Made available in DSpace on 2014-10-09T12:43:26Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:58:17Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06498.pdf: 10769439 bytes, checksum: e1653f842e3f8a16356a7f469da93549 (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

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2016-08-26T13:45:52Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-08-26T13:45:52Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Os nanotubos naturais da paligorsquita, por apresentarem propriedades físicas e químicas específicas, têm potencial uso como nano sorventes e matrizes para imobilização, retenção, e solidificação de radionuclídeos presentes em efluentes nucleares. No processo de desenvolvimento de materiais com propriedades de sorção visando a incorporação e imobilização de radionuclídeos, as etapas mais importantes são a geração de sítios ativos simultaneamente com o aumento da área superficial específica e tratamento térmico adequado para conduzir ao colapso estrutural. Neste estudo foram avaliados parâmetros e condições determinantes no processo de ativação dos nanotubos naturais da paligorsquita visando a sorção de radionuclídeos de interesse na estrutura dos nanotubos e a avaliação posterior dos parâmetros que afeitam ao colapso estrutural por tratamento térmico. Por este estudo constatou-se que a otimização do processo de ativação ácida é fundamental para o aumento da capacidade de sorção de níquel usando estruturas de nanotubos naturais ativados. A condição otimizada de ativação superficial, mantendo a integridade estrutural foi removido cerca de 33,3% dos cátions de magnésio, equivalente a 6,30·10-4 mol·g-1 de magnésio em massa, aumentando a área superficial específica em 42,8%. Este aspecto permitiu a incorporação de mesma concentração molar de níquel presente nos rejeitos radioativos líquidos em um tempo de processo de 80min. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

O Reator Multipropósito Brasileiro (RMB) é um projeto que está sendo desenvolvido pela Diretoria de Pesquisa e Desenvolvimento (DPD), da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), com o objetivo principal de suprir o país com radioisótopos para aplicação médica (saúde), indústria, agricultura e meio ambiente. Este empreendimento possui vários estágios de desenvolvimento, cada um deles com etapas que envolvem conhecimentos muito específicos para a operacionalização efetiva de suas instalações, além de detalhes legais e regulamentares que precisam ser atendidos. O Instituto Brasileiro do Meio Ambiente e dos Recursos Naturais Renováveis (IBAMA) e a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) são, respectivamente, os responsáveis pelo licenciamento ambiental e nuclear. Nesses órgãos licenciadores pode-se encontrar diretrizes para elaborar a documentação necessária aos processos de licenciamento para Instalações Nucleares e Instalações Radiativas, porém não foi possível identificar claramente algumas diretrizes para as instalações dedicadas a tratamento e armazenamento de Rejeitos Radioativos. O Empreendimento RMB irá gerar rejeito radioativo e contará com uma instalação para tratamento, acondicionado e armazenamento, para o qual haverá também a necessidade de se gerar documentação específica dedicada ao processo de licenciamento. Diante da lacuna na diretriz de estruturação e elaboração dos documentos específicos para este tipo de instalação, foi necessário realizar um levantamento de leis, regulamentos e normas relacionados a este tipo de negócio e que serão adotadas como referência na estruturação de tais documentos. O objetivo deste trabalho foi realizar um levantamento e alinhamento das leis, regulamentos e normas aplicáveis, estruturando os requisitos em um Sistema de Gestão (SG), cujo escopo abrange o tratamento e armazenamento dos rejeitos radioativos do RMB. Este SG deverá fornecer diretrizes para a elaboração dos documentos de licenciamento e promover a gestão dos rejeitos radioativos gerados pelo RMB, bem como, deverá abordar as melhores práticas, de maneira a observar a segurança da instalação e processos envolvidos. / The Brazilian Multipurpose Reactor (RMB) is a project being developed by the Research and Development (DPD) Directorate of the National Nuclear Energy Commission (CNEN), with the main objective of supplying the country with radioisotopes for medical application (health), industry, agriculture and the environment. This project has several stages of development, each one with very specific knowledge for the effective operation of its facilities, as well as legal and regulatory details that need to be met. The Brazilian Institute of Environment and Renewable Natural Resources (IBAMA) and CNEN are respectively responsible for environmental and nuclear licensing. These regulatory agencies have guidelines to prepare the necessary documentation for the licensing processes for nuclear and radioactive facilities, but it was not possible identify clearly the guidelines for the facilities dedicated to the treatment and storage of radioactive wastes. The RMB will generate radioactive waste and will have a facility for treatment, conditioning and storage, for which it will also be necessary to generate specific documentation dedicated to its licensing process. Faced with the lacuna in the structuring guideline and elaboration of the specific documents for this type of installation, it was necessary to carry out a survey of laws, regulations and norms related to this type of business and that will be adopted as reference in the structuring of such documents. The objective of this work was to carry out a survey and alignment of the applicable laws, regulations and standards, structuring the requirements in a Management System (SG), whose scope covers the treatment and storage of the RMB radioactive waste. This SG should provide guidelines for the preparation of licensing documents and promote the management of radioactive waste generated by the RMB and should address best practices in order to observe the safety of the facility and the processes involved.

O Reator Multipropósito Brasileiro (RMB) é um projeto que está sendo desenvolvido pela Diretoria de Pesquisa e Desenvolvimento (DPD), da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), com o objetivo principal de suprir o país com radioisótopos para aplicação médica (saúde), indústria, agricultura e meio ambiente. Este empreendimento possui vários estágios de desenvolvimento, cada um deles com etapas que envolvem conhecimentos muito específicos para a operacionalização efetiva de suas instalações, além de detalhes legais e regulamentares que precisam ser atendidos. O Instituto Brasileiro do Meio Ambiente e dos Recursos Naturais Renováveis (IBAMA) e a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) são, respectivamente, os responsáveis pelo licenciamento ambiental e nuclear. Nesses órgãos licenciadores pode-se encontrar diretrizes para elaborar a documentação necessária aos processos de licenciamento para Instalações Nucleares e Instalações Radiativas, porém não foi possível identificar claramente algumas diretrizes para as instalações dedicadas a tratamento e armazenamento de Rejeitos Radioativos. O Empreendimento RMB irá gerar rejeito radioativo e contará com uma instalação para tratamento, acondicionado e armazenamento, para o qual haverá também a necessidade de se gerar documentação específica dedicada ao processo de licenciamento. Diante da lacuna na diretriz de estruturação e elaboração dos documentos específicos para este tipo de instalação, foi necessário realizar um levantamento de leis, regulamentos e normas relacionados a este tipo de negócio e que serão adotadas como referência na estruturação de tais documentos. O objetivo deste trabalho foi realizar um levantamento e alinhamento das leis, regulamentos e normas aplicáveis, estruturando os requisitos em um Sistema de Gestão (SG), cujo escopo abrange o tratamento e armazenamento dos rejeitos radioativos do RMB. Este SG deverá fornecer diretrizes para a elaboração dos documentos de licenciamento e promover a gestão dos rejeitos radioativos gerados pelo RMB, bem como, deverá abordar as melhores práticas, de maneira a observar a segurança da instalação e processos envolvidos. / The Brazilian Multipurpose Reactor (RMB) is a project being developed by the Research and Development (DPD) Directorate of the National Nuclear Energy Commission (CNEN), with the main objective of supplying the country with radioisotopes for medical application (health), industry, agriculture and the environment. This project has several stages of development, each one with very specific knowledge for the effective operation of its facilities, as well as legal and regulatory details that need to be met. The Brazilian Institute of Environment and Renewable Natural Resources (IBAMA) and CNEN are respectively responsible for environmental and nuclear licensing. These regulatory agencies have guidelines to prepare the necessary documentation for the licensing processes for nuclear and radioactive facilities, but it was not possible identify clearly the guidelines for the facilities dedicated to the treatment and storage of radioactive wastes. The RMB will generate radioactive waste and will have a facility for treatment, conditioning and storage, for which it will also be necessary to generate specific documentation dedicated to its licensing process. Faced with the lacuna in the structuring guideline and elaboration of the specific documents for this type of installation, it was necessary to carry out a survey of laws, regulations and norms related to this type of business and that will be adopted as reference in the structuring of such documents. The objective of this work was to carry out a survey and alignment of the applicable laws, regulations and standards, structuring the requirements in a Management System (SG), whose scope covers the treatment and storage of the RMB radioactive waste. This SG should provide guidelines for the preparation of licensing documents and promote the management of radioactive waste generated by the RMB and should address best practices in order to observe the safety of the facility and the processes involved.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:05Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:50Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

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

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:41:39Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:26Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:05Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:50Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Em cumprimento às normas que regulam a transferência e deposição final de rejeitos radioativos, o inventário de radionuclídeos de cada embalado contendo tais rejeitos deve ser estimado e declarado. Os limites autorizados são definidos em função das doses de radiação que indivíduos do público podem vir a receber anualmente a partir do repositório. Tais limites se referem principalmente às concentrações de atividade, dadas em Bq/g, dos radionuclídeos presentes nos embalados com rejeitos. A grande maioria dos radionuclídeos emissores de raios-gama pode ter a respectiva concentração de atividade determinada diretamente por medidas externas aos embalados. Entretanto, determinação análoga para os radionuclídeos emissores exclusivos de partículas alfa ou beta, bem como de alguns emissores de raios-gama e/ou raios-X cuja energia, intensidade absoluta de emissão e/ou atividade são muito baixas denominados genericamente Radionuclídeos de Difícil Medição (RDMs) requer procedimentos radioquímicos complexos para isolar a espécie química de interesse dos interferentes presentes nas matrizes de rejeitos. Ademais, nesse caso é necessário coletar amostras de cada embalado, acarretando elevadas doses de radiação para os operadores e altos custos logísticos, decorrentes do grande número de embalados com rejeitos radioativos que necessitam de caracterização em uma instalação nuclear. Uma metodologia alternativa para abordar esse problema consiste em obter correlações empíricas entre alguns radionuclídeos possíveis de serem medidos diretamente, como 60Co e 137Cs denominados Radionuclídeos Chave (RCs) e os RDMs. Essa metodologia, denominada Fator de Escala, foi aplicada no presente trabalho com a finalidade de determinar tais correlações, na forma de Fatores de Escala ou Funções de Correlação, para os principais rejeitos de baixa e média atividades do reator nuclear de pesquisa IEA-R1. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

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