Made available in DSpace on 2014-10-09T12:52:19Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:00:31Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Os pára-raios radioativos foram fabricados no Brasil até 1989, quando a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) suspendeu a concessão de uso de material radioativo nesses artefatos. Desde então, o pára-raios radioativo tem sido substituído por outro, do tipo Franklin, e recolhido como rejeito radioativo. Entretanto, apenas 23 % do total fabricado no país foram entregues à CNEN. Esta situação é preocupante, pois a chance, desses artefatos serem descartados como resíduo comum e chegarem a lixões, é grande, uma vez que, segundo dados do Instituto Brasileiro de Geografia e Estatística (IBGE), em 2000, 63,6 % dos municípios brasileiros dispunham o resíduo nesses locais. Além disso, o amerício, o radionuclídeo mais empregado, é classificado como sendo um elemento de alta toxicidade, quando ingerido ou inalado. No presente trabalho, foram realizados experimentos de migração de Am-241 em lisímetros, com o objetivo de se avaliar o risco de contaminação provocada por pára-raios radioativos descartados como resíduo comum. Fontes radioativas removidas de pára-raios foram inseridas em lisímetros preenchidos com resíduo orgânico, coletado no restaurante do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN-CNEN/SP, e chorume gerado foi periodicamente analisado para determinar suas características como pH, potencial redox, teor de sólidos e a concentração do material radioativo. O crescimento microbiano também foi avaliado, pelo método de contagem direta do número de unidades formadoras de colônia. A estimativa de risco foi baseada no cálculo de dose para membros do público, sendo a ingestão de água a via mais provável de exposição. O valor obtido foi cerca de 1000 vezes inferior ao limite de dose anual estabelecido, pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP), demonstrando que o risco de contaminação provocado pelo descarte de pára-raios em lixões é baixo. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:35:06Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:00:42Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Neste trabalho foi desenvolvido o método de padronização do 123I em sistema de coincidências 4π(X,A)-γ. O 123I foi produzido no cíclotron Cyclone-30 do IPEN CNEN/SP, por meio da irradiação do 124Xe. O 123I decai com uma meia vida de 13,22 horas pelo processo de captura eletrônica seguido da emissão de radiação gama. Foi aplicada a técnica de extrapolação linear da eficiência para determinação da atividade e para determinação do coeficiente de conversão interna total do nível de 159 keV, obtido a partir da inclinação da curva de extrapolação. A curva de extrapolação experimental foi comparada com a simulação de Monte Carlo, executada pelo código ESQUEMA. As fontes radioativas foram também medidas em um sistema de espectrometria de HPGe, a fim de determinar a probabilidade de emissão gama por decaimento para várias transições gama. Todas as incertezas envolvidas e suas correlações foram analisadas aplicando a metodologia de matriz de covariância e os parâmetros medidos foram comparados com os da literatura. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:35:48Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:03:49Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O objetivo primordial em radiologia veterinária é a produção de radiografias com qualidade diagnóstica, em uma primeira tentativa. Esse objetivo deve atender a três propósitos: (1) diminuir a exposição à radiação do paciente e trabalhadores; (2) diminuir o custo do estudo para o cliente e (3) produzir dados diagnósticos para rápida interpretação e tratamento do paciente. Esse trabalho teve por objetivo a determinação das doses em cães submetidos a radiografias de tórax e abdômen utilizando a técnica da dosimetria termoluminescente (TL). As doses de radiação foram avaliadas com a utilização de dosímetros termoluminescentes de sulfato de cálcio dopado com disprósio (CaSO4:Dy) e fluoreto de lítio dopado com magnésio e titânio (LiF:Mg,Ti). Os resultados obtidos indicam que é extremamente importante a avaliação das doses de radiação envolvidas em procedimentos diagnósticos de radiologia veterinária, para a avaliação das doses nos animais e para ser usado como um parâmetro para a monitoração individual dos proprietários de animais, que auxiliam no posicionamento, e para a proteção dos trabalhadores ocupacionalmente expostos nas Clínicas de Radiologia Veterinária. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:55:26Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:56Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Neste trabalho foi estudada a viabilidade do uso de placas pré-fabricadas de fosfogesso na construção de residências. Para tanto, foi avaliada a dose efetiva por exposição externa à radiação gama em uma residência modelo construída com estas placas, a partir da determinação, por espectrometria gama, da concentração dos radionuclídeos 226Ra, 232Th, 210Pb e 40K nas mesmas. A atividade equivalente de rádio e os índices de risco interno e externo devido aos radionuclídeos presentes no material também foram avaliados. As placas foram fabricadas com fosfogesso proveniente de indústrias de fertilizantes localizadas em Cajati, Cubatão e Uberaba. As amostras foram identificadas de acordo com a procedência do fosfogesso, Cajati (CA), Cubatão (CT) e Uberaba (UB). Os resultados da concentração dos radionuclídeos naturais variaram de 15,9 Bq kg-1 a 392 Bq kg-1 para o 226Ra, de 26,1 Bq kg-1 a 253 Bq kg-1 para o 232Th, de 26,4 Bq kg-1 a 852 Bq kg-1 para o 210Pb e foi menor que 81 Bq kg-1 para o 40K. A dose efetiva anual foi obtida utilizando-se um modelo dosimétrico disponível na literatura a partir do conceito de quarto padrão, os resultados foram de 0,02 mSv a-1 para a residência construída com fosfogesso da procedência CA, 0,20 mSv a-1 para a CT e 0,14 mSv a-1 para UB, todas as doses foram inferiores ao limite de dose efetiva para indivíduos do público de 1mSv·a-1 estabelecido pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:51:17Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:52Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Um sistema de referência para determinação do equivalente de dose pessoal, HP (10), e um programa de controle da qualidade de sistemas geradores de raios X utilizados em radioproteção inclui a verificação periódica da constância dos feixes de raios X empregados na calibração de instrumentos medidores de radiação em laboratórios de calibração de instrumentos. Neste trabalho foram desenvolvidas duas câmaras de ionização de placas paralelas inseridas em objetos simuladores de tronco humano. Uma das câmaras de ionização possui eletrodo coletor de grafite, para a medida do equivalente de dose pessoal; a segunda câmara de ionização foi confeccionada com eletrodo coletor de alumínio para, juntamente com a primeira câmara de ionização, formarem um sistema Tandem. A dependência energética diferente da resposta das duas câmaras de ionização é que permite a formação do sistema Tandem, que apresenta grande utilidade na verificação da constância de feixes de radiação X. Foram ainda implantados feixes padronizados de radiação X de energias médias (48 keV a 118 keV), nível radioproteção, por meio do desenvolvimento de uma metodologia dosimétrica e da análise dos parâmetros físicos destes feixes. As câmaras desenvolvidas foram testadas em relação às suas características operacionais e foram calibradas em feixes de radiação X, níveis radioproteção, radiodiagnóstico, mamografia e radioterapia, e ainda em campos de radiação gama, seguindo as recomendações internacionais. Apresentaram bom desempenho. Foi estabelecido o procedimento da determinação do equivalente de dose pessoal, Hp (10). / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:47:22Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:35Z (GMT). No. of bitstreams: 1 08987.pdf: 12180011 bytes, checksum: 91e5a5fc739797e94e5d3cb3f305612c (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:51:02Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:20Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Estudos de coeficiente de partição mostram que o valor de Kp do metal pode variar ordens de grandeza conforme as características físico-químicas do solo. Portanto, o Kp é um parâmetro sensível no modelo de avaliação de risco à saúde humana, e normalmente é um valor nominal adotado por agências ambientais que pode não representar adequadamente o solo em estudo e implicar erros no cálculo do risco. Este trabalho tem como objetivos: avaliar a contaminação do solo adjacente à usina termoelétrica de Figueira por metais tóxicos; determinar o Kp dos metais As, Cd, Co, Cr, Cu, Mo, Ni, Pb e Zn no solo pela razão entre a concentração do metal obtida por digestão com HNO3 concentrado e a concentração do metal obtida por extração com EDTA 0,05 mol L-1 (KpEDTA) ou Ca(NO3)2 0,1 mol L-1 (KpCa(NO3)2); e avaliar a influência do uso dos diferentes valores de Kp no modelo de avaliação de risco à saúde humana C-Soil no cálculo do risco. As principais conclusões foram: os metais contaminantes do solo de Figueira foram As, Cd, Mo, Pb e Zn, e o As foi o elemento mais crítico; tanto o valor de KpCa(NO3)2 quanto o de KpEDTA poderiam ser utilizados no cálculo do risco à saúde humana, no caso de Figueira, exceto para o Pb, mas o KpEDTA seria mais recomendado, por apresentar valores com menor dispersão; os valores nominais de KpCSoil dos metais poderiam ser utilizados para o cálculo de risco à saúde humana no caso de Figueira, ou seja, não teria necessidade de se determinar valores de Kp locais (KpEDTA e KpCa(NO3)2), exceto para o Pb. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:51:38Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:36Z (GMT). No. of bitstreams: 1 11345.PDF: 3947420 bytes, checksum: a67742a2939ab92c6ea3c83950452caf (MD5) / Este estudo tem por objetivo formular um composto cerâmico para revestimento de paredes visando contribuir para a otimização da blindagem de salas de diagnóstico. O trabalho foi baseado em medidas experimentais de atenuação da radiação X (80 e 100 kV) empregando materiais cerâmicos de revestimento contendo diferentes suportes cerâmicos (vermelho, branco, grês, porcelanatos, etc). Dentre os suportes cerâmicos avaliados, o grês branco apresentou melhores propriedades atenuadoras, e foi considerado o mais adequado para a proposta deste trabalho. Diferentes formulações de grês branco foram estudadas e alteradas a fim de obter melhores propriedades atenuadoras. Foram efetuadas simulações de composições cerâmicas de revestimento grês dentro das porcentagens de matérias-primas necessárias na composição que são 12-20% argila; 6-18% caulim; 12-25% filito; 8-14% quartzo; 10-18% feldspato; 32- 40% pegmatito; 6-8% talco. As composições químicas quantitativas e qualitativas destes materiais foram também avaliadas, e os elementos constituintes mais comuns são SiO2, Fe2O3, Al2O3, CaO e Ti2O3. Considerando que o CaO pode ser substituído pelo PbO ou BaO, foram estudadas formulações com maiores teores de óxidos de Pb e Ba. O comportamento destes materiais como atenuadores para a radiação X foi investigado por meio de simulações computacionais que levaram em consideração os espectros de raios X incidentes e transmitidos através das diferentes composições estudadas e comparado com os materiais de referência Pb, Ba e BaSO4 (barita). Os resultados obtidos nas simulações indicaram as formulações do composto de suporte cerâmico grês que demonstram melhores propriedades de atenuação levando-se em conta as energias usadas em raios X diagnóstico (80, 100 e 150 kV). Placas cerâmicas baseadas na composição formulada que apresentou menor diferença percentual em relação ao Pb foram produzidas em laboratório e testadas fisicamente como revestimento de parede e barreira protetora. Propriedades como módulo de resistência à flexão, densidade, carga de ruptura, absorção de água e atenuação da radiação X foram avaliadas para todas as placas produzidas. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:41:04Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:03Z (GMT). No. of bitstreams: 1 04674.pdf: 2960498 bytes, checksum: 31da12ce5904c3db2729e9982663d7fe (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-01-19T10:17:33Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-01-19T10:17:33Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Neste trabalho foi avaliada a dose efetiva recebida pelos trabalhadores da Gerência de Rejeitos Radioativos do IPEN devido à inalação de 222Rn nos galpões de armazenamento de rejeitos radioativos tratados e não tratados. As concentrações de 222Rn no interior dos galpões foram determinadas por meio da técnica de detecção passiva com detectores de traços nucleares do estado sólido (SSNTD). O detector utilizado foi o CR-39 inserido em uma câmara de difusão do tipo NRPB. Foram monitorados um total de 12 pontos internos e 1 ponto externo no galpão de rejeitos radioativos tratados G4 e 13 pontos no galpão de rejeitos radioativos não tratados G3, durante um período de 11 meses, entre junho de 2012 e maio de 2013. As concentrações variaram de 0,73 ± 0,08 e 4,55 ± 0,16 kBqm-3 entre os períodos de monitoramento no galpão G4 e entre 0,61 ± 0,07 e 2,94 ± 0,12 kBqm-3 no galpão G3. A dose efetiva devido à inalação de 222Rn no interior dos galpões de rejeitos radioativos foi calculada de acordo com os procedimentos da Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) a partir de um fator de conversão de dose, da concentração média do 222Rn no ar e do tempo de exposição dos indivíduos. Os valores de doses apresentados são uma média das concentrações entre os períodos de monitoramento que variam 15,70 mSva-1 no G4 e de 9,27 mSva-1 no G3, sendo que em um dos períodos obteve-se valores superiores ao estabelecidos pelo órgão regulador (CNEN) e recomendados pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) de 20 mSva-1 para indivíduos ocupacionalmente expostos, indicando a necessidade de medidas mitigadoras. Cabe, contudo, informar que foi considerada uma hipótese bastante conservativa de 2000 horas de trabalho no local. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP