Submitted by Marcele Costal de Castro (costalcastro@gmail.com) on 2017-12-08T12:59:35Z No. of bitstreams: 1 SUELI DA SILVA PERES M.pdf: 18011207 bytes, checksum: 5f6fb2336916d0f0606e87d5cb98e0a4 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-12-08T12:59:35Z (GMT). No. of bitstreams: 1 SUELI DA SILVA PERES M.pdf: 18011207 bytes, checksum: 5f6fb2336916d0f0606e87d5cb98e0a4 (MD5) Previous issue date: 1999-07 / O Instituto de Engenharia Nuclear (IEN) situa-se na Ilha do Fundão no Município do Rio de Janeiro, Brasil. O IEN atua nas áreas de reatores; física; radioproteção e gerência de rejeitos radioativos; instrumentação e controle; química e metalurgia e apresenta uma instalação nuclear, o reator Argonauta, e várias instalações radiativas. Durante o funcionamento dessas instalações, alguns efluentes radioativos são gerados e descartados no sistema de esgoto sanitário da Cidade Universitária, se líquidos, ou na atmosfera, se gasosos. No período de estudo deste trabalho, de 1985 a 1995, os principais efluentes liberados pelo Instituto foram gerados durante a produção e o processamento de radioisótopos. O65 Zn e 123I foram os radionuclídeos mais importantes descartados através dos efluentes líquidos e aéreos, respectivamente. As principais vias de exposição à radiação da população foram a inalação da pluma contaminada com 123I e a exposição externa ao lodo de esgoto contaminado com 65 Zn - resultante do tratamento final dos efluentes líquidos na Estação de Tratamento de Esgotos da Penha - no Aterro Sanitário de Gramacho. Nas condições de operação do IEN mencionadas, as doses de radiação recebidas pelos diferentes grupos críticos da população não excederam a cerca de 1/500 do limite anual de 1 mSv.ano-11 estabelecido pela Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) para membros do público, não representando, portanto, contribuição significativa ao risco radiológico para a população. Neste sentido, considera-se aceitável o valor de dose calculado de 2 µSv.ano-1. Contudo, qualquer incremento de exposição futuro, deverá ser cuidadosamente avaliado em termos de análise de custo-benefício, de acordo com o sistema de avaliado em termos de análise de custo-benefício, de acordo com o sistema de limitação de dose estabelecido em normas nacionais e recomendados pela ICRP.

Made available in DSpace on 2014-06-12T23:16:27Z (GMT). No. of bitstreams: 2 arquivo8952_1.pdf: 906840 bytes, checksum: 514cfab69b288459ff8b6eb06d0c72da (MD5) license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) Previous issue date: 2002 / A determinação da captação do iodo radioativo pela tireóide é um procedimento bem estabelecido para a verificação da função desta glândula no paciente. A grande maioria dos serviços de medicina nuclear utiliza a câmara a cintilação acoplada a um colimador do tipo pinhole para a realização destes estudos. Com a disseminação do uso da sonda a cintilação nas técnicas cirúrgicas radioguiadas, tais serviços estão cada vez mais adquirindo este equipamento portátil, cujas características operacionais podem permitir sua utilização em estudos de captação tireoideana, disponibilizando a câmara a cintilação para outras aplicações. Este trabalho faz uma comparação entre os percentuais de captação obtidos nas avaliações da captação tireoideanas com câmara a cintilação e sonda a cintilação, objetivando verificar a possibilidade do emprego da sonda para este fim. Inicialmente, a eficiência dos equipamentos utilizados foi verificada utilizando-se fantoma de pescoço, com atividades previamente conhecidas de 131I. Em seguida, medidas de captação tireoideana foram realizadas em 12 pacientes, com os dois sistemas citados, 24 horas após a administração oral de uma solução contendo 370 kBq de 131I. A diferença máxima observada entre os percentuais de captação obtidos com os dois equipamentos foi da ordem de 6%. Este resultado demonstra assim a viabilidade do protocolo sugerido, evidenciando a possibilidade de utilização da sonda à cintilação em exames de captação tireoideana

Quando um embalado é transportado, as pessoas que trabalham, residem ou circulam no itinerário percorrido pelo transporte de materiais radioativos são irradiadas, assim como aquelas pessoas que estão dentro dos veículos que viajam no mesmo sentido ou no sentido contrário. Desta forma, o trabalho proposto tem como principal objetivo estimar o impacto radiológico resultante do transporte de radiofármacos do IPEN - CNEN/SP até alguns destinos previamente definidos. Para isso, foram estimadas as doses nos indivíduos do público que estão nas ruas e nos veículos que trafegam próximos dos meios de transporte, ao longo do itinerário percorrido pelos embalados, durante a realização dos transportes dos radiofármacos. Foram estimadas as doses, também, para os trabalhadores, resultantes tanto da operação de condução do meio de transporte como das operações de carga e descarga dos embalados, já que estas tarefas são executadas pelo mesmo trabalhador. / When a package is shipped, people who work, live or travel in the route used for transportation of radioactive materials are irradiated, as well as those who are inside vehicles that travel in the same or opposite directions. Therefore, the proposed work has as main objective to estimate the radiological impact of the transportation of radiopharmaceuticals of IPENCNEN/ SP to some predefined destinations. The doses in individuals who are in the public streets and in vehicles that travel close to the means of transportation, along the route traveled by packages, during the transport of radiopharmaceuticals were estimated. The doses were also estimated for drivers, from both the operation of driving the vehicle, and the loading and unloading of packages, becouse these tasks are performed by the drivers.

Quando um embalado é transportado, as pessoas que trabalham, residem ou circulam no itinerário percorrido pelo transporte de materiais radioativos são irradiadas, assim como aquelas pessoas que estão dentro dos veículos que viajam no mesmo sentido ou no sentido contrário. Desta forma, o trabalho proposto tem como principal objetivo estimar o impacto radiológico resultante do transporte de radiofármacos do IPEN - CNEN/SP até alguns destinos previamente definidos. Para isso, foram estimadas as doses nos indivíduos do público que estão nas ruas e nos veículos que trafegam próximos dos meios de transporte, ao longo do itinerário percorrido pelos embalados, durante a realização dos transportes dos radiofármacos. Foram estimadas as doses, também, para os trabalhadores, resultantes tanto da operação de condução do meio de transporte como das operações de carga e descarga dos embalados, já que estas tarefas são executadas pelo mesmo trabalhador. / When a package is shipped, people who work, live or travel in the route used for transportation of radioactive materials are irradiated, as well as those who are inside vehicles that travel in the same or opposite directions. Therefore, the proposed work has as main objective to estimate the radiological impact of the transportation of radiopharmaceuticals of IPENCNEN/ SP to some predefined destinations. The doses in individuals who are in the public streets and in vehicles that travel close to the means of transportation, along the route traveled by packages, during the transport of radiopharmaceuticals were estimated. The doses were also estimated for drivers, from both the operation of driving the vehicle, and the loading and unloading of packages, becouse these tasks are performed by the drivers.

Submitted by Eduarda Figueiredo (eduarda.ffigueiredo@ufpe.br) on 2015-03-04T19:09:23Z No. of bitstreams: 2 Tese de Doutorado- Fernanda Maria de Lima Paiva.pdf: 2839806 bytes, checksum: bf92a604233dc48d6b2d13fa0f74c419 (MD5) license_rdf: 1232 bytes, checksum: 66e71c371cc565284e70f40736c94386 (MD5) / Made available in DSpace on 2015-03-04T19:09:23Z (GMT). No. of bitstreams: 2 Tese de Doutorado- Fernanda Maria de Lima Paiva.pdf: 2839806 bytes, checksum: bf92a604233dc48d6b2d13fa0f74c419 (MD5) license_rdf: 1232 bytes, checksum: 66e71c371cc565284e70f40736c94386 (MD5) Previous issue date: 2012-02 / BEER-FINEP/CTHidro, FACEPE / A Produção de sedimentos hídrica é um agente primário da degradação ambiental, e provoca redução da capacidade de reservatórios, intensificação do transporte de poluentes agregados às partículas de sedimentos e diminuição da produção agropecuária, devido à perda da capacidade produtiva dos solos. Este estudo foi realizado em um curso d’água perene da Microbacia Experimental do Riacho Gameleira, localizada no município de Vitória de Santo Antão – PE. Este estudo teve como objetivo estudar os padrões espaçostemporais da produção de sedimentos, utilizando uma fossa de sedimentação, traçador radioativo (7Be), modelo matemático de predição da produção de sedimentos e analisar as concentrações de nutrientes do solo, quanto aos teores de carbono (C), potássio (K) e fósforo (P), depositados na fossa de sedimentação. Foram instalados na seção hidrossedimentométrica no exutório da microbacia, dois dispositivos para medição de sedimentos, um em suspensão e outro de arrasto, que registraram um total de 50 eventos de produção de sedimentos, em 2010 e 2011. A produção média de sedimentos na microbacia foi estimada em 7,33 ton.ha¹.ano-¹. As perdas de totais de C, K e P registrados nas amostras de solos na área de estudo foram 7,4 g.kg-¹, 2,6 g.kg-¹ e 0,8 g.kg-¹, respectivamente. Pelos resultados dessa pesquisa, o uso do 7Be para estudo de Produção de sedimentos para Bacias do nordeste brasileiro não se mostra viável em virtude da baixa atividade deste isótopo nestes solos.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2013-10-24T17:58:13Z No. of bitstreams: 1 ELIZABETH EUGENIO DE MELLO OLIVEIRA D.pdf: 26576238 bytes, checksum: 1c82c12e4e39d3be05d78df50b7918fd (MD5) / Made available in DSpace on 2013-10-24T17:58:13Z (GMT). No. of bitstreams: 1 ELIZABETH EUGENIO DE MELLO OLIVEIRA D.pdf: 26576238 bytes, checksum: 1c82c12e4e39d3be05d78df50b7918fd (MD5) Previous issue date: 2013 / O comportamento físico-químico de duas membranas de nanofiltração foi avaliado através de testes estáticos, dinâmicos e de concentração para o tratamento de rejeito líquido radioativo (água carbonatada), produzido na reconversão do gás hexafluoreto de urânio a dióxido de urânio no ciclo do combustível nuclear. Este rejeito contém cerca de 7,0 mg L-1 de urânio e não pode ser eliminado para o meio ambiente sem um tratamento adequado. Nos testes estáticos amostras de membranas foram imersas no rejeito de 24 até 5000 h. As propriedades de transporte (permeabilidade hidráulica, fluxo permeado, rejeição aos íons sulfato e cloreto) foram avaliadas antes e após imersão no rejeito em sistema de permeação de escoamento frontal a 5 bar. A camada superficial (poliamida) foi caracterizada por potencial zeta, ângulo de contato, microscopia eletrônica de varredura por emissão de campo, microscopia de força atômica, espectroscopia de infravermelho, fluorescência de raios-x e análise termogravimétrica antes e após os testes estáticos. No teste dinâmico o rejeito foi permeado a 5 bar e as membranas apresentaram rejeição ao urânio acima de 85%. Testes de curta duração (24-72 h) mostraram que a camada seletiva e a carga superficial das membranas não apresentaram alterações químicas, segundo espectros de infravermelho. Entretanto, após 5000 h as membranas apresentaram desprendimento de uma camada superficial de PVA, poli(álcool vinílico). Após essa perda, as membranas apresentaram menor rejeição para o urânio. Os testes de permeação e concentração do rejeito foram realizados em sistema de permeação de escoamento tangencial a 15 bar. A rejeição a urânio foi ao redor de 90% para teste de permeação. Nos testes de concentração o permeado foi coletado continuamente até redução do volume de 80% do volume de alimentação. A rejeição de urânio foi de 97%. As membranas de nanofiltração testadas foram eficientes para concentrar o urânio do rejeito.

Made available in DSpace on 2014-06-12T23:14:53Z (GMT). No. of bitstreams: 2 arquivo8975_1.pdf: 730404 bytes, checksum: 1f6e386ddc44ab7288f7af4631f0cf6d (MD5) license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) Previous issue date: 2002 / Universidade Federal de Pernambuco / A terapia com 131I, baseando-se na concentração do iodo radioativo no tecido tiroideano, tem por objetivo a eliminação completa dos restos tiroideanos, que permanecem após a tiroidectomia, ou a eliminação das metástases funcionantes. No caso da ablação dos restos tiroideanos, ainda prevalecem no Brasil as modalidades de atividades de 131I fixas, podendo acarretar uma dose insuficiente (atividades baixas) ou sobredoses desnecessárias com necessidade de internamento hospitalar (atividades altas). Este trabalho propõe um protocolo de planejamento individualizado de doses ablativas, o qual é feito a partir do metabolismo do paciente, bem como do conhecimento da massa dos seus restos tiroideanos. Foram feitos estudos com simuladores de remanescentes da tiróide com formas, volumes e atividades diferentes, estabelecendo os parâmetros de aquisição das imagens, utilizando Single-Photon Emission Computed Tomography (SPECT), como também os de processamento destas imagens, a fim de melhor estimar o volume e a concentração de atividade do 131I. Posteriormente, foram estudados os metabolismos do iodo em nove pacientes tiroidectomizadas, bem como encontrada a massa dos tecidos remanescentes das mesmas, aplicando os mesmos parâmetros utilizados no SPECT do simulador, e calculada a atividade que poderia ter sido administrada no lugar da atividade fixa estabelecida de 3,7 GBq (100 mCi). Foi observado que a subtração de background usando o método do percentual de contagem máxima (com o percentual de 67,5%), combinado com a correção de espalhamento (método da tripla janela de energia), pode ser um método útil e seguro para a quantificação por SPECT de volumes entre 3-10 ml. Os erros percentuais encontrados foram abaixo de 9% para fontes com geometrias regulares e de 11% para geometrias irregulares. No estudo com as pacientes, observou-se que 78% delas teriam as atividades de 131I reduzidas, variando entre 0,8-3,2 GBq (20-87 mCi). Vale ressaltar que 33% destas pacientes receberiam atividades ambulatoriais, não necessitando do internamento, caso houvesse sido aplicada a modalidade da individualização das doses. Isto resultaria numa redução de custos para estas pacientes, numa melhoria nas condições psicológicas das mesmas no transcorrer do tratamento, que seria feito em sua própria residência, como também numa redução de dose de até 78,4% em outros órgãos, como medula e gônadas. Além dos benefícios para os pacientes, há os benefícios para as clínicas, que evitariam a perda de material radioativo, uma vez que o paciente não possui restos tiroideanos e/ou metabolismo que justifiquem a atividade administrada; e para os técnicos, que reduziriam as exposições à radiação durante a manipulação e administração destas doses. Para facilitar estes cálculos da atividade terapêutica de 131I, foi criado um programa de planejamento de dose, PlanDose (Calculadora FaFa 1.0), que funciona de maneira simples e rápida. Apesar do programa ter sido desenvolvido visando a ablação dos restos tiroideanos, a princípio também pode ser usado para o cálculo da atividade para terapia de hipertiroidismo. Assim, o protocolo de atividades calculadas permite uma melhor determinação da atividade ablativa necessária para pacientes com carcinoma diferenciado da tiróide que irão se submeter a radioiodoterapia, sendo uma prática mais adequada do ponto de vista de otimização de proteção radiológica

A aceitação de rejeitos radioativos em um repositório final depende, entre outras coisas, do conhecimento do inventário radioisotópico presente neles. Para obter essa informação, é necessário fazer a caracterização primária dos rejeitos de modo que a composição seja conhecida e oriente os passos seguintes da gestão. Os filtros cartucho que são utilizados no sistema de retratamento de água do reator de pesquisa IEA-R1 é um desses rejeitos. O IEA-R1 é um reator de pesquisa do tipo piscina, operando entre 2 e 5 MW, que utiliza a água como líquido de arrefecimento, moderador e blindagem biológica Além do seu uso em pesquisa, também é utilizado para produzir radioisótopos e irradiar amostras. Ele está localizado no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nuclear, no campus da Universidade de São Paulo. Os filtros cartucho são utilizados para reter o material particulado em suspensão presente na água. Quando os filtros ficam saturados e são incapazes de manter o fluxo dentro dos limites estabelecidos, eles são substituídos e descartados como rejeito radioativo. Após um período de espera para o decaimento da atividade, são enviados para Gerência de Rejeitos Radioativos (GRR). O objetivo deste trabalho é apresentar os estudos realizados para determinar a atividade dos emissores gama presentes nos filtros cartucho. As atividades foram calculadas utilizando as taxas de dose medidas com detectores portáteis, as relações entre as taxas de emissão de fótons avaliadas por espectrometria gama, e o método de Point Kernel, que correlaciona a atividade de uma fonte com as taxas de dose a várias distâncias. O método descrito pode ser utilizado para determinar de modo rotineiro o inventário radioisotópico destes filtros, dispensando análises radioquímicas destrutivas, e a necessidade de calibração da geometria de medição. / The admission of radioactive waste in a final repository depends among other things on the knowledge of the radioisotopic inventory of the waste. To obtain this information it is necessary make the primary characterization of the waste so that it is composition is known, to guide the next steps of radioactive waste management. Filter cartridges that are used in the water polishing system of IEA-R1 research reactor is one of these wastes. The IEA-R1 is a pool-type research reactor, operating between 2 and 5 MW that uses water as coolant, moderator and biological shield. Besides research, it is used for production of radioisotopes and irradiation of samples with neutron and gamma beams. It is located in the Nuclear and Energy Research Institute at the University of Sao Paulo campus. The filter cartridges are used to retain particles that are suspended in the cooling water. When filters become saturated and are unable to maintain the flow within the established limits, they are replaced and disposed of as radioactive waste. After a period of decay, they are sent to the Radioactive Waste Management Department. The aim of this work is to present the studies to determine the activity of gamma emitters present in the cartridge filters. The activities were calculated using the dose rates measured with handheld detectors, after the ratios of the emission rates of photons were evaluated by gamma spectrometry, by the Point Kernel method, which correlates the activity of a source with dose rates at various distances. The method described can be used to determine routinely the radioactive inventory of these filters, avoiding the necessity of destructive radiochemical analysis, or the necessity of calibrating the geometry of measurement.

A braquiterapia é um tratamento clínico que consiste na aplicação de fontes radioativas seladas em certos tipos de tumores. Atualmente, está em fase de implantação o laboratório para produção de fontes de 125I a fim de nacionalizar a produção de fontes para reduzir os custos na sua aplicação e atender a demanda da população brasileira. A tese defendida neste trabalho é o desenvolvimento de um método para o gerenciamento de rejeitos radioativos que serão gerados ao longo da produção dessas fontes. A metodologia aplicada consistiu na criação de etapas de gerenciamento de rejeitos radioativos aplicadas ao 125I que contemplasse o gerenciamento na própria instalação produtora. Os rejeitos radioativos que serão gerados ao longo de todo processo de fabricação das fontes de 125I serão produzidos dentro de três células estanques, localizadas dentro do laboratório. Para cada um dos cenários foram relacionados os rejeitos sólidos, líquidos e gasosos gerados em cada uma das três células de produção. Para rejeitos sólidos e líquidos foram estimados: volume, massa, taxa de entrada no depósito inicial e tempo para liberação em meio ambiente. Para rejeitos gasosos foi estimado: taxa de volatilização do 125I e metodologia para medição dos filtros de carvão ativado. Os resultados apresentados permitem concluir que o laboratório tem condições de realizar o gerenciamento dos rejeitos que produzirá. Implantar um sistema de gerenciamento dentro do próprio laboratório, aperfeiçoará as atividades rotineiras e o licenciamento junto a CNEN. / Brachytherapy is a clinical treatment that consists of the application of sealed radioactive sources in certain types of tumors. The laboratory for the production of 125I sources is currently being implemented in order to nationalize the production of sources to reduce the costs of its application and to meet the demand of the Brazilian population. The thesis defended in this work is the development of a method for the management of radioactive waste that will be generated during the production of these sources. The applied methodology consisted in the creation of steps of management of radioactive waste applied to 125I that contemplated the management in the own production facility. The radioactive wastes that will be generated throughout the manufacturing process of 125I sources will be produced within three sealed cells located inside the laboratory. For each of the scenarios the solid, liquid and gaseous wastes generated in each of the three production cells were related. For solid and liquid wastes were estimated: volume, mass, rate of entry into the initial deposit and time for release into the environment. For gaseous rejects it was estimated: 125I volatilization rate and methodology for the measurement of activated carbon filters. The results presented allow us to conclude that the laboratory is able to perform the management of the wastes it will produce. Implementing a management system within the laboratory, will improve routine activities and licensing with CNEN.

A aceitação de rejeitos radioativos em um repositório final depende, entre outras coisas, do conhecimento do inventário radioisotópico presente neles. Para obter essa informação, é necessário fazer a caracterização primária dos rejeitos de modo que a composição seja conhecida e oriente os passos seguintes da gestão. Os filtros cartucho que são utilizados no sistema de retratamento de água do reator de pesquisa IEA-R1 é um desses rejeitos. O IEA-R1 é um reator de pesquisa do tipo piscina, operando entre 2 e 5 MW, que utiliza a água como líquido de arrefecimento, moderador e blindagem biológica Além do seu uso em pesquisa, também é utilizado para produzir radioisótopos e irradiar amostras. Ele está localizado no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nuclear, no campus da Universidade de São Paulo. Os filtros cartucho são utilizados para reter o material particulado em suspensão presente na água. Quando os filtros ficam saturados e são incapazes de manter o fluxo dentro dos limites estabelecidos, eles são substituídos e descartados como rejeito radioativo. Após um período de espera para o decaimento da atividade, são enviados para Gerência de Rejeitos Radioativos (GRR). O objetivo deste trabalho é apresentar os estudos realizados para determinar a atividade dos emissores gama presentes nos filtros cartucho. As atividades foram calculadas utilizando as taxas de dose medidas com detectores portáteis, as relações entre as taxas de emissão de fótons avaliadas por espectrometria gama, e o método de Point Kernel, que correlaciona a atividade de uma fonte com as taxas de dose a várias distâncias. O método descrito pode ser utilizado para determinar de modo rotineiro o inventário radioisotópico destes filtros, dispensando análises radioquímicas destrutivas, e a necessidade de calibração da geometria de medição. / The admission of radioactive waste in a final repository depends among other things on the knowledge of the radioisotopic inventory of the waste. To obtain this information it is necessary make the primary characterization of the waste so that it is composition is known, to guide the next steps of radioactive waste management. Filter cartridges that are used in the water polishing system of IEA-R1 research reactor is one of these wastes. The IEA-R1 is a pool-type research reactor, operating between 2 and 5 MW that uses water as coolant, moderator and biological shield. Besides research, it is used for production of radioisotopes and irradiation of samples with neutron and gamma beams. It is located in the Nuclear and Energy Research Institute at the University of Sao Paulo campus. The filter cartridges are used to retain particles that are suspended in the cooling water. When filters become saturated and are unable to maintain the flow within the established limits, they are replaced and disposed of as radioactive waste. After a period of decay, they are sent to the Radioactive Waste Management Department. The aim of this work is to present the studies to determine the activity of gamma emitters present in the cartridge filters. The activities were calculated using the dose rates measured with handheld detectors, after the ratios of the emission rates of photons were evaluated by gamma spectrometry, by the Point Kernel method, which correlates the activity of a source with dose rates at various distances. The method described can be used to determine routinely the radioactive inventory of these filters, avoiding the necessity of destructive radiochemical analysis, or the necessity of calibrating the geometry of measurement.