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.

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.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2015-11-24T11:59:02Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-11-24T11:59:02Z (GMT). No. of bitstreams: 0 Previous issue date: 2014-03 / O presente trabalho vem apresentar procedimentos de revisão sistemática de literatura sobre conteúdo associado à gestão de rejeitos radioativos. Mais especificamente, nesta revisão será mostrada análise realizada sobre metodologias em uso ou propostas para deposição geológica de rejeitos de alto nível de radiação. Neste contexto avalia-se uma nova visão sistêmica sobre depósitos definitivos de resíduos radioativos, em particular daqueles classificados como destino de rejeitos de alta intensidade radioativa (rejeitos HLW e SNF) quando considerado seu confinamento por longos períodos de tempo (mais de 100 anos). Este estudo justifica-se face a proximidade da data em que países signatários da Convenção de Londres (1972) e do Protocolo de Londres (1996) realizarão novo estudo científico destinado à ratificação ou reforma/atualização dos princípios estabelecidos naquele acordo internacional sobre o alijamento de rejeitos e substâncias no mar, bem como sobre possíveis usos do meio ambiente marinho. Integra-se, também, a este trabalho a opinião convergente, na área nuclear, de pesquisadores sobre a destinação final de rejeitos e sobre apropriada indicação de sítios geológicos profundos para este fim. Por fim, serão abordadas algumas características normativas (aspectos legais) assim como aspectos comparativos entre procedimentos em vigor, adotados por alguns países, para a deposição segura de rejeitos radiativos de alta atividade radioativa. Este trabalho justificará a necessidade de se realizar a revisão técnico-acadêmica para efeito da conjunção das características favoráveis e vantajosas dos seguintes métodos já conhecidos no meio técnico ou já efetivamente postos em prática: deposição geológica em grande profundidade; deposição geológica em estratificação salina (evaporitos) e deposição sob o leito marinho (sub-seabed).

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

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

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.

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.

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.

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.

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.