desarrolla en el artículo, en el que se intentan exponer las nuevas tendencias de la EF.

Estado actual de la Física y Química desde el punto de vista científico.

Se realiza un estudio sobre el panorama de la Física desde el punto de vista de los campos convencionales de la misma: Mecánica, Termodinámica, Óptica y Electricidad. Los temas que se tratan son: el láser, la física nuclear y partículas fundamentales, los quarks, la física del estado sólido, las fuentes de energía del futuro, física y química del plasma, química inorgánica moderna, métodos instrumentales de análisis, y la química orgánica. Por último, se hace referencia al futuro del cosmos.

Modelação da interacção entre um plasma de arco de alta pressão e cátodos refractários

Nesta dissertação apresento um estudo detalhado de vários aspectos da interacção entre um plasma de arco de alta pressão e cátodos refractários. Um modelo da camada de plasma junto ao cátodo num plasma sujeito a uma pressão da ordem de uma ou várias atmosferas é reconsiderado com base em recentes resultados teóricos. A física da camada de plasma junto ao cátodo é analisada para valores da queda de tensão na camada de plasma junto ao cátodo até 50V, de acordo com recentes resultados experimentais que mostram que a queda de tensão na camada de plasma junto ao cátodo numa descarga de arco de alta pressão pode atingir valores tão elevados. São identificados os mecanismos que originam a não monotonia da dependência da densidade de fluxo de energia (proveniente do plasma para a superfície do cátodo) em relação à temperatura da superfície do cátodo, para um valor fixo da queda de tensão junto ao cátodo. Uma descrição fechada da interacção plasma-cátodo é obtida por meio da resolução numérica do problema não linear com condições de fronteira para a distribuição da temperatura no interior do corpo do cátodo. São apresentados resultados da modelação numérica da descarga difusa nas condições de funcionamento de uma lâmpada de descarga experimental, sendo bom o acordo entre os resultados numéricos e os dados experimentais. Manchas solitárias num cátodo plano infinito e modos difuso e mancha axialmente simétricos em cátodos finitos de descargas de arco de alta pressão são estudados num grande intervalo de corrente. São analisados aspectos gerais e apresentados resultados numéricos referentes a cátodos de tungsténio planos e de forma cilíndrica a operar num plasma de argon à pressão atmosférica para correntes de arco até 100 kA. Émostrado, em particular, que a temperatura da superfície do cátodo no interior de uma mancha solitária varia relativamente pouco, podendo ser estimada com uma precisão de cerca de 200 − 300K sem ser necesário resolver a equação da condução térmica no corpo do cátodo. O comportamento assimptótico das soluções para um cátodo finito no caso limite de altas correntes é encontrado e confirmado pelos resultados numéricos. É confirmado um padrão geral das características tensão-corrente de vários modos de transferência de corrente em cátodos finitos sugerido previamente com base numa análise de bifurcações. É estudada a transição de modos mancha num cátodo finito no limite de cátodos de grandes dimensões para o modo mancha solitária num cátodo plano infinito. É estabelecido que o modo mancha solitária representa uma forma limite do modo mancha de alta tensão num cátodo finito. É considerada a questão da distinção entre modo difuso e modo mancha num cátodo finito. É desenvolvida uma abordagem para o cálculo de pontos de bifurcação nos quais soluções mancha tridimensionais bifurcam-se a partir de soluções que descrevem o modo difuso e modos mancha axialmente simétricos. Em particular, é calculado o primeiro ponto de bifurcação posicionado na solução que descreve o modo difuso e, por conseguinte, o seu limite de estabilidade, isto é, a corrente abaixo da qual o modo difuso torna-se instável. São apresentados os resultados da modelação numérica efectuada para o caso de um cátodo de tungsténio de forma cilíndrica a operar num plasma de alta pressão. É estudado o efeito produzido no limite de estabilidade pelas variações dos parâmetros de controle (dimensões do cátodo, função de trabalho do material do cátodo, tipo e pressão do gás que produz o plasma). Foi encontrado que o comportamento do limite de estabilidade sujeito a estas variações está em conformidade com as tendências observadas experimentalmente. Foi encontrado que o limite de estabilidade é muito mais sensível às variações dos parâmetros de controle do que as características tensão-corrente do modo difuso, sendo o efeito mais forte produzido pelas variações das dimensões do cátodo e da função de trabalho do material do cátodo. Este resultado está em conformidade com o facto experimental de que a transição difuso-mancha é de difícil reprodução.

Os efeitos do plasma não térmico à pressão atmosférica no desenvolvimento larval e anomalias morfológicas de Drosophila Melanogaster

O plasma não térmico nos cuidados de saúde é um campo emergente que tem as suas raízes na ciência de plasmas. Este tipo de investigação tem crescido rapidamente e é agora objeto de um amplo esforço de pesquisa interdisciplinar envolvendo a medicina, a biologia, a física, a química e a engenharia. Têm sido feitos vários trabalhos de modo a elucidar quais as interações das espécies produzidas pelo plasma com os sistemas vivos. É evidente que o mecanismo da interação do plasma com os sistemas vivos é complexo, em parte devido à complexidade do plasma mas principalmente devido à enorme complexidade da biologia. O principal objetivo desta dissertação foi observar os efeitos do plasma não térmico à pressão atmosférica (PNTPAs) no desenvolvimento larval e anomalias morfológicas de Drosophila melanogaster. Para o efeito, foram expostas e analisadas fenotipicamente 2.566 larvas após exposição, dos diferentes estádios (1.º, 2.º e 3.º) de desenvolvimento. Os testes foram realizados com aplicações de plasma com e sem ultra violeta, em duas linhas diferentes de Drosophila; uma linha selvagem preparada por nós e uma linha laboratorial. A análise fenotípica revelou que após exposição as larvas apresentavam alterações no fenótipo e no comportamento que não foram observadas no controlo, nomeadamente anomalias nas mudas, traqueias partidas, formação de massas melanóticas que podiam persistir até à fase adulta, excesso de gotículas lipídicas, atraso no desenvolvimento, comportamento de não alimentação e formação de pupa imatura que levava à formação de pupa precoce e morte pupal. Na fase pupal, as anomalias mais comuns estavam relacionadas com a forma do pupário (causadas pela pipação prematura), apresentando um desenvolvimento aberrante. Entre os vários fenótipos observados, o mais significativo foi o criptocefálico (alterações na eversão dos discos imaginais) levando à morte pupal. Nos adultos, as principais anomalias morfológicas foram registadas na formação e segmentação das patas, na forma e padrão das nervuras das asas e na formação do tórax. A similaridade destes resultados com trabalhos publicados relacionados com a hormona esteróide ecdisona indicam que provavelmente o PNTPA poderá ter influenciado a biossíntese e/ou a regulação da ecdisona, a principal hormona que regula o desenvolvimento e a metamorfose em Drosophila.