Rejeitos radioativos são gerados em todas as etapas do ciclo do combustível nuclear e em instituições que fazem uso de elementos radioativos. No Brasil, para que possam atender a legislação vigente, eles devem ser devidamente gerenciados e tratados. A caracterização é a etapa do gerenciamento de rejeitos radioativos que certifica e complementa as informações presentes no documento de identificação fornecido pelo gerador dos rejeitos radioativos. O objetivo desse trabalho foi desenvolver uma metodologia para caracterização de tambores de rejeitos radioativos. Neste trabalho foi utilizada a técnica de espectrometria gama associada ao método de Monte Carlo para obter e estabelecer uma relação entre as eficiências de contagens teóricas e experimentais para quatro tambores de calibração com densidades diferentes, preparados com nove tubos de PVC em seu interior. O detector de HPGe utilizado foi posicionado em três diferentes distâncias em relação a extremidade do tambor de calibração. A utilização do método de Monte Carlo mostrou-se adequado a metodologia proposta neste trabalho. / Radioactive wastes are generated at all stages of the nuclear fuel cycle and institutions that make use of radioactive elements. In Brazil, so that they can meet the current legislation, they must be properly managed and treated. The characterization is the stage of radioactive waste management that certifies and complements the information in the identification document provided by the radioactive waste generator. The aim of this study was to develop a methodology for characterization of radioactive waste drums. In this work we used the gamma spectrometry technique associated with the Monte Carlo method to obtain and establish a relationship between the efficiencies of theoretical and experimental scores for four calibration drums with different densities prepared with nine PVC tubes inside. The HPGe detector used was positioned at three different distances from the end of the calibration drum. Using the Monte Carlo method was appropriate to the methodology proposed in this work.

A exposição da população em geral à radiação ionizante surge principalmente a partir de fontes naturais. A principal contribuição é decorrente da inalação do radônio (Rn-222), um gás que ocorre naturalmente (UNSCEAR, 2000). A concentração de Rn-222 num ambiente é controlada por fatores como a permeabilidade do solo e teor de água, a variabilidade meteorológica, características de construção da fundação e da pressão diferencial positivo habitual entre o solo e o ambiente interno. Estudos indicam que a concentração de radônio, apresenta uma variação significativa no subsolo, térreo e andares superiores das edificações. O objetivo deste estudo é determinar os níveis de radônio, nos subsolos, térreos e andares acima do nível do solo, em uma universidade na cidade de São Paulo e um edifício residencial na cidade de Peruíbe. As medidas de Rn-222 foram realizadas através do método passivo com detectores de traços nucleares de estado sólido (CR-39). Os ambientes estudados apresentam concentrações de Rn-222 bastante inferiores aos valores recomendados pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica, publicados no documento de 2009, de 300 Bq/m3 para residências e 1000 Bq/m3 para locais de trabalho. No edifício residencial na cidade de Peruíbe, analisaram-se ainda, as concentrações de Ra-266, Th-232 e K-40 em materiais de construção utilizados na construção do edifício, por meio de espectrometria gama. A dose efetiva total para o morador devido à exposição externa foi de 0,8 mSv a-1, inferior ao limite de dose anual para público em geral de 1 mSv a-1. / Exposure of the general population to ionizing radiation comes mainly from natural sources. The main contribution is due to inhalation of radon (Rn-222), a gas that occurs naturally (UNSCEAR, 2000). The Rn-222 concentration in the environment is controlled by factors such as soil permeability and water content, the weather variability, materials used in the foundation and the usual positive pressure differential between the soil and the internal environment. Studies indicate that the concentration of radon shows a wide variation in the basement, ground floor and upper floors of buildings. The objective of this study is to determine radon levels in basements, ground floor and floors above ground level, at a university in the city of São Paulo and in one residential building in the city of Peruíbe. Rn-222 measurements were performed using the method with nuclear track of solid state detectors (CR-39). The studied environments present Rn-222 concentration well below the values recommended by the International Commission on Radiological Protection, published in the 2009 document, of 300 Bq/m3 for homes and 1000 Bq/m3 for the workplace. In the residential building, the concentration of Ra-266, Th-232 and K-40 in the materials used in the building construction was also analyzed, by gamma spectrometry. The effective total dose for the resident due to external exposure was 0.8 mSv y-1, lower than the annual dose limit for the general public of 1 mSv y-1.

Os experimentos realizados e apresentados nesta dissertação resultaram na caracterização neutrônica de núcleos na configuração cilíndrica com 30 varetas combustíveis de diâmetro com um espaço, criado pela retirada de 16 varetas centrais, preenchido com água leve (H2O) ou água pesada (D2O) no reator nuclear de pesquisa IPEN/MB-01. Nestes núcleos, efetuou-se experimentos de correlação de canais nucleares, calibração de barras de controle e irradiação de detectores de ativação de diversos materiais em forma de folhas, cujas faixas energéticas de atuação abrangem grande parte do espectro de nêutrons do núcleo do reator, para a obtenção de parâmetros nucleares, como excessos de reatividade, reatividades totais, atividades saturadas por núcleo alvo, razões espectrais, razões de cádmio e fluxo de nêutrons multigrupo. Com a irradiação de fios de ativação de ouro na parte radial foram obtidas as formas espaciais dos fluxos de nêutrons térmicos e epitérmicos. Os resultados mostraram as características espectrais dessa nova configuração com o espaço das 16 varetas combustíveis preenchido com os dois materiais moderadores. No espaço com a água leve houve um aumento significativo de 294% do fluxo de nêutrons térmicos em comparação com a configuração padrão retangular de 28×26 varetas combustíveis. Com a água pesada aumentou-se a reatividade do sistema com ρ = (783 ± 54) pcm a mais de excesso de reatividade que na configuração com água leve. Os resultados calculados foram simulados nos códigos computacionais MCNP5, SANDBP e CITATION, onde se obtiveram resultados acurados e precisos para as atividades saturadas por núcleo alvo, as distribuições energéticas e espaciais dos fluxos de nêutrons da parte ativa e de parte do refletor e as comparações diretas das seções de choque entre as razões espectrais experimentais e calculadas. / The experiments performed and presented in this thesis results in the neutronic characterization of the core with cylindrical configuration with 30 fuel rods diameter and a space, created by the removal of 16 central rods, filled with light water (H2O) or heavy water (D2O) in the IPEN/MB-01 nuclear research reactor. In these cores were performed experiments of nuclear channels correlation, control rod worth and irradiation of activation detectors of various materials in foils shapes, whose energy performances cover much of the reactor core neutron spectrum, to obtain nuclear parameters, such as, reactivity excesses, total reactivities, saturated activities per target nucleus, spectral ratios, cadmium ratios and multigroup neutron flux. Activation gold wires detectors were irradiated in radial part to obtain the spatial forms of thermal and epithermal neutron fluxes. The results show the spectral characteristics of this new configuration with the space of 16 fuel rods filled with the two moderator materials. In the space with light water there was a significant increase of 294% of the thermal neutron flux compared to standard rectangular configuration of 28×26 fuel rods. With heavy water the system reactivity was increased, more ρ = (783 ± 54) pcm in excess reactivity than in the light water configuration. The calculated results were simulated in computational codes MCNP5, SANDBP and CITATION, where accurate and precise results were obtained for saturated activities per target nucleus, the energy and spatial distributions of the neutron fluxes for the active part and part of the reflector and the direct comparisons of cross sections between the experimental and calculated spectral ratios.

O 99mTc é o radionuclídeo mais utilizado em medicina nuclear. No Brasil os geradores de 99Mo/99mTc são produzidos exclusivamente pelo Centro de Radiofarmácia do IPEN-CNEN/SP, com 99Mo importado de diferentes fornecedores. O 99Mo (t1/2 = 66 h), por ser um produto de fissão do 235U, pode conter impurezas radionuclídicas prejudiciais à saúde humana. Dessa forma, para que o gerador seja utilizado de forma segura, é necessário que o 99Mo seja avaliado por ensaios de controle de qualidade e atenda à alguma especificação descrita em farmacopeia. A Farmacopeia Europeia (FE) apresenta monografia, com parâmetros (identificação, pureza radioquímica e pureza radionuclídica), métodos de análise, e limites, para avaliação da qualidade da solução de [99Mo] na forma de molibdato de sódio, que é utilizada como matéria-prima no preparo dos geradores de 99Mo/99mTc. No entanto, observa-se uma dificuldade na implementação e execução dos métodos por parte dos produtores de geradores, com pouca literatura sobre o assunto, provavelmente devido à falta de praticidade dos métodos propostos e à extensa lista de reagentes utilizados. Nesse trabalho foram avaliados vários parâmetros de qualidade do 99Mo descritos na monografia da FE. Foram estudados métodos de separação do 99Mo de suas impurezas radionuclídicas por extração em fase sólida (SPE) e por TLC. Após separação por SPE, foi proposta a quantificação de metais por ICP-OES para avaliar a porcentagem de retenção de Mo e a porcentagem de recuperação de Ru e Te e Sr em diversos tipos de cartuchos, em substituição ao uso de radiotraçadores. Observou-se que a marca de cartucho de SPE para separação do 99Mo recomendada pela FE apresentou baixa recuperação para Ru, quando comparado aos outros cartuchos de troca aniônica disponíveis no mercado. Amostras de 99Mo de diferentes fornecedores mundiais foram analisadas. Observou-se que é possível realizar a quantificação de 103Ru em amostras de 99Mo mesmo com tempos de decaimento acima de 4 semanas. Um método alternativo de separação do 99Mo do 131I por TLC apresentou resultados promissores. Não foi feita a quantificação das impurezas radionuclídicas emissoras beta e alfa. Todas as amostras analisadas apresentaram resultados dentro das especificações da FE para pureza radioquímica (>95%) e pureza radionuclídica. / 99mTc is the most used radionuclide in nuclear medicine. In Brazil, the 99Mo/99mTc generators are exclusively produced by Radiopharmacy Center at IPENCNEN/ SP, by importing 99Mo from different suppliers. 99Mo (t1/2 = 66 h) is a fission product of 235U and it can have radionuclidic impurities that are prejudicial for human health. For safe use of generators, it is necessary to perform the evaluation of 99Mo by quality control tests in order to assess if 99Mo complies with the specifications. The European Pharmacopoeia (EP) presents a monograph for evaluation of the quality of the [99Mo] solution as sodium molybdate,that is used as raw material for 99Mo/99mTc generators production, including specification parameters (identification, radiochemical purity and radionuclidic purity), analysis methods and limits. However, it has been observed difficulties on the execution and implementation of these methods by the generators producers, with a few literature about this subject, probably due to complexity of the proposed methods. In this work, many quality control parameters of 99Mo described in the EP monograph were evaluated. Separation methods for 99Mo from its radionuclidic impurities by solid phase extraction (SPE) and TLC were studied. After SPE separation, the quantification of metals by ICP-OES to evaluate the percentage of retention of Mo and the percentage of recovery of Ru, Te and Sr using different types of cartridges were proposed, replacing radiotracers use. It was observed that the specific type of SPE cartridge recommended by the EP for separation of 99Mo presented low recoveries for Ru, compared to other available anion exchange SPE cartridges. 99Mo samples from different worldwide suppliers were analyzed. It was observed that quantification of 103Ru in 99Mo samples with decay time higher than 4 weeks is possible. An alternative method for separation of 131I from 99Mo showed promising results by TLC. The quantification of beta and alpha emitters radionuclidic impurities was not performed. All analysed samples presented results that comply with EP specifications for radiochemical purity (>95%) and for radionuclidic purity.

Nenhuma / A espectrometria gama é uma técnica que proporciona informações diversas em uma única análise, além de ser rápida e não destrutiva. Por meio de um detector de radiação acoplado a um sistema eletrônico de aquisição de dados, a técnica identifica os radionuclídeos emissores gama em uma amostra com radioatividade natural ou induzida, bem como fornece informações para calcular as suas atividades, a partir do registro e análise do espectro gama. A eficiência é um dos principais parâmetros a ser considerado quando se trabalha com detectores de radiação gama. Seu conhecimento possibilita uma melhor exatidão na quantidade de quantuns de radiação que o detector pode registrar dentre o total que emerge da fonte ou da amostra em estudo. A eficiência pode ser determinada experimentalmente, por métodos teóricos e semiempíricos. Usualmente, a determinação por método experimental é a mais exata, porém exige a aquisição de mais dados, o que torna o procedimento mais trabalhoso. Por sua vez, os métodos teóricos e os semiempíricos são muito menos laboriosos, apesar dos riscos de apresentarem maiores incertezas. Neste trabalho, foi realizado um estudo comparativo para verificar se as equações de eficiência determinadas por métodos semiempíricos e experimental teriam desempenhos similares na determinação das concentrações elementares da amostra de referência IAEA/Soil7, em geometria puntual e não puntual, irradiadas no reator de pesquisa TRIGA MARK I IPR-R1. Por métodos semiempíricos, foram aplicados os programas KayZero for Windows, V. 2.42 específico para cálculo de concentração elementar no método k0 de Ativação Neutrônica e o ANGLE V3.0 desenvolvido para cálculo de eficiência de detectores semicondutores para diversas geometrias. Os resultados indicaram, por meio de avaliação estatística, que as eficiências determinadas experimentalmente e por métodos semiempíricos são similares e igualmente eficazes tanto para a amostra puntual quanto para a não puntual. As diferenças observadas nos resultados das concentrações elementares foram relacionadas às correções aplicadas pelo programa e não consideradas quando se usa a planilha eletrônica e não devido às eficiências determinadas. Este estudo mostrou também que o programa KayZero for Windows analisa e considera como puntual amostras com massa cinco vezes maior que a massa das amostras usualmente analisadas, o que expande o campo de aplicação do programa. / Gamma spectrometry is a technique that provides a piece of information on a sample in one measurement, in a fast and non destructive assay. Such technique identifies gamma emitter radionuclides in natural and induced radioactivity, using a radiation detector linked to an electronic system in order to acquire the data and gamma spectra. To determine the full energy peak efficiency of High-Purity Germanium detector is important for gamma-ray spectrometry experiments. The efficiency of a detector is proportionality constant, which relates the activity of the source being counted and the number of counts observed. This efficiency can be determined applying experimental methods, using theoretical and semi empirical methods. Usually, the determination via an experimental procedure is more accurate, however, it is necessary more data acquisition that makes the procedure more tiring. On the other hand, the theoretical and semi empirical methods are less laborious procedures, despite the risks of higher uncertainties. This comparative study was carried out in order to verify whether the full energy peak efficiency curves determined by experimental and semi empirical methods, would present a similar performance on elemental concentration of reference material IAEA/Soil7, prepared in punctual and non-punctual geometries, and irradiated in the TRIGA MARK I IPR-R1 research reactor. It was applied were applied the KayZero for Windows, V. 2.42 a specific software for elemental concentration determination in the k0-stardadization neutron activation analysis - and ANGLE V3.0 specific method to determine semi conductor detectors gamma efficiencies for several sample geometries. Based on statistical tests u-score and Relative Tendency - the results pointed out for two types of sample geometries, the efficiencies determined experimentally and by semi empirical methods are similar, which were fitted well and worked properly. The deviations observed in the results were related to corrections made by the KayZero for Windows software and didnt apply when the values were calculated using the spread sheet and not related to the efficiency curves themselves. Additionally, it was evidenced that KayZero for Windows software is able to analyze a non-punctual sample, with mass 5 times higher that the usual size, as it were punctual. It points out the versatility of the software and expands the application field.

Os experimentos realizados e apresentados nesta dissertação resultaram na caracterização neutrônica de núcleos na configuração cilíndrica com 30 varetas combustíveis de diâmetro com um espaço, criado pela retirada de 16 varetas centrais, preenchido com água leve (H2O) ou água pesada (D2O) no reator nuclear de pesquisa IPEN/MB-01. Nestes núcleos, efetuou-se experimentos de correlação de canais nucleares, calibração de barras de controle e irradiação de detectores de ativação de diversos materiais em forma de folhas, cujas faixas energéticas de atuação abrangem grande parte do espectro de nêutrons do núcleo do reator, para a obtenção de parâmetros nucleares, como excessos de reatividade, reatividades totais, atividades saturadas por núcleo alvo, razões espectrais, razões de cádmio e fluxo de nêutrons multigrupo. Com a irradiação de fios de ativação de ouro na parte radial foram obtidas as formas espaciais dos fluxos de nêutrons térmicos e epitérmicos. Os resultados mostraram as características espectrais dessa nova configuração com o espaço das 16 varetas combustíveis preenchido com os dois materiais moderadores. No espaço com a água leve houve um aumento significativo de 294% do fluxo de nêutrons térmicos em comparação com a configuração padrão retangular de 28×26 varetas combustíveis. Com a água pesada aumentou-se a reatividade do sistema com ρ = (783 ± 54) pcm a mais de excesso de reatividade que na configuração com água leve. Os resultados calculados foram simulados nos códigos computacionais MCNP5, SANDBP e CITATION, onde se obtiveram resultados acurados e precisos para as atividades saturadas por núcleo alvo, as distribuições energéticas e espaciais dos fluxos de nêutrons da parte ativa e de parte do refletor e as comparações diretas das seções de choque entre as razões espectrais experimentais e calculadas. / The experiments performed and presented in this thesis results in the neutronic characterization of the core with cylindrical configuration with 30 fuel rods diameter and a space, created by the removal of 16 central rods, filled with light water (H2O) or heavy water (D2O) in the IPEN/MB-01 nuclear research reactor. In these cores were performed experiments of nuclear channels correlation, control rod worth and irradiation of activation detectors of various materials in foils shapes, whose energy performances cover much of the reactor core neutron spectrum, to obtain nuclear parameters, such as, reactivity excesses, total reactivities, saturated activities per target nucleus, spectral ratios, cadmium ratios and multigroup neutron flux. Activation gold wires detectors were irradiated in radial part to obtain the spatial forms of thermal and epithermal neutron fluxes. The results show the spectral characteristics of this new configuration with the space of 16 fuel rods filled with the two moderator materials. In the space with light water there was a significant increase of 294% of the thermal neutron flux compared to standard rectangular configuration of 28×26 fuel rods. With heavy water the system reactivity was increased, more ρ = (783 ± 54) pcm in excess reactivity than in the light water configuration. The calculated results were simulated in computational codes MCNP5, SANDBP and CITATION, where accurate and precise results were obtained for saturated activities per target nucleus, the energy and spatial distributions of the neutron fluxes for the active part and part of the reflector and the direct comparisons of cross sections between the experimental and calculated spectral ratios.

O 99mTc é o radionuclídeo mais utilizado em medicina nuclear. No Brasil os geradores de 99Mo/99mTc são produzidos exclusivamente pelo Centro de Radiofarmácia do IPEN-CNEN/SP, com 99Mo importado de diferentes fornecedores. O 99Mo (t1/2 = 66 h), por ser um produto de fissão do 235U, pode conter impurezas radionuclídicas prejudiciais à saúde humana. Dessa forma, para que o gerador seja utilizado de forma segura, é necessário que o 99Mo seja avaliado por ensaios de controle de qualidade e atenda à alguma especificação descrita em farmacopeia. A Farmacopeia Europeia (FE) apresenta monografia, com parâmetros (identificação, pureza radioquímica e pureza radionuclídica), métodos de análise, e limites, para avaliação da qualidade da solução de [99Mo] na forma de molibdato de sódio, que é utilizada como matéria-prima no preparo dos geradores de 99Mo/99mTc. No entanto, observa-se uma dificuldade na implementação e execução dos métodos por parte dos produtores de geradores, com pouca literatura sobre o assunto, provavelmente devido à falta de praticidade dos métodos propostos e à extensa lista de reagentes utilizados. Nesse trabalho foram avaliados vários parâmetros de qualidade do 99Mo descritos na monografia da FE. Foram estudados métodos de separação do 99Mo de suas impurezas radionuclídicas por extração em fase sólida (SPE) e por TLC. Após separação por SPE, foi proposta a quantificação de metais por ICP-OES para avaliar a porcentagem de retenção de Mo e a porcentagem de recuperação de Ru e Te e Sr em diversos tipos de cartuchos, em substituição ao uso de radiotraçadores. Observou-se que a marca de cartucho de SPE para separação do 99Mo recomendada pela FE apresentou baixa recuperação para Ru, quando comparado aos outros cartuchos de troca aniônica disponíveis no mercado. Amostras de 99Mo de diferentes fornecedores mundiais foram analisadas. Observou-se que é possível realizar a quantificação de 103Ru em amostras de 99Mo mesmo com tempos de decaimento acima de 4 semanas. Um método alternativo de separação do 99Mo do 131I por TLC apresentou resultados promissores. Não foi feita a quantificação das impurezas radionuclídicas emissoras beta e alfa. Todas as amostras analisadas apresentaram resultados dentro das especificações da FE para pureza radioquímica (>95%) e pureza radionuclídica. / 99mTc is the most used radionuclide in nuclear medicine. In Brazil, the 99Mo/99mTc generators are exclusively produced by Radiopharmacy Center at IPENCNEN/ SP, by importing 99Mo from different suppliers. 99Mo (t1/2 = 66 h) is a fission product of 235U and it can have radionuclidic impurities that are prejudicial for human health. For safe use of generators, it is necessary to perform the evaluation of 99Mo by quality control tests in order to assess if 99Mo complies with the specifications. The European Pharmacopoeia (EP) presents a monograph for evaluation of the quality of the [99Mo] solution as sodium molybdate,that is used as raw material for 99Mo/99mTc generators production, including specification parameters (identification, radiochemical purity and radionuclidic purity), analysis methods and limits. However, it has been observed difficulties on the execution and implementation of these methods by the generators producers, with a few literature about this subject, probably due to complexity of the proposed methods. In this work, many quality control parameters of 99Mo described in the EP monograph were evaluated. Separation methods for 99Mo from its radionuclidic impurities by solid phase extraction (SPE) and TLC were studied. After SPE separation, the quantification of metals by ICP-OES to evaluate the percentage of retention of Mo and the percentage of recovery of Ru, Te and Sr using different types of cartridges were proposed, replacing radiotracers use. It was observed that the specific type of SPE cartridge recommended by the EP for separation of 99Mo presented low recoveries for Ru, compared to other available anion exchange SPE cartridges. 99Mo samples from different worldwide suppliers were analyzed. It was observed that quantification of 103Ru in 99Mo samples with decay time higher than 4 weeks is possible. An alternative method for separation of 131I from 99Mo showed promising results by TLC. The quantification of beta and alpha emitters radionuclidic impurities was not performed. All analysed samples presented results that comply with EP specifications for radiochemical purity (>95%) and for radionuclidic purity.

Submitted by Marcele Costal de Castro (costalcastro@gmail.com) on 2017-09-27T15:49:43Z No. of bitstreams: 1 CESAR MARQUES SALGADO D.PDF: 3287236 bytes, checksum: e8cb423520d25b201049a40e5dc0babf (MD5) / Made available in DSpace on 2017-09-27T15:49:43Z (GMT). No. of bitstreams: 1 CESAR MARQUES SALGADO D.PDF: 3287236 bytes, checksum: e8cb423520d25b201049a40e5dc0babf (MD5) Previous issue date: 2010-02 / Este trabalho apresenta uma nova metodologia baseada nos princípios de atenuação de raios gama, por meio de simulações de Monte Carlo (MC), e redes neurais artificiais (RNAs) supervisionadas para predições de frações de volume e identificação de regimes de fluxo em sistemas multifásicos tipo, gás, água e óleo encontrados na indústria petrolífera off-shore. O princípio baseia-se no reconhecimento das distribuições de altura de pulsos obtidas por detectores cintiladores que são utilizadas inteiramente para alimentar de forma simultânea as RNAs. As curvas-resposta (resolução energética e eficiência) de um detector real são consideradas. O sistema de detecção simulado utiliza dois detectores NaI(Tl) e duas energias de raios gama com feixe largo. A geometria proposta considera os feixes transmitido e espalhado tornando o sistema menos dependente do regime de fluxo. O conjunto de padrões necessário para treinamento e avaliação das RNAs foi gerado por meio do código computacional MCNP-X baseado no método de MC a partir de modelos teóricos ideais e estáticos de regimes multifásicos - anular, estratificado e homogêneo. As RNAs mapearam adequadamente os dados simulados com as frações de volume sem a necessidade do conhecimento, a priori, do regime de fluxo. As RNAs identificaram corretamente todos os regimes com predição satisfatória das frações de volume em sistemas multifásicos indicando a possibilidade de aplicação desta metodologia para tal propósito. / This work presents a new methodology for flow regimes identification and volume fractions prediction in gas-water-oil multiphase systems found in off-shore petroleum industry. The approach is based on gamma-ray pulse height distributions (PHDs) pattern recognition by means the artificial neural networks (ANNs). The detection system uses appropriate fan beam geometry, comprised of a dual-energy gamma-ray source and two NaI(Tl) detectors adequately positioned in order calculate transmitted and scattered beams, which makes it less dependent on the flow regime. The system comprises four ANNs, the first identifies the flow regime and the other three ANNs are specialized in volume fraction prediction for each specific regime. The PHDs are directly used by the ANNs without any parameterization of the measured signal. The energy resolution and efficiency of NaI(Tl) detectors are also considered on the mathematical model. The ideal and static theoretical models for annular, stratified and homogenous flow regimes have been developed using MCNP-X mathematical code (simulations by means of Monte Carlo method), which was used to provide training, test and validation data for the ANNs. The proposed ANNs could correctly identified all three different regimes with satisfactory prediction of volume fraction in gas-water-oil multiphase system demonstrating to be a promising approach for this purpose.

Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico / Measurements of radioactivity in the environment are of great importance in monitoring and control of radiation levels to which humans are exposed directly or indirectly. Two nuclear power plants are planned in the northeast Brazilian region by the Ministry of Mines and Energy under the National Energy Plan 2030. Even without defining the exact location were these new plants would be built; there is great speculation that new units will soon be built along the banks of the San Francisco River. This region is extremely poor in studies from the standpoint of determining the type of radionuclide and radioactivity in the environment, being practically non-existent in the literature data on the state of Sergipe. This study aimed to contribute to analysis of the occurrence of natural and artificial radioactive material in soil, water and food products of the State of Sergipe, focusing primarily on Neópolis Plateau region, which is located the banks of the Rio San Francisco. For this purpose, radionuclides found in all samples collected from soil and cement, fertilizer and food chain products were analyzed by gamma spectrometry, whose activity was measured employing a HPGe detector. The highest activity was determined due to K-40 (1636 + 35) ´ 10 Bq.kg-1 in KCl fertilizer, and the lowest activity was due to Bi-212 (0.001 + 0.009) Bq.kg-1 in lemon peel. The activities of radionuclides measured in all samples are below the Brazilian criteria for exclusion, exemption and waiver required for protection against radiation. Be-7 was detected in organic fertilizers and lemon peel and Th-232 found in samples of soil and cement in the state of Sergipe, both unprecedented results in the literature. It was also detected Cs-137 in some samples, probably from fertilizers and food additives imported from northern countries, yet their activities do not pose a risk to the population. / Medições de radioatividade no ambiente têm grande importância na monitoração e controle de níveis de radiação a que o homem está exposto, direta ou indiretamente. Duas centrais nucleares são previstas no nordeste pelo Ministério de Minas e Energia segundo o Plano Nacional de Energia 2030. Mesmo sem a definição do local exato onde serão construídas essas novas centrais, há grande especulação que novas unidades serão em breve construídas ao longo das margens do rio São Francisco. Esta região é extremamente pobre em estudos do ponto de vista da determinação do tipo de radionuclídeos e da radioatividade presentes no meio ambiente, sendo praticamente inexistente na literatura dados sobre o Estado de Sergipe. Este trabalho teve por objetivo contribuir com análises da ocorrência de material radioativo natural e artificial no solo, água e produtos alimentícios do Estado de Sergipe, focando a região do Platô de Neópolis, grande produtora de alimentos nesse Estado, e que se localiza as margens do Rio São Francisco. Para este fim, todos os radionuclídeos encontrados nas amostras coletadas de solo e cimento, fertilizantes e produtos da cadeia alimentar foram analisados por espectrometria gama, cuja atividade de foi medida empregando-se um detector HPGe. A maior atividade determinada foi devido ao K-40 (1636 + 35) ´ 10 Bq.kg-1 no fertilizante KCl; e a menor atividade foi devido ao Bi-212 (0,001 + 0,009) Bq.kg-1 na casca de limão. As atividades de radionuclídeos medidos em todas as amostras estão abaixo do limite de brasileiros dos critérios de exclusão, isenção e dispensa exigidos para proteção contra as radiações. Foi detectado Be-7 em adubos orgânicos e casca de limão e Th-232 encontrado em amostras de solo e cimento no estado de Sergipe, ambos os resultados sem precedentes na literatura. Foi também detectado Cs-137 em algumas amostras, provavelmente proveniente de fertilizantes e complementos alimentares importados de países do hemisfério norte; no entanto suas atividades não representam risco para a população.