Submitted by admin tede (tede@pucgoias.edu.br) on 2016-11-09T12:22:21Z No. of bitstreams: 1 GERALDO DA COSTA JÚNIOR.pdf: 8344933 bytes, checksum: 699cc78030b30d10a7d4d26a5694a627 (MD5) / Made available in DSpace on 2016-11-09T12:22:21Z (GMT). No. of bitstreams: 1 GERALDO DA COSTA JÚNIOR.pdf: 8344933 bytes, checksum: 699cc78030b30d10a7d4d26a5694a627 (MD5) Previous issue date: 2016-08-30 / This dissertation has the objective of analyze the journalistic reports published by the newspaper Correio Braziliense about the radiation accident happened in 1987 in the city of Goiania with the chemical element called Cesium 137. This was the second largest urban radioactive accident of humanity. The circumstances of the accident and how this led to profound and tragic changes in the lives of residents directly and indirectly involved in this case were analyzed. The study was based on journalistic reports that accompanied the event for two decades. This work shows the changes in the journalistic speech over time and compare the firsts reports in 1987 with the lasts in 2007, what demonstrate how the memory is being lost and forgetfulness taking place. The dissertation was structured, besides journalistic reports, by bibliographic research about Cesium 137 and associated events with the accident, distributed in three chapters. The first chapter discuss the accident history. The second chapter brings a brief historic about Correio Braziliense and then shows analysis about the Cesium reports published in the newspaper. The third chapter analyze the speech change between the firsts journalistic reports and the special report of 20 years later the Cesium accident. / Esta dissertação tem por objetivo analisar matérias jornalísticas que foram divulgadas pelo Jornal Correio Braziliense sobre o acidente radioativo acontecido no ano de 1987, na cidade de Goiânia, com o elemento químico denominado Césio 137. Este foi considerado o segundo maior acidente radioativo urbano da humanidade. Foram analisadas as circunstâncias do acidente e de que forma este provocou profundas e trágicas mudanças nas vidas dos moradores envolvidos direta e indiretamente neste caso. O estudo se baseou em reportagens e matérias jornalísticas que acompanharam o acontecimento por duas décadas e visa mostrar as mudanças nos discursos jornalísticos no decorrer do tempo, comparando as primeiras matérias em 1987 com as últimas em 2007, para apontar como a memória foi se perdendo e o esquecimento se instalando em forma de valorização da dor, do sofrimento, em vez do fato. A dissertação foi estruturada, além das matérias jornalísticas, por pesquisas bibliográficas sobre o césio 137 e os acontecimentos relacionados com o acidente, distribuídos em três capítulos. O primeiro relata a história do acidente com o Césio 137; o segundo traz breve histórico sobre o Correio Braziliense e apresenta análises das matérias publicadas neste jornal sobre o Césio; o terceiro analisa a mudança de discurso entre as primeiras matérias jornalísticas e as reportagens especiais por ocasião dos 20 anos do acidente.

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. / Radioactive lightning rods were manufactured in Brazil until 1989, when the licenses for using radioactive sources in these products were lifted by the national nuclear authority. Since then, radioactive devices have been replaced by Franklin type one and collected as radioactive waste. However, only 23 percent of the estimated total number of installed rods was delivered to Brazilian Nuclear Commission (Comissão Nacional de Energia Nuclear – CNEN). This situation is of concern to us as there is a possibility of the rods being discarded as domestic waste, considering that in Brazil, 63.6 percent of the municipal solid waste is disposed at uncontrolled garbage dump, according to Instituto Brasileiro de Geografia e Estatística (IBGE) in 2000. In addition, americium, the most common employed radionuclide, is classified as a high toxicity element, when ingested or inhaled. In the present study, it was performed migration experiments of Am-241 by lysimeter system in order to evaluate the risk of contamination caused by radioactive lightning rods disposed as a common solid waste. Sources removed from lightning rods were placed inside lysimeters filled with organic waste, collected at the restaurant of Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN-CNEN/SP, and the generated leachate was periodically analyzed to determine its characteristics such as pH, redox potential, solid content and concentration of the radioactive material. Microbial growth was also evaluated by counting the number of colony forming units. The equivalent dose to members of the public has been calculated considering the ingestion of drinking water, the most probable mode of exposure. The final result was about 145 times below the effective dose limit of 1 mSv.year-1 for members of the public, established by the International Commission on Radiological Protection (ICRP), demonstrating that the risk caused by lightning rods disposed at uncontrolled garbage dump is low.

Dentre as possibilidades de tratamento para o hipertireoidismo em gatos, a terapia com iodo radioativo I-131 (radioiodoterapia) apresenta inúmeras vantagens em relação ao tratamento cirúrgico e medicamentoso, por ser capaz de atuar em tecidos tireoidianos ectópicos e por se tratar de um procedimento simples, efetivo, não invasivo, isento de riscos anestésicos e complicações pós cirúrgicas, com a possibilidade de efeitos colaterais mínimos. Foi realizado um estudo clínico longitudinal retrospectivo com 60 gatos hipertireoideos com o objetivo de avaliar o efeito da terapia com iodo radioativo (I-131) em dois grupos: gatos tratados previamente com metimazol (n=30) e gatos não submetidos a tratamento farmacológico prévio (n=30). As fêmeas constituiram 60% dos pacientes avaliados (36/60). Os gatos sem definição racial foram os mais frequentes, representando 81,6% da população estudada (49/60). A média de idade dos gatos nos dois grupos foi de 13 anos e sete meses (p=0,08). A média da concentração sérica de T4 total dos gatos antes da aplicação de I-131 também foi similar entre os grupos, i.e. 12,33µg/dL no grupo de gatos em que o metimazol foi administrado e 10,13 µ/dL no grupo de gatos que não recebeu metimazol anteriormente (p=0,2). A dose de I- 131 utilizada (2,0-4,1 mCi /74-151,7 Mbq) foi efetiva para suprimir o T4 total nos dois grupos, porém, a resposta dos gatos não tratados com metimazol foi superior, mesmo recebendo dose inferior de I-131. Após a terapia com I-131, a mediana de T4 total sérico do grupo não tratado por metimazol foi de 1,82µg/ dL em comparação a mediana de 3,20µg/dL encontrada no grupo tratado com metimazol (p=0,04). As medianas das doses aplicadas foram 3,08 mCi e 2,70 mCi para o grupo tratado por metimazol e para o grupo não tratado por metimazol, respectivamente (p=0,1). Dos 30 gatos do grupo que recebeu metimazol previamente a terapia com I-131, dez (33,3%) apresentaram valores de T4 sérico dentro do intervalo de referência, oito (26,7%) tiveram o T4 total sérico abaixo dos valores de referência, 12 (40%) tiveram valores de T4 total sérico acima do valor de referência. Dos 30 gatos que não receberam terapia medicamentosa prévia, 14 gatos (46,7%) tiveram valores de T4 total sérico dentro do intervalo de referência, 12 gatos (40%) tiveram o T4 total sérico abaixo dos valores de referência e quatro gatos (13,3%) apresentaram valores de T4 total sérico acima do limite superior de referência. O tratamento prévio com metimazol correlacionou-se negativamente com a resposta à terapia com I-131 (kmo= 0,9, p = 0,02), sendo também considerado preditor de descompensação renal após terapia com I-131 (kmo = 0,6 e p = 0,009). As medianas de creatinina sérica pré tratamento com I-131, encontraram-se dentro dos valores de referência para a espécie felina, i.e. 1,02mg/dL no grupo tratado com metimazol e 1,09mg/dL no grupo não tratado por metimazol (p=0,3). A dosagem sérica de creatinina se diferiu entre os grupos na avaliação posterior ao tratamento com I-131 (p<0,001). A média do grupo tratado com metimazol foi superior a do grupo não tratado, i.e. 1,86mg/dL vs. 1,48mg/dL, respectivamente. A classificação IRIS da DRC alterou em pelo menos um estágio em 22 de 39 gatos avaliados após a radioiodoterapia. Dezoito gatos evoluíram do estágio um para o estágio dois da DRC, dos quais 12 gatos eram do grupo tratado anteriormente com metimazol (66,7%) e seis gatos eram do grupo que não recebeu metimazol (33,3%). Quatro gatos passaram do estágio um para o três da DRC, todos eles pertenciam ao grupo tratado previamente com metimazol. Os resultados encontrados neste estudo sugerem que o tratamento com uma única aplicação de I-131 é efetivo para gatos, mesmo naqueles tratados previamente com terapia antitireoidiana farmacológica, contudo, a resposta foi otimizada nos gatos que utilizaram o I-131 como primeira linha de tratamento. A triagem inicial com metimazol se correlacionou à resposta menos favorável à terapia com I-131 e à maior progressão da DRC. / Among the possibilities of treatment for hyperthyroidism in cats, radioactive iodine therapy (I-131) has many advantages in relation to surgical and drug therapy, because it is effective in ectopic thyroid tissues and it is a simple, non-invasive procedure, free from anesthetic risks and post surgical complications, with the possibility of minimal side effects. A longitudinal retrospective clinical study with 60 hyperthyroid cats was conducted to evaluate the effect of radioactive iodine therapy (I-131) on two groups: cats previously treated with methimazole (n = 30) and cats not submitted to previous pharmacological treatment (n = 30). Cats with no racial definition were the most frequent, representing 81.6% of the studied population (49/60). The mean age of cats in both groups was 13 years and 7 months (p = 0.08). The mean of total T4 serum concentration of cats prior to the application of I-131 was also similar between the groups, i.e. 12.33 µg / dL in the group of cats that methimazole was administered and 10.13 µg / dL in the group of cats that did not receive methimazole previously (p = 0.2). The dose of I-131 used (2.0-4.1 mCi) was effective to suppress total T4 in both groups, but the response of cats not treated with methimazole was higher, even though they received a lower dose of I-131. After I- 131 therapy, the median of total serum T4 in non-methimazole group was 1.82 µg/Dl compared to the median of 3.20 µg/dL found in the methimazole group (p = 0.04).The median doses were 3.08 mCi and 2.70 mCi for the group treated with methimazole and the group not treated with methimazole, respectively (p = 0.1). Of the 30 cats in the group that received methimazole prior to I-131 therapy, ten (33.3%) presented serum T4 values within the reference range, eight (26.7%) had total serum T4 below reference values and 12 (40%) evaluated values of total serum T4 above the reference. Of the 30 cats that did not receive prior drug therapy, 14 cats (46.7%) had serum total T4 values within the reference range, 12 cats (40%) had total serum T4 below baseline values and four cats (13.3%) presented total serum T4 values above the upper reference limit. Pretreatment with methimazole correlated negatively with response to I-131 therapy (kmo = 0.9, p = 0.02), and it was also considered a predictor of renal decompensation after I-131 therapy (kmo = 0, 6 and p = 0.009). Before treatment with I-131 serum creatinine medians were within the reference values for feline species, i.e. 1.02 mg / dL in the methimazole group and 1.09 mg / dL in the group of cats not treated with methimazole (p= 0.3). Serum creatinine differed between groups in the post treatment evaluation with I-131 (p &ly;0.001), i.e. 1.86mg / dL in the treated group vs. 1.48mg / dL in the untreated group, respectively. The IRIS stage of chronic kidney disease (CKD) changed in at least one stage in 22 of 39 cats evaluated after radioiodine therapy. Eighteen cats passed from stage one to stage two of CKD, wich 12 cats were from the previously treated group with methimazole (66.7%) and six cats from the group that not receive methimazole (33.3%). Four cats went from stage one to stage three of CKD, all of which belonged to the group previously treated with methimazole. The results found in this study suggest that treatment with a single application of I-131 is effective for cats, even in those treated previously with anti-thyroid drug therapy, however, the response was optimized in cats that used I-131 as a first-line treatment. Initial methimazole trial correlated with less favorable iodine radioactive therapy responses and greater progression of CKD.

O Reator Nuclear de Pesquisa IEA-R1 em operação desde 1957 no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) é um dos reatores mais antigos do mundo em operação. Em algum momento no futuro, a exemplo de outros reatores, será desligado definitivamente. Antes de chegar este momento a organização operadora precisa planejar o futuro de suas instalações e definir o destino que pretende dar aos equipamentos e materiais radioativos e não radioativos que se encontram no interior das instalações. Estas questões devem estar contidas no chamado \"Plano de Descomissionamento Preliminar da Instalação\" que é o tema deste trabalho. O trabalho apresenta inicialmente uma visão geral sobre este tema e relaciona os objetivos gerais e específicos para sua realização, descrevendo a seguir, as diretrizes que a organização operadora deve considerar para formulação de um plano de descomissionamento. A estrutura atual do setor nuclear brasileiro enfatizando principalmente as normas utilizadas no gerenciamento do rejeito radioativo é apresentada. Uma descrição dos principais equipamentos do reator IEA-R1 que constituem o seu inventário radioativo e não radioativo é apresentada. O trabalho enfatiza também a experiência adquirida pelo corpo técnico do reator com as reformas e modificações realizadas na instalação durante sua vida útil. Esta experiência pode ser de grande valia por ocasião do descomissionamento do reator no futuro. Um experimento usando o método de espectrometria gama de alta resolução e cálculo computacional através da teoria de Monte Carlo foi realizado com o objetivo de se obter uma estimativa do volume de rejeito radioativo gerado pelo desmantelamento das paredes de concreto da piscina do reator. O custo do descomissionamento em função da estratégia escolhida é determinado utilizando o código CERREX. Por fim, é realizada uma discussão sobre as diferentes estratégias consideradas. Na base destas discussões conclui-se que a estratégia mais vantajosa a ser adotada no caso deste reator é aquela que preserva o seu prédio e instalações anexas, tendo em vista o grande volume de rejeito radioativo e custos sensivelmente maiores que resultariam com o seu desmantelamento. É sugerida a preservação de parte das equipes de operação, manutenção, proteção radiológica e física da instalação e utilização do prédio do reator e anexos para divulgação da energia nuclear através de sua transformação em um museu, uma vez que este foi o primeiro reator nuclear construído no Brasil e, desde sua inauguração, tem sido utilizado como forma de divulgação da energia nuclear no país. / The IEA-R1 Nuclear Research Reactor, in operation since 1957, in the Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP), is one of the oldest research reactors in the world. However at some point in time in the future, as example of the other reactors, it will be shutdown definitively. Before that time actually arrives, the operational organization needs to plan the future of its installations and define the final destination of equipment and radioactive as well as non-radioactive material contained inside the installations. These and other questions should be addressed in the so called Preliminary decommissioning plan of the installation, which is the subject of this work. The work initially presents an over view about the theme and defines the general and specific objectives describing, in succession, the directions that the operating organization should consider for the formulation of a decommissioning plan. The present structure of the Brazilian nuclear sector emphasizing principally the norms utilized in the management of radioactive waste is also presented. A description of principle equipment of the IEA-R1 reactor which constitutes its inventory of radioactive and non-radioactive material is given. The work emphasizes the experience of the reactor technicians, acquired during several reforms and modifications of the reactor installations realized during its useful life time. This experience may be of great help for the decommissioning in the future. An experiment using the high resolution gamma spectrometric method and computer calculation using Monte Carlo teory were performed with the objective of obtaining an estimate of the radioactive waste produced from dismantling of the reactor pool walls. The cost of reactor decommissioning for different choices of strategies was determined using the CERREX code. Finally, a discussion about different strategies is presented. On the basis of these discussions it is concluded that the most advantageous strategy that can be adopted in the case of this reactor is the one which preserves its building and installations, in view of the fact that a large volume of radioactive waste which will be produced and consequently a much higher costs that will result if dismantling of the reactor is decided. It is suggested that a part of the team of the technicians of reactor operation and maintenance and radiation protection services should be retained and the reactor with its building and annexes should be used for disseminating the information about the nuclear energy by transforming it in to a museum. This has been the first nuclear reactor built in Brazil and since its inauguration, has been, constantly utilized for disseminating information about the nuclear energy in the country.

O Reator Nuclear de Pesquisa IEA-R1 em operação desde 1957 no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) é um dos reatores mais antigos do mundo em operação. Em algum momento no futuro, a exemplo de outros reatores, será desligado definitivamente. Antes de chegar este momento a organização operadora precisa planejar o futuro de suas instalações e definir o destino que pretende dar aos equipamentos e materiais radioativos e não radioativos que se encontram no interior das instalações. Estas questões devem estar contidas no chamado \"Plano de Descomissionamento Preliminar da Instalação\" que é o tema deste trabalho. O trabalho apresenta inicialmente uma visão geral sobre este tema e relaciona os objetivos gerais e específicos para sua realização, descrevendo a seguir, as diretrizes que a organização operadora deve considerar para formulação de um plano de descomissionamento. A estrutura atual do setor nuclear brasileiro enfatizando principalmente as normas utilizadas no gerenciamento do rejeito radioativo é apresentada. Uma descrição dos principais equipamentos do reator IEA-R1 que constituem o seu inventário radioativo e não radioativo é apresentada. O trabalho enfatiza também a experiência adquirida pelo corpo técnico do reator com as reformas e modificações realizadas na instalação durante sua vida útil. Esta experiência pode ser de grande valia por ocasião do descomissionamento do reator no futuro. Um experimento usando o método de espectrometria gama de alta resolução e cálculo computacional através da teoria de Monte Carlo foi realizado com o objetivo de se obter uma estimativa do volume de rejeito radioativo gerado pelo desmantelamento das paredes de concreto da piscina do reator. O custo do descomissionamento em função da estratégia escolhida é determinado utilizando o código CERREX. Por fim, é realizada uma discussão sobre as diferentes estratégias consideradas. Na base destas discussões conclui-se que a estratégia mais vantajosa a ser adotada no caso deste reator é aquela que preserva o seu prédio e instalações anexas, tendo em vista o grande volume de rejeito radioativo e custos sensivelmente maiores que resultariam com o seu desmantelamento. É sugerida a preservação de parte das equipes de operação, manutenção, proteção radiológica e física da instalação e utilização do prédio do reator e anexos para divulgação da energia nuclear através de sua transformação em um museu, uma vez que este foi o primeiro reator nuclear construído no Brasil e, desde sua inauguração, tem sido utilizado como forma de divulgação da energia nuclear no país. / The IEA-R1 Nuclear Research Reactor, in operation since 1957, in the Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP), is one of the oldest research reactors in the world. However at some point in time in the future, as example of the other reactors, it will be shutdown definitively. Before that time actually arrives, the operational organization needs to plan the future of its installations and define the final destination of equipment and radioactive as well as non-radioactive material contained inside the installations. These and other questions should be addressed in the so called Preliminary decommissioning plan of the installation, which is the subject of this work. The work initially presents an over view about the theme and defines the general and specific objectives describing, in succession, the directions that the operating organization should consider for the formulation of a decommissioning plan. The present structure of the Brazilian nuclear sector emphasizing principally the norms utilized in the management of radioactive waste is also presented. A description of principle equipment of the IEA-R1 reactor which constitutes its inventory of radioactive and non-radioactive material is given. The work emphasizes the experience of the reactor technicians, acquired during several reforms and modifications of the reactor installations realized during its useful life time. This experience may be of great help for the decommissioning in the future. An experiment using the high resolution gamma spectrometric method and computer calculation using Monte Carlo teory were performed with the objective of obtaining an estimate of the radioactive waste produced from dismantling of the reactor pool walls. The cost of reactor decommissioning for different choices of strategies was determined using the CERREX code. Finally, a discussion about different strategies is presented. On the basis of these discussions it is concluded that the most advantageous strategy that can be adopted in the case of this reactor is the one which preserves its building and installations, in view of the fact that a large volume of radioactive waste which will be produced and consequently a much higher costs that will result if dismantling of the reactor is decided. It is suggested that a part of the team of the technicians of reactor operation and maintenance and radiation protection services should be retained and the reactor with its building and annexes should be used for disseminating the information about the nuclear energy by transforming it in to a museum. This has been the first nuclear reactor built in Brazil and since its inauguration, has been, constantly utilized for disseminating information about the nuclear energy in the country.

O carvão ativado é um tipo comum de rejeito radioativo que contém elevada concentração de produtos de ativação e fissão. O gerenciamento deste rejeito inclui a sua caracterização, visando à determinação e quantificação dos radionuclídeos específicos, incluindo aqueles conhecidos como Radionuclídeos de Difícil Medição (RDM). A análise dos RDMs geralmente envolve análises radioquímicas complexas para purificação e separação dos radionuclídeos, as quais são caras e demandam muito tempo. O objetivo deste trabalho foi definir uma metodologia de análise sequencial de isótopos de urânio, netúnio, plutônio, amerício e cúrio, presentes em um tipo de rejeito radioativo, avaliando-se rendimento químico, tempo de análise, quantidade de rejeito secundário gerado e custo. Foram comparadas e validadas três metodologias que empregam a troca iônica (TI + EC), extração cromatográfica (EC) e extração com polímeros (ECP). O rejeito estudado foi o carvão ativado, proveniente do sistema de purificação de água do circuito primário de refrigeração do reator IEA-R1. As amostras de carvão foram dissolvidas por digestão ácida, seguida de purificação e separação dos isótopos com resinas de troca iônica, extração cromatográfica e extração com polímeros. Os isótopos foram analisados em um espectrômetro alfa, equipado com detectores de barreira de superfície. O rendimento químico de todos os elementos foi satisfatório para os métodos TI + EC e EC. Para o método ECP, apenas o rendimento químico do U foi comparável aos outros métodos. As análises estatísticas dos resultados bem como a análise de custo e volume de rejeito secundário gerado demonstraram que o método EC é o mais adequado para a identificação e quantificação dos isótopos estudados em carvão ativado. / Activated charcoal is a common type of radioactive waste that contains high concentrations of fission and activation products. The management of this waste includes its characterization aiming the determination and quantification of the specific radionuclides including those known as Difficult-to-Measure Radionuclides (RDM). The analysis of the RDM\'s generally involves complex radiochemical analysis for purification and separation of the radionuclides, which are expensive and time-consuming. The objective of this work was to define a methodology for sequential analysis of the isotopes of uranium, neptunium, plutonium, americium and curium present in a type of radioactive waste, evaluating chemical yield, analysis of time spent, amount of secondary waste generated and cost. Three methodologies were compared and validated that employ ion exchange (TI + EC), extraction chromatography (EC) and extraction with polymers (ECP). The waste chosen was the activated charcoal from the purification system of primary circuit water cooling the reactor IEA-R1. The charcoal samples were dissolved by acid digestion followed by purification and separation of isotopes with ion exchange resins, extraction and chromatographic extraction polymers. Isotopes were analyzed on an alpha spectrometer, equipped with surface barrier detectors. The chemical yields were satisfactory for the methods TI + EC and EC. ECP method was comparable with those methods only for uranium. Statistical analysis as well the analysis of time spent, amount of secondary waste generated and cost revealed that EC method is the most effective for identifying and quantifying U, Np, Pu, Am and Cm present in charcoal.

Um aspecto fundamental da aceitação pública da energia nuclear é a crença de que os rejeitos radioativos podem ser gerenciados de maneira segura, no intuito de proteger os seres humanos dos possíveis efeitos prejudiciais, tanto nas gerações atuais como nas futuras. Neste sentido, é essencial compreender como as pessoas percebem o risco associado com rejeitos radioativos e quais são os principais fatores que conduzem suas atitudes em relação à eliminação destes. Uma das maneiras para alcançar esse entendimento é através de pesquisas de opinião. Neste estudo, foi proposto um questionário focado na questão da aceitabilidade da energia nuclear e sua associação com a gestão de rejeitos radioativos, cobrindo os seguintes aspectos: atitudes em relação à energia nuclear e aos rejeitos radioativos, credibilidade das instituições e setores responsáveis pela segurança nuclear, identificação dos benefícios percebidos; percepção do risco de determinadas tecnologias e atividades, percepção do risco real, compreensão das reações emocionais e princípio da precaução. Resultados obtidos a partir de uma aplicação piloto do questionário são apresentados e discutidos neste trabalho. / One of the key features for public acceptance of nuclear energy is the belief that radioactive waste can be managed safely, in order to protect human beings from its possible harmful effects in present and future generations. In this sense, it is essential to understand how people perceive the risk associated with radioactive waste and which the main factors driving their attitudes toward its disposal are. One of the ways to achieve this understanding is through opinion polls. In this study, a questionnaire focused on the nuclear energy aceitability issue and its association with radioactive waste management was proposed, covering the following aspects: attitudes towards radioactive waste and nuclear power, credibility on institutions and sectors responsible by the nuclear safety, identification of perceived benefits, risk perception of specific technologies and activities, perception of real risk, emotional reaction comprehension and precautionary principle. Results obtained from a pilot questionnaire application are presented and discussed in this paper.

As atividades específicas do 238U, 226Ra, 210Pb, 232Th e 40K, foram medidas, utilizando-se a técnica de espectrometria gama de alta resolução, em amostras de solo coletadas em três furos com 2,10 m de profundidade e feitos com trado manual. O material amostrado é um latossolo desenvolvido sobre rochas quartzo-feldspáticas. O local da amostragem, no terreno do Instituto de Botânica da Secretaria do Meio Ambiente do Estado de São Paulo, possui uma cobertura vegetal densa que, junto com a camada superficial de solo, não é perturbada desde, pelo menos, 1938. Os 0,60 m superior da camada de solo amostrada correspondem aos horizontes O e A, enquanto que os 1,50 m restantes correspondem ao horizonte B. As medidas de atividade específica do 210Pb foram corrigidas para compensar os efeitos da absorção da radiação gama com 46,5 keV pela matriz de solo. O procedimento de correção baseado na literatura disponível, foi adaptado com o desenvolvimento de equações apropriadas para representar a geometria de detecção em que as medidas foram realizadas. Os resultados mostram que as atividades específicas do 238U e do 226Ra variam pouco em função da profundidade. O perfil de atividades do 238U parece refletir a distribuição dos minerais de argila no perfil de solo, enquanto que o perfil de atividades do 226Ra apresenta um valor praticamente constante em todo o solo analisado. O perfil de atividades do 210Pb mostra um leve enriquecimento desse isótopo nos horizontes O e A em relação ao restante do perfil. Com a exceção dos horizontes mais superficiais, o 226Ra está em desequilíbrio radioativo com o 238U e o solo apresenta razões de atividade 226Ra/238U da ordem de 0,90. O 210Pb está em desequilíbrio radioativo com o 226Ra sendo que as razões de atividade 210Pb/226Ra variam em torno de 0,7 na maior parte do perfil. A atividade específica do 210Pb é inferior à atividade específica do 226Ra em valores que variam de 8 Bq/kg a 18 Bq/kg. A série do 232Th está em equilíbrio radioativo secular em todas as amostras analisadas. As atividades específicas mais baixas do 232Th são observadas nos horizontes O e A. O horizonte B é enriquecido em 232Th o que reflete a maior concentração de argilas nesse horizonte. O 40K está distribuído de forma irregular ao longo do perfil de solo analisado e apresenta atividades específicas variando desde valores abaixo do limite de detecção do laboratório até 37,8 Bq/kg. / The specific activities of 238U , 226Ra, 210Pb, 232Th and 40K were measured, and the 226Ra/238U and 210Pb/226Ra activity ratios were calculated for samples collected in a 2.10 m deep soil profile in a preserved area of the São Paulo Botanic Garden. The sampling site is covered by dense vegetation that, together with the upper soil layer, has not been disturbed since, al least, 1938. The upper 0.60 m of the soil profile corresponds to the O and A soil horizons, whereas the remaining 1.50 m of the profile corresponds to the B horizon. The 210Pb specific activity measurements were corrected for the attenuation of the 46.5 keV gamma radiation by the soil mineral matrix. The attenuation correction procedure is based on the available literature and was adapted to represent the detection geometry of the measurements. The results show that the uranium series is in radioactive disequilibrium in most of the sampled soil. The 226Ra/238U activity ratios vary around 0.9 whereas the 210Pb/226Ra activity ratios resulted in a mean value of 0.7. The unsupported 210Pb specific activities are between -8 Bq/kg and -18 Bq/kg. The 232Th series is in secular radioactive equilibrium in the whole sampled soil layer. The 232Th specific activity distribution seems to reflect the concentration of clay minerals in the soil horizon B. The 40K radionuclide is irregulary distributed in the whole sampled soil layer and it?s specific activities varying from below detection limit to about 37.8 Bq/kg.

O problema de rejeitos radioativos é uma preocupação de âmbito mundial, uma vez que não há, ainda, um local definido para a construção de um repositório para rejeitos radioativos de alto nível. Uma das etapas preliminares para a escolha do local mais apropriado é o estudo geológico associado a estudos experimentais de adsorção das espécies químicas envolvidas nos processo. Neste trabalho foi utilizado uma amostra de rocha basáltica, da região sul da Formação Serra Geral, coletada em Frederico Westphalen (RS), que servirá como candidata à rocha hospedeira para locação de rejeitos radioativos. Foram realizados dois experimentos, a saber: "Batch Test" e percolação, ambos sob pressão atmosférica, à temperatura ambiente de 25°C, com a finalidade de estudar a capacidade de sorção dos elementos terras raras - ETR. Os ETR são utilizados neste trabalho em função de sua analogia com os actinídeos, visando a investigar o comportamento geoquímico e a especiações dos mesmos em águas naturais, buscando a possibilidade de armazenamento geológico de rejeitos radioativos, uma vez que a adsorção dos ETR depende de variáveis do ambiente como pH, força iônica, temperatura e presença de ligantes, como carbonatos e constituintes de superfícies dos minerais. Foi realizado experimento de percolação dos ETR, a 100ppb, no basalto (com granulometria 80 mesh) em soluções com força iônica I= 0,025 M e I=0,5 M de NaCl. O pH foi controlado em uma faixa de 5,6 a 7,6 com adição de HNO3. As concentrações foram analisadas por ICP-MS. O "Batch Test" é uma eficiente forma de se obter isotermas de sorção/dessorção, além de valores da razão entre as distribuições sólido/solução e estimar a solubilidade. O experimento de percolação, foi realizado sob pH controlado em torno de 6, e permitiu verificar a "preferência" dos ETR pesados em relação aos ETR leves. / The problem of radioactive wastes is a concern of world-wide scope, a time that does not still have a defined local for the construction of a repository for radioactive wastes of high level. One of the preliminary stages for the choice of the place more appropriate is the geologic study associated to the experimental studies of adsorprtion of the involved chemical species in the process. In this work, a sample of basaltic rock was used, of the South Region of the Formation Serra Geral, collected in Frederico Westphalen Town (RS), that it will be probably a candidate to the rock hostess for location of radioactive wastes. Two experiments have been carried out through, namely: "Test Batch" and Percolating, both under atmospheric pressure, at the ambient temperature of 25°C, with the purpose to study the capacity of sorption of the rare earth elements - REE. The REE are used in this work in function of its analogy with the actinídes, aiming at to investigate the chemistry behavior and the speciations of the same in natural waters, searching the possibility of geologic storage of radioactive wastes, a time that the adsorption of the REE depends on variables of the environment as pH, ionic strengh, temperature and presence of ligants, as carbonates and constituent of surfaces of minerals. Experiment of percolating of the REE was carried through, 100ppb, in the basalt (with 80 mesh) in solutions with ionic strengh I= 0,025 M and I=0,5 M of NaCl. pH was controlled in a range of 5,6 the 7,6 with HNO3 addition. The concentrations were analyzed by ICP-MS. The "Batch Test" is an efficient form of studing sorption/dessorption isotherms, beyond values of the reason between the distributions solid/solution and estimation of the solubility. The percolating experiment, was carried through under pH controlled around 6, and allowed to verify the behaviour of heavy REE in comparison with the light REE.

O problema de rejeitos radioativos é uma preocupação de âmbito mundial, uma vez que não há, ainda, um local definido para a construção de um repositório para rejeitos radioativos de alto nível. Uma das etapas preliminares para a escolha do local mais apropriado é o estudo geológico associado a estudos experimentais de adsorção das espécies químicas envolvidas nos processo. Neste trabalho foi utilizado uma amostra de rocha basáltica, da região sul da Formação Serra Geral, coletada em Frederico Westphalen (RS), que servirá como candidata à rocha hospedeira para locação de rejeitos radioativos. Foram realizados dois experimentos, a saber: "Batch Test" e percolação, ambos sob pressão atmosférica, à temperatura ambiente de 25°C, com a finalidade de estudar a capacidade de sorção dos elementos terras raras - ETR. Os ETR são utilizados neste trabalho em função de sua analogia com os actinídeos, visando a investigar o comportamento geoquímico e a especiações dos mesmos em águas naturais, buscando a possibilidade de armazenamento geológico de rejeitos radioativos, uma vez que a adsorção dos ETR depende de variáveis do ambiente como pH, força iônica, temperatura e presença de ligantes, como carbonatos e constituintes de superfícies dos minerais. Foi realizado experimento de percolação dos ETR, a 100ppb, no basalto (com granulometria 80 mesh) em soluções com força iônica I= 0,025 M e I=0,5 M de NaCl. O pH foi controlado em uma faixa de 5,6 a 7,6 com adição de HNO3. As concentrações foram analisadas por ICP-MS. O "Batch Test" é uma eficiente forma de se obter isotermas de sorção/dessorção, além de valores da razão entre as distribuições sólido/solução e estimar a solubilidade. O experimento de percolação, foi realizado sob pH controlado em torno de 6, e permitiu verificar a "preferência" dos ETR pesados em relação aos ETR leves. / The problem of radioactive wastes is a concern of world-wide scope, a time that does not still have a defined local for the construction of a repository for radioactive wastes of high level. One of the preliminary stages for the choice of the place more appropriate is the geologic study associated to the experimental studies of adsorprtion of the involved chemical species in the process. In this work, a sample of basaltic rock was used, of the South Region of the Formation Serra Geral, collected in Frederico Westphalen Town (RS), that it will be probably a candidate to the rock hostess for location of radioactive wastes. Two experiments have been carried out through, namely: "Test Batch" and Percolating, both under atmospheric pressure, at the ambient temperature of 25°C, with the purpose to study the capacity of sorption of the rare earth elements - REE. The REE are used in this work in function of its analogy with the actinídes, aiming at to investigate the chemistry behavior and the speciations of the same in natural waters, searching the possibility of geologic storage of radioactive wastes, a time that the adsorption of the REE depends on variables of the environment as pH, ionic strengh, temperature and presence of ligants, as carbonates and constituent of surfaces of minerals. Experiment of percolating of the REE was carried through, 100ppb, in the basalt (with 80 mesh) in solutions with ionic strengh I= 0,025 M and I=0,5 M of NaCl. pH was controlled in a range of 5,6 the 7,6 with HNO3 addition. The concentrations were analyzed by ICP-MS. The "Batch Test" is an efficient form of studing sorption/dessorption isotherms, beyond values of the reason between the distributions solid/solution and estimation of the solubility. The percolating experiment, was carried through under pH controlled around 6, and allowed to verify the behaviour of heavy REE in comparison with the light REE.