Made available in DSpace on 2014-10-09T12:34:53Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:18Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O presente trabalho tratou do estudo dos riscos apresentados pelos radioisótopos após serem submetidos aos efeitos da detonação de um artefato explosivo. O estudo permitiu a obtenção de dados baseados em pesquisas bibliográficas, documentais, cálculos e softwares, possibilitando análises das consequências resultantes de artefatos explosivos contendo radioisótopos. O objetivo deste trabalho foi a obtenção de conhecimentos quanto à potencialidade destrutiva do explosivo denominado emulsão, composto principalmente por nitrato de amônia, bem como das propriedades do cobalto, iodo e do irídio que farão parte da carga destes explosivos. Supomos que à emulsão fossem acrescentadas as atividades de 1,5.102 TBq de cobalto-60, 3,7.10-3 TBq de iodo-131 e 3,7 TBq de irídio-192 que são suas atividades representativas em radioterapia, medicina nuclear e gamagrafia respectivamente. Avaliamos a progressão da pluma radioativa a partir do epicentro da explosão, possibilitando análises dos valores das doses, da distribuição e do alcance, a partir do epicentro, dos radioisótopos estudados. A simulação da progressão da pluma radioativa foi realizada por cálculos e simulação computacional fazendo uso dos programas Blast/FX Explosive Effects Analysis Software e The HotSpot Health Physics Codes - Version 2.07.2. No trabalho só foram estudadas as doses resultantes da exposição externa considerando que todo material radioativo volatizou. Foi deixado para estudos futuros calcular as doses internas e no pulmão bem como as doses resultantes de estilhaços radioativos produzidos na explosão. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:54:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:55Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Os radionuclídeos artificiais e naturais podem ser comumente encontrados em diversos compartimentos da crosta terrestre. Algumas espécies de cogumelos têm uma alta capacidade em absorver radionuclídeos e elementos tóxicos vindos do solo. A dieta alimentar destaca-se como uma das principais vias de contaminação radioativa. Portanto, a medida da radioatividade no ambiente e em alimentos é extremamente importante para monitorar os níveis de radiação aos quais o homem possa estar exposto de forma direta ou indireta. A biomonitoração ambiental tem demonstrado que diversos organismos como os crustáceos, peixes e cogumelos são usados para avaliar a contaminação e a qualidade dos ecosssistemas. Existem vários radionuclídeos que podem ser acumulados por cogumelos, incluindo 40 K, 137Cs, 232Th e 238U. No entanto há poucos estudos em países do hemisfério Sul, sobre os níveis de radioatividade natural e artificial em cogumelos. Este trabalho consistiu na determinação das atividades específicas de elementos radioativos naturais e 137Cs em cogumelos comestíveis comercializados em São Paulo-Brasil. As amostras de cogumelos comestíveis foram adquiridas em diferentes pontos comerciais da cidade de São Paulo, especialmente em mercados municipais, porém algumas foram adquiridas diretamente de produtores de algumas regiões como Mogi das Cruzes, Mirandópolis, Suzano e Juquitiba. Cerca de 400 g de cada espécie de cogumelos comestíveis foram coletadas, incluindo Agaricus sp, Lentinula sp e Pleurotus sp. Todas as amostras foram preparadas e acondicionadas em recipientes de polietileno, seladas e armazenadas por aproximadamente 35 dias, para que fosse estabelecido o equilíbrio radioativo secular, antes que se iniciassem as contagens. As atividades gama do 40K, 137Cs, 232Th e 238U foram medidas por espectrometria gama. O equipamento utilizado consistiu de um detector de Germânio Hiperpuro conectado a um sistema eletrônico. As medidas foram de aproximadamente 200000 segundos. A eficiência do detector foi medida utilizando os materiais de referência: IAEA-300, IAEA-327 e IAEA-375. Os resultados obtidos para as amostras de cogumelos comestíveis variaram de 461 a 1535 Bq kg 1, 1,4 a 10,6 Bq kg 1, 6,2 a 54,2 Bq kg 1 e 14 a 66 Bq kg 1 em peso seco, para 40K,137Cs, 232Th e 238U, respectivamente. Os níveis de 137Cs estão de acordo com o fallout radioativo do hemisfério Sul, apresentando concentrações abaixo dos níveis máximos estabelecidos pela CNEN. Comparando os resultados obtidos com outros trabalhos da literatura, comprovou-se que os valores das atividades encontradas para os radionuclíddeos naturais estão dentro dos níveis normais de radioatividade para este produto. As espécies de cogumelos analisadas podem ser consumidas sem riscos de contaminação. O método de análise empregado neste estudo demonstrou-se adequado para estimar a atividade 232Th e 238U e determinar as atividades de 40K e 137Cs, em amostras biológicas. Este estudo assinala a primeira vez em que cogumelos comestíveis, no Brasil foram estudados para avaliar o conteúdo radioativo e, como tal, é uma contribuição para investigações futuras nesta área. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:32:34Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:11Z (GMT). No. of bitstreams: 1 03265.pdf: 2027580 bytes, checksum: bfb6b3f05e4a4d0ace77d6c9a4d3aa59 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:26:13Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:09Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O aumento da demanda no Brasil pelo radiofármaco [18F]FDG para exames de tomografia por emissão de pósitron (PET-CT) e sua meia-vida de 109,7 minutos exigem uma atenção especial para a cadeia produtiva deste radiofármaco. Desde a irradiação da água enriquecida em 18O até a passagem do paciente pelo tomógrafo, numa seqüência de procedimentos que pode durar até cerca de seis horas, todas as etapas da cadeia produtiva devem ter a maior confiabilidade possível, pois qualquer falha em uma das etapas será sentida na extremidade da cadeia produtiva. A falta de indicação de posição da válvula do Sistema de Carga e Descarga do Porta-alvo de 18F- no Centro de Aceleradores Cíclotron levou a perda de produção de 18F-, contaminação da Sala de Irradiação e aumento da dose dos trabalhadores envolvidos na operação e manutenção dos sistemas de irradiação. Este trabalho testou o comportamento de três tipos de sensores de posição (microswitch, reedswitch e sensor de proximidade indutivo) no ambiente da Sala de Irradiação 1.2 do Centro de Aceleradores Cíclotron, que está sujeito a altas taxas de radiação gama e nêutrons devido à produção rotineira de 18F- e 123I, através deste teste foi possível encontrar o sensor de posição mais adequado para trabalhar no porta-alvo de 18F-, e através da reprogramação do controlador lógico programável, foi possível evitar este tipo de falha durante a produção de 18F- no Centro de Aceleradores Cíclotron, e aumentar a confiabilidade na cadeia produtiva do [18F]FDG. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:26:21Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:59Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O uso de radioisótopos em medicina nuclear, seja para terapia ou diagnóstico, gera rejeitos radioativos. A quantidade e características desses rejeitos variam em função da quantidade de pacientes atendidos, do tipo de procedimento realizado e do radioisótopo utilizado. A gestão desses rejeitos abrange todas as atividades técnicas e administrativas envolvidas no manuseio dos rejeitos, desde a sua geração até seu destino final e deve ser considerada e planejada desde o momento da implementação do serviço de medicina nuclear. O objetivo principal da gestão de rejeitos radioativos é garantir a proteção do homem e a preservação do meio ambiente. O regulamento que estabelece as bases para a boa gestão dos rejeitos radioativos foi elaborado pela Comissão Nacional de Energia Nuclear, em 1985. Trata-se da Norma CNEN-NE-6.05 Gerência de rejeitos radioativos em instalações radiativas que embora seja um marco relacionado à gestão dos rejeitos radioativos e ajude em grande parte no papel de orientar no projeto de um sistema de gestão em instalações radioativas de usuários de radioisótopos, aborda os tópicos de forma generalizada e não considera aspectos particulares das diferentes instalações, como é o caso dos serviços de medicina nuclear. O presente trabalho pretende colaborar com referências que forneçam orientações sobre como cumprir as exigências regulatórias e descrever o sistema de gerência de rejeitos radioativos em serviços de medicina nuclear. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:32:44Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:06Z (GMT). No. of bitstreams: 1 11288.pdf: 2211640 bytes, checksum: 164f2f80d3086eca966340404607988c (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-08-12T12:31:56Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-08-12T12:31:56Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / No processo de fabricação do gerador de 99Mo/99mTc é fundamental, não só evitar a introdução de contaminantes microbianos, como também avaliar o efeito que a atividade radioativa pode provocar em microrganismos. Os objetivos deste trabalho foram: estudar os processos de esterilização por radiação gama (60Co) dos acessórios e da coluna de alumina (Al2O3) que compõem o sistema do gerador de 99Mo/99mTc, e avaliar a eficácia da radiação gama na morte de microrganismos em geradores de 99Mo/99mTc na mínima (9,25 GBq) e na máxima (74 GBq) atividade radioativa. Acessórios do gerador foram irradiados com doses absorvidas de 15, 25 e 50 kGy e as colunas de alumina com 10, 15, 25 e 50 kGy. A alumina das colunas irradiadas foi avaliada por análise combinada de microscopia eletrônica de varredura (MEV) e análise elementar por espectroscopia de energia dispersiva (EDS), e difração de raios X. O Teflon® foi avaliado por termogravimetria (TGA) e calorimetria exploratória diferencial (DSC). Cálculos dosimétricos foram realizados para o alvo de maior dose na coluna do gerador de 9,25 GBq e 74 GBq. Suspensões quantificadas de B. subtilis e esporos de B. pumilus foram inoculadas em colunas irradiadas a 25 kGy e observou-se que a coluna de alumina representou uma barreira física para a contaminação do eluato, pois a recuperação microbiana foi reduzida. Verificou-se que o B. subtilis na forma vegetativa mostrou menor afinidade pela alumina em relação aos esporos de B. pumilus. A recuperação microbiana foi menor no gerador com atividade radioativa em relação ao gerador sem radioatividade. Foi desenvolvido um indicador biológico de esporos de B. pumilus que consistiu em uma tira de alumínio com sílica gel colocado externamente à coluna e as quantidades recuperadas tanto no gerador de 9,25 GBq quanto no de 74 GBq mostraram redução na viabilidade. O uso de filtros Sep-Pak® e 0,22 μm no sistema do gerador mostrou eficiência na retenção de 4,9 x 106 UFC de B. subtilis, garantindo a esterilidade do produto terminado. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Pedro Silva Filho (pfsilva@ipen.br) on 2017-11-23T10:55:22Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-11-23T10:55:22Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O desempenho de uma prática segura e eficiente de um serviço de medicina nuclear depende, entre outros fatores, de um programa de controle de qualidade completo, principalmente em se tratando dos instrumentos medidores de atividade dos radionuclídeos, os ativímetros. Um programa de controle de qualidade completo deve incluir a calibração de todos os instrumentos de medição utilizados no procedimento. No entanto, no Brasil, a atual norma que estabelece os requisitos de proteção radiológica para serviços de medicina nuclear (SMN), não inclui, ainda, a calibração do ativímetro. Considerando que estes instrumentos, por diversas razões, são de difícil remoção para envio a um serviço de calibração, o propósito deste trabalho foi desenvolver uma metodologia de calibração de medidores de atividades que possa ser aplicada \"in situ\", para o principal radiofármaco utilizado atualmente, o 99mTc. Foram definidos os parâmetros de influência que devem ser levados em conta durante a calibração, assim como uma logística de transporte dos radiofármacos. Um programa de controle de qualidade foi aplicado aos ativímetros do Laboratório de Calibração de Instrumento (LCI). Neste trabalho foram desenvolvidas três metodologias diferentes de calibração, considerando a logística disponível e também a origem da fonte de referência. Na primeira metodologia poderá ser aplicada nos casos em que o LCI envia uma fonte de referência ao SMN. Na segunda o SMN envia uma fonte previamente medida ao LCI que determinará sua atividade real. A terceira metodologia foi aplicada para calibração dos ativímetros pertencentes ao setor de produção de radiofármacos do IPEN. Neste caso a fonte de referência foi enviada ao LCI após uma medição prévia pelo setor de produção. Foi possível aplicar as metodologias em alguns instrumentos pertencentes a clínicas e ao setor de produção. Em todos eles foram encontrados coeficientes de calibração diferentes entre si. A maior variação encontrada foi de 5%, indicando que a medição com este ativímetro está menor em 5% do que é necessário aplicar no paciente. Verificou-se que a troca de recipientes deixa um resíduo que não tem sido considerado nas medições clínicas, podendo acrescentar uma diferença de até 3% nas medições. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Orientador: Wanilson Luiz Silva / Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Instituto de Geociências / Made available in DSpace on 2018-08-22T21:27:48Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Campaner_VeridianaPolvani1981-_D.pdf: 3461719 bytes, checksum: 9a5bc42ac7776e7105fbf8108a902f11 (MD5) Previous issue date: 2013 / Resumo: A identificação de anomalias antrópicas de elementos no solo e na atmosfera necessita do discernimento de possíveis mistura e dispersão de fontes antrópica e natural. Em área com atividade minerária e termoelétrica a carvão, no município de Figueira (PR), foram investigadas a distribuição multielementar (e.g. As, Cd, Co, Cr, Cu, Hg, Mo, Ni, Pb, Sb, U, Zn e radionuclídeos) em carvão, cinzas, rochas, solo e no material particulado atmosférico (partículas fina e grossa). Nos perfis de solo e no solo de superfície, a influência do carvão e cinzas resultou em assinaturas geoquímicas As/Zr, Cd/Zr, Hg/Zr, Mo/Zr, Pb/Zr, Sb/Zr, U/Zr e Zn/Zr elevadas, devido à mistura destas razões de origem natural no solo com àquelas do carvão e das cinzas. Os diques de diabásio regionais apresentaram assinaturas geoquímicas Co/Zr, Cr/Zr, Cu/Zr, Ni/Zr e Sc/Zr na configuração da paisagem pedológica da área de estudo, onde a maior influência foi de rochas sedimentares. A intensidade das anomalias antrópicas no solo de superfície foi maior para As, Cd e Mo, seguidos por Hg, Zn, Pb, Sb e U (ordem decrescente de intensidade). Estas anomalias mostraram uma distribuição espacial no solo de superfície condizente com a direção predominante dos ventos na área, e sugerem que eventos de deposição atmosférica por longo período devem ter sido a principal fonte destes elementos no solo. No material particulado atmosférico, observou-se o enriquecimento dos mesmos elementos associados ao carvão e às cinzas. Entretanto, uma mistura de fontes natural (considerada por meio da avaliação das amostras de solo da base dos perfis) e antrópica (carvão e cinzas) foram reveladas por assinaturas geoquímicas As/Mo. O carvão e as cinzas de Figueira (PR) apresentaram assinaturas As/Mo iguais a 15,2 ± 4,25 e 15,9 ± 2,42, respectivamente. Estas assinaturas foram diferentes daquela encontrada no solo (As/Mo = 8,49 ± 3,13) e levemente contrastantes com a razão As/Mo dos materiais particulados atmosféricos finos e grossos (média igual a 11,4). Como resultado, o modelo As/Mo da área de estudo quantificou a contribuição do carvão e das cinzas em 41% e do solo em 59% na atmosfera. O carvão e as cinzas de Figueira (PR) apresentaram elevadas concentrações de 238U, 226Ra e 210Pb, especialmente. Dentre estes radionuclídeos, o 210Pb destacou-se por apresentar maior distribuição espacial no solo em função de suas atividades e condições de desequilíbrio com o 226Ra (210Pb/226Ra), avaliadas tanto nos perfis de solo quanto no solo de superfície. No material particulado atmosférico, as condições de desequilíbrio 210Pb/226Ra foram mais intensas nas proximidades da usina termoelétrica. Isso indica que o 210Pb deve ter tido uma fonte adicional na atmosfera por meio da emanação do gás 222Rn proveniente, particularmente, da queima do carvão na termoelétrica. Neste estudo a investigação holística de elementos químicos e radionuclídeos em área com atividade minerária contribuiu para uma avaliação mais consistente da influência antrópica no solo e na atmosfera / Abstract: The identification of elemental anomalies in soil and atmosphere caused by human activities is necessarily preceded by the identification of possible mixtures and dispersion of anthropic and natural sources. An area affected by mining and coal-fired thermoelectric power plant activities in the Figueira municipality (Paraná, Brazil) was investigated for multi-elemental distribution (e.g. As, Cd, Co, Cr, Cu, Hg, Mo, Ni, Pb, Sb, U, Zn, and radionuclides) in coal, ashes, rocks, soil, and in the atmospheric (fine- and coarse-grained) particulate material. In soil profiles and in the superficial soil, the influence of coal and ashes resulted in high As/Zr, Cd/Zr, Hg/Zr, Mo/Zr, Pb/Zr, Sb/Zr, U/Zr, and Zn/Zr geochemical signatures, due to the mixture of natural ratios of such elements found in soil with the ratios found in coal and ashes. As for natural ratios, the diabase dikes contributed with Co/Zr, Cr/Zr, Cu/Zr, Ni/Zr, and Sc/Zr geochemical signatures to the configuration of the pedological landscape of the study area, where the major influence comes from sedimentary rocks. The anthropic anomalies in superficial soil were, in descending order, higher for As, Cd, and Mo, followed by Hg, Zn, Pb, Sb, and U. The spatial distribution of these anomalies in the superficial soil were consistent with the predominant wind directions and suggests that long-term atmospheric deposition must have been the main source for these elements in the soil. The atmospheric particulate material is enriched in the elements associated with coal and ashes in soil. However, a mixture of natural sources (assessed by means of soil samples from the base of the soil sections) and anthropic sources (coal and ashes) was revealed by As/Mo ratios. The coal and ashes from Figueira yielded, respectively, As/Mo signatures of 15.2 ± 4.25 and 15.9 ± 2.42. These signatures differ from that obtained for soil (As/Mo = 8.49 ± 3.13), and slightly differ from the As/Mo value obtained for atmospheric particulate material (average As/Mo = 11.4). As a result, the As/Mo model for the study area helped quantify the contributions from coal and ashes (41%) and soil (59%) to the atmosphere. Coal and ashes from Figueira have high 238U, 226Ra, and 210Pb activities. The largest spatial distribution in soil corresponds to 210Pb, because of its chemical activities and disequilibrium with 226Ra (210Pb/226Ra), observed both in the soil profiles and in the superficial soil. In the atmospheric particulate material, the 210Pb/226Ra disequilibrium is more intense close to the coal-fired thermoelectric power plant. This indicates that an additional source for 210Pb in the atmosphere was the emanation of gas 222Rn resulting from the burning of coal in the plant. The holistic investigation carried out in this study involving chemical elements and radionuclides in an area affected by mining activities contributed for a more consistent evaluation of the anthropic influence in soil and atmosphere / Doutorado / Geologia e Recursos Naturais / Doutora em Ciências

Submitted by Biblioteca de Pós-Graduação em Geoquímica BGQ (bgq@ndc.uff.br) on 2017-03-27T17:56:33Z No. of bitstreams: 1 Dissertação de Mestrado de ELIZABETH DA COSTA ANHAIA - UFF..pdf: 1042477 bytes, checksum: be29f9090248c95f72b4ed4344942f26 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-03-27T17:56:33Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Dissertação de Mestrado de ELIZABETH DA COSTA ANHAIA - UFF..pdf: 1042477 bytes, checksum: be29f9090248c95f72b4ed4344942f26 (MD5) / Universidade Federal Fluminense. Instituto de Química. Programa de Pós-Graduação em Geociências- Geoquímica Ambiental. Niterói, RJ / A redistribuição dos radioisótopos presentes em alguns rejeitos industriais, ao provocar aumento na radioatividade natural, representa grave problema para a saúde e para o ambiente. Na produção de ácido fosfórico, o radioisótopo 226Ra é depositado preferencialmente no fosfogesso, resíduo gerado no processo por via úmida. Atualmente, com a produção anual de cerca de 12 milhões de toneladas, há um estoque estimado de mais de 80 milhões de toneladas de fosfogesso no Brasil. O presente trabalho buscou determinar as concentrações do 226Ra presente em uma amostra de fosfogesso, determinar um método de extração eficiente, desenvolver uma metodologia para pré-concentração do 226Ra por sorção em colunas trocadoras de íons e comparar a eficiência da hidroxiapatita e da flúorapatita no seu acondicionamento, de forma a possibilitar a remediação do passivo ambiental da indústria de fertilizantes por remoção do 226Ra, principal contribuinte de radiação de meia vida longa no fosfogesso. A média das concentrações de atividade radioativa encontrada para o 226Ra, na amostra de fosfogesso estudada, foi de 168±11 Bq.kg-1, com eficiência de extração de (82±31)%. O carvão ativado apresentou desempenho (32±3)% superior ao da resina chelex-100 na pré-concentração do 226Ra. Para seu acondicionamento, tanto a hidróxiapatita quanto a flúorapatita, apresentaram resultados satisfatórios, com eficiências globais similares, de (49±24)% e de (52±28)%, respectivamente, a nível laboratorial. Se os valores encontrados fossem extrapolados para a pilha de origem, com atividade estimada em (8,4±0,6)x1010 Bq o acondicionamento, tanto na flúorapatita quanto na hidróxiapatita, poderia promover a remoção de cerca de (4,5±2,6)x1010 Bq. / The redistribution of radioisotopes found in some industrial by-products, by the increasing of the natural radioactivity, represents a serious problem for the health and for the atmosphere. The production of phosphoric acid from natural phosphate rock by the wet process gives rise an industrial by-product called phosphogypsum where the radioisotope 226Ra is preferentially deposited. There are an annual production about 12 million tons and a stock of more than 80 million tons of phosphogypsum in Brazil. The present work aims to determinate the 226Ra radioactive activity present in a phosphogypsum sample, an efficient extraction method, development of a methodology for pré-concentration of the 226Ra by sorption in exchange ions columns and compare the global efficiency of the hydroxyapatite and the fluorapatite in its packaging, in order to turn possible the removal of the 226Ra from the phosphogypsum, by-product of the fertilizers industry. As results, the average of the concentrations of radioactive activity found for the 226Ra in the phosphogypsum samples was of 168±11 Bq.kg-1, with extraction efficiency of (82±31)%. Activated charcoal presented sorption (32±3)% higher than the chelex-100 resin in the pré-concentration of the 226Ra. For its packaging, hydroxyapatite and fluorapatite, presented satisfactory results, with similar global efficiencies around (49±24)% and (52±28)%, respectively, at laboratory level. If the found values were extrapolated to the original stack, with estimated activity of (8,4±0,6)x1010 Bq the packaging, in any of both materials, could remove about (4,5±2,6)x1010 Bq.