Atualmente, a caracterização dos resíduos radioativos gerados na operação do reator nuclear de pesquisas IEA-R1 está em curso. O reator IEA-R1 é um reator do tipo piscina aberta, moderado e refrigerado por água leve, utilizando dois leitos de resinas de troca iônica e de carvão ativado para purificação de água de refrigeração. Estes meios filtrantes são substituídos quando já não são capazes de manter a qualidade da água dentro dos limites exigidos e são tratados como rejeitos radioativos. Contendo produtos de fissão, ativação e actinídeos que escapam do núcleo do reator para a água da piscina, apresentam altas taxas de dose devido à quantidade de emissores gama de meias-vidas curtas e intermediárias, emissores alfa, elementos transurânicos de meia-vida longa bem como emissores beta puros. A caracterização destes rejeitos, consequentemente, requer métodos de análise radioquímica que incluem a amostragem e o processamento das amostras, resultando em doses elevadas para os trabalhadores. Nesse contexto, o objetivo deste trabalho consistiu em correlacionar os resultados das análises radioquímicas de amostras de rejeitos, com os resultados das medições radiométricas, utilizando a modelagem das taxas de dose em diferentes distâncias da superfície dos embalados. As taxas de dose medidas foram comparadas com os resultados de cálculos . Massa, volume e geometria das fases sólidas e líquidas de cada um dos tambores também foram determinadas, uma vez que o teor de água varia amplamente entre diferentes tambores, e são essenciais para estimar as atividades totais em cada tambor. / The characterization of the radioactive wastes generated in the operation of the nuclear research reactor IEA-R1 is currently ongoing. The IEA-R1 is an open pool type reactor, moderated and cooled by light water that uses two beds of ion-exchange resins and activated charcoal to remove impurities from the cooling water. These filter media are replaced when they are no longer able to maintain water quality within the required limits and are treated as radioactive waste. They contain the actinides and the fission and activation products that leaked into the reactor pool water. They give off high dose rates due to the amount of gamma-emitters present and are a long-term radiation safety concern because of their content of long-lived alpha- and beta-emitters. The characterization of these wastes requires radiochemical analysis methods, which include the sampling and processing of samples, resulting in high exposure to the workers. The objective of this study was to correlate the results of activity concentrations obtained in previous radiochemical analyses with the results of measurements of dose rates at various distances from the package surfaces, aiming at reducing the exposure of personnel by avoiding more sampling and sample analysis operations. Mass, volume and geometry of solid and liquid phases of each drum, which vary widely among different drums, were also estimated and use to determine total activity. The measured and calculated dose rates were compared to confirm the activity estimates.

Atualmente, a caracterização dos resíduos radioativos gerados na operação do reator nuclear de pesquisas IEA-R1 está em curso. O reator IEA-R1 é um reator do tipo piscina aberta, moderado e refrigerado por água leve, utilizando dois leitos de resinas de troca iônica e de carvão ativado para purificação de água de refrigeração. Estes meios filtrantes são substituídos quando já não são capazes de manter a qualidade da água dentro dos limites exigidos e são tratados como rejeitos radioativos. Contendo produtos de fissão, ativação e actinídeos que escapam do núcleo do reator para a água da piscina, apresentam altas taxas de dose devido à quantidade de emissores gama de meias-vidas curtas e intermediárias, emissores alfa, elementos transurânicos de meia-vida longa bem como emissores beta puros. A caracterização destes rejeitos, consequentemente, requer métodos de análise radioquímica que incluem a amostragem e o processamento das amostras, resultando em doses elevadas para os trabalhadores. Nesse contexto, o objetivo deste trabalho consistiu em correlacionar os resultados das análises radioquímicas de amostras de rejeitos, com os resultados das medições radiométricas, utilizando a modelagem das taxas de dose em diferentes distâncias da superfície dos embalados. As taxas de dose medidas foram comparadas com os resultados de cálculos . Massa, volume e geometria das fases sólidas e líquidas de cada um dos tambores também foram determinadas, uma vez que o teor de água varia amplamente entre diferentes tambores, e são essenciais para estimar as atividades totais em cada tambor. / The characterization of the radioactive wastes generated in the operation of the nuclear research reactor IEA-R1 is currently ongoing. The IEA-R1 is an open pool type reactor, moderated and cooled by light water that uses two beds of ion-exchange resins and activated charcoal to remove impurities from the cooling water. These filter media are replaced when they are no longer able to maintain water quality within the required limits and are treated as radioactive waste. They contain the actinides and the fission and activation products that leaked into the reactor pool water. They give off high dose rates due to the amount of gamma-emitters present and are a long-term radiation safety concern because of their content of long-lived alpha- and beta-emitters. The characterization of these wastes requires radiochemical analysis methods, which include the sampling and processing of samples, resulting in high exposure to the workers. The objective of this study was to correlate the results of activity concentrations obtained in previous radiochemical analyses with the results of measurements of dose rates at various distances from the package surfaces, aiming at reducing the exposure of personnel by avoiding more sampling and sample analysis operations. Mass, volume and geometry of solid and liquid phases of each drum, which vary widely among different drums, were also estimated and use to determine total activity. The measured and calculated dose rates were compared to confirm the activity estimates.

[EN] This thesis focuses on the development of a simulator of a gamma radiation portable detector. The aim is to determine the feasibility of such a software tool in a virtual reality (VR) based application, with the purpose of using it in training tasks in the framework of nuclear safeguards and security activities. The work starts with the definition of the series of technical requirements which are necessary to achieve a working prototype of an application of the kind aforementioned. In order to achieve these requirements, a series of incremental prototypes of a VR based simulator are devised, implemented and tested. Each of these prototype versions tries to improve on its predecessor by introducing new concepts aimed at better satisfying the requirements set. The thesis is structured in several main chapters which divide the bulk of the PhD work in independent sections. Therefore, first the problem is introduced and then the current state of the art analysed. Next the first solutions are explained and following these introductory chapters the main contribution of the author is found in the development chapter. This chapter explains the ideas and methods created in a chronological manner, taking the reader through the steps the author took in the same order as he did. Logically, the next chapter deals with the testing of these methods in order to assess their validity and last a conclusion chapter evaluates if the objectives set at the beginning of the thesis have been met according to the results obtained. / [ES] Esta tesis trata el desarrollo de un simulador de un detector portátil de radiación gamma. El objetivo es determinar si una herramienta software basada en técnicas de realidad virtual como esta es factible. Con la intención de utilizarla en tareas de entrenamiento de personal en el sector de la salvaguarda y seguridad nuclear. El trabajo empieza con la definición de la serie de requisitos técnicos que son necesarios para conseguir un prototipo funcional de una aplicación como la anteriormente descrita. Para conseguir cumplir estos requisitos, se han desarrollado, implementado y probado una serie de prototipos incrementales de un simulador basado en realidad virtual. Cada uno de estos prototipos intenta mejorar a su predecesor introduciendo nuevos conceptos con el objetivo de satisfacer mejor los requisitos planteados. La tesis está estructurada en varios capítulos principales que dividen el grueso del trabajo en secciones independientes. Por lo tanto, en primer lugar se introduce el problema y luego se analiza el estado del arte. A continuación se explican las primeras soluciones probadas seguidas del capítulo de desarrollo que contiene la contribución principal del autor. Este capítulo explica las ideas y métodos creado en orden cronológico, llevando al lector por los mismos pasos que el autor dio. De manera lógica, el siguiente capítulo trata con el testeo de estos métodos para evaluar su validez y un último capítulo de conclusión analiza si se cumplieron los objetivos propuesto al inicio de la tesis según los resultados obtenidos. / [CAT] Esta tesi tracta el desenrotllament d'un simulador d'un detector portàtil de radiació gamma. L'objectiu és determinar si una ferramenta software basada en tècniques de realitat virtual com esta és factible, amb la intenció d'utilitzar-la en tasques d'entrenament de personal en el sector de la salvaguarda i seguretat nuclear. El treball comença amb la definició de la sèrie de requisits tècnics que són necessaris per a aconseguir un prototip funcional d'una aplicació com l'anteriorment descrita. Per a aconseguir complir estos requisits, s'han desenrotllat, implementat i provat una sèrie de prototips incrementals d'un simulador basat en realitat virtual. Cada un d'estos prototips intenta millorar el seu predecessor introduint nous conceptes amb l'objectiu de satisfer millor els requisits plantejats. La tesi està estructurada en diversos capítols principals que dividixen el total del treball en seccions independents. Per tant, en primer lloc s'introduïx el problema i després s'analitza l'estat de l'art. A continuació s'expliquen les primeres solucions provades, seguides del capítol de desenrotllament, que conté la contribució principal de l'autor. Este capítol explica les idees i mètodes creats en orde cronològic, portant al lector pels mateixos passos que l'autor va fer. De manera lògica, el següent capítol tracta el testeig d'estos mètodes per a avaluar la seua validesa i un últim capítol de conclusió analitza si es van complir els objectius proposats a l'inici de la tesi segons els resultats obtinguts. / Moltó Caracena, T. (2016). Simulation of Portable Gamma Radiation Detectors for Virtual Reality based Training applications [Tesis doctoral no publicada]. Universitat Politècnica de València. https://doi.org/10.4995/Thesis/10251/61301 / TESIS