Made available in DSpace on 2014-10-09T12:37:18Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:06Z (GMT). No. of bitstreams: 1 02029.pdf: 4740189 bytes, checksum: ff05d787c5ab98b675cc36bbe2b0c062 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:50:59Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:57Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Irradiadores comerciais de grande porte são projetados para processarem grandes quantidades de produtos com altas doses, por exposição à radiação gama. A irradiação em escala industrial é efetuada de forma dinâmica, em que os produtos percorrem um caminho em torno de uma fonte de radiação, geralmente de 60Co, cuja atividade é da ordem de TBq a PBq (kCi a MCi). A dose será diretamente proporcional ao tempo transcorrido pelo material para percorrer este trajeto em torno da fonte. Entretanto, em algumas situações, principalmente para pesquisas ou processos de validação de clientes seguindo a norma ISO 11137, se faz necessário irradiar pequenas amostras com doses fracionadas na posição de irradiação estática. Nesta posição as amostras são colocadas dentro da sala de irradiação a uma distância fixa da fonte e as doses recebidas são determinadas utilizando-se dosímetros. Portanto, a dose somente será conhecida depois da irradiação, pela leitura dos mesmos. Entretanto, em irradiadores industriais, diferentes tipos de produtos com diferentes densidades atravessam o caminho entre a fonte e a posição de irradiação estática, onde estão as amostras. Conseqüentemente, a taxa de dose variará dependendo da densidade do produto, que está sendo irradiado dinamicamente. Uma metodologia adequada seria monitorar a dose recebida pelas amostras em tempo real, medindo a dose por meio de um detector de radiação, com uma melhor precisão e exatidão. Neste trabalho foi desenvolvida uma câmara de ionização cilíndrica de 0.9 cm3, para monitorar as altas doses recebidas por amostras em tempo real, na posição de irradiação estática de um irradiador gama de 60Co. Os gases de nitrogênio e de argônio a pressão de 10exp5 Pa (1 bar) foram utilizados para preencherem a câmara de ionização e determinar uma configuração de trabalho apropriada, para o detector ser utilizado em medidas de altas doses. Cabos de isolação mineral foram soldados diretamente ao corpo da câmara de ionização, para a transmissão do sinal gerado pelo detector até a eletrônica associada, distante cerca de 20 m. O sinal obtido foi cerca de 100 vezes maior do que o ruído de fundo. Este sistema dosimétrico foi testado em um irradiador gama de categoria I e na posição de irradiação estática de um irradiador de grande porte, em que diferentes taxas de dose foram obtidas utilizando materiais absorvedores. Foi encontrada uma boa linearidade do detector entre a dose e a carga, independentemente das diferentes taxas de dose. As incertezas de todas as curvas ficaram abaixo dos +/- 5 %, valor de incerteza máxima recomendada para um sistema dosimétrico de rotina. A câmara de ionização desenvolvida se mostrou adequada para ser utilizada como um dosímetro em tempo real, independente da degradação do espectro causada pela absorção dos fótons da fonte de 60Co, pelo material em irradiação dinâmica. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:49:48Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:02:20Z (GMT). No. of bitstreams: 1 09811.pdf: 7739701 bytes, checksum: 322f7fce8713f27550b470eff5575b73 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:27:07Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:03:20Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Em Metrologia Nuclear, há muitos anos, o método absoluto de medida de atividade radioativa por coincidência 4πβ-γ tem sido considerado um padrão primário, em razão de seu alto grau de exatidão e por depender de grandezas observáveis para a obtenção de resultados. O Laboratório de Metrologia Nuclear (LMN), do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN), dentre suas técnicas de medida, utiliza a metodologia de coincidência 4πβ-γ. Uma nova técnica, conhecida como medida de coincidência por software tem sido empregada na padronização de radionuclídeos, com muitas vantagens sobre a metodologia convencional. Com o objetivo de atualizar sua metodologia de padronização de radionuclídeos, o LMN desenvolveu um novo sistema de medida de coincidências por software, descrito neste trabalho. O sistema eletrônico emprega os mesmos arranjos de detecção beta e gama utilizados em seus sistemas. O novo sistema é constituído por uma placa de aquisição de dados da National Instruments (NI), conectada a um microcomputador e, através de um painel de conexão, aos arranjos de detecção. O gerenciamento é obtido através de software desenvolvido em LabVIEW, proprietária da NI. Este sistema registra as amplitudes e os instantes de ocorrência dos pulsos de detecção beta e gama, em arquivos de disco. Os arquivos são posteriormente analisados por um programa apropriado, o software de análise de coincidências, de forma a obter as contagens beta, gama e de coincidências, e executando o processamento necessário para a determinação da atividade da amostra radioativa de interesse. O trabalho também apresenta e discute os resultados obtidos, utilizando a primeira versão de software desenvolvida especialmente para este trabalho, bem como perspectivas para futuros trabalhos. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:37:26Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:03:30Z (GMT). No. of bitstreams: 1 02034.pdf: 6301635 bytes, checksum: 60b2f711d04c084336ad48884de17afa (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:27:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:44Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho apresenta o levantamento de parâmetros para implementação adequada e segura de pisos, portas, janelas, bancadas, capelas entre outros, de um laboratório radioquímico. A disposição de cada item segue orientações de guias, normas nacionais da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e internacional da Agencia Internacional de Energia Atômica (IAEA), com objetivo de garantir a proteção radiológica do trabalhador e do ambiente. A disposição adequada dos itens do laboratório radioquímico, garante a qualidade e segurança na produção de fontes radioativas seladas de 57Co 137Cs e 133Ba com atividades 185, 9.3 e 5.4 MBq respectivamente. Estas fontes são utilizadas na verificação de medidores de atividade, equipamento que todo Centro de Medicina Nuclear deve ter disponível segundo recomendações da norma CNEN-NN-3.05 Requisitos de Radioproteção e Segurança para Serviços de Medicina Nuclear para verificação da atividade de radiofármacos que serão administrados nos pacientes para fins de diagnóstico e terapia. Um medidor de atividade fora adquirido pelo laboratório de produção de fontes, com o qual foram realizados os testes de precisão, exatidão, reprodutibilidade e linearidade, que devem apresentar resultados dentro dos limites estabelecidos na norma CNEN-NN-3.05. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:37:18Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:06Z (GMT). No. of bitstreams: 1 02029.pdf: 4740189 bytes, checksum: ff05d787c5ab98b675cc36bbe2b0c062 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Mery Piedad Zamudio Igami (mery@ipen.br) on 2017-03-10T15:11:24Z No. of bitstreams: 1 22059.pdf: 9657330 bytes, checksum: ed07f8d493b8c9079bd2d57c8807b411 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-03-10T15:11:24Z (GMT). No. of bitstreams: 1 22059.pdf: 9657330 bytes, checksum: ed07f8d493b8c9079bd2d57c8807b411 (MD5) / O planejamento estratégico é uma das ferramentas da administração de grande importância para a tomada de decisão. A área nuclear representa um segmento de grande importância na sociedade moderna, não só na produção de energia, bem como em muitos outros setores da economia. Objetivou-se nesse trabalho de doutorado propor a implantação de um planejamento norteado pela ferramenta estratégica, o BSC-Balanced Scorecard por meio dos indicadores de desempenho relacionais, de modo a facilitar a visualização da forma mais simples possível pelos gestores, com base nos atuais planos estratégicos institucionais do Laboratório de Produção de Fontes Seladas. A metodologia utilizada nesse estudo acadêmico de doutorado foi o estudo de caso, o qual considerou o período de pesquisa de 2008 a 2015. Entre os principais resultados esperados com esse estudo podem ser citados: uma melhor visualização dos planos estratégicos, uma ferramenta adicional de apoio a gestão, a possibilidade de mudança de periodicidade de análises de resultados e metas a serem atingidas entre outros. Diante dos resultados esperados foi possível concluir que este estudo poderá ser de grande valia para o Laboratório de Produção de Fontes Seladas, caso seu gestores optem por adotar essa ferramenta de gestão. Por fim, esta proposição possibilitaria a este laboratório, uma maior facilidade no processo de identificação e mapeamento de futuras direções da organização a partir dos recursos que possui e que, de certa forma, trarão como benefícios, maior visibilidade e ações mais eficazes. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear ) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:36:04Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:49Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:47:00Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:33Z (GMT). No. of bitstreams: 1 07614.pdf: 6594444 bytes, checksum: 0bd72d3764d638a649ad00b67ff5aa44 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP