O uso de radioisótopos em medicina nuclear, seja para terapia ou diagnóstico, gera rejeitos radioativos. A quantidade e características desses rejeitos variam em função da quantidade de pacientes atendidos, do tipo de procedimento realizado e do radioisótopo utilizado. A gestão desses rejeitos abrange todas as atividades técnicas e administrativas envolvidas no manuseio dos rejeitos, desde a sua geração até seu destino final e deve ser considerada e planejada desde o momento da implementação do serviço de medicina nuclear. O objetivo principal da gestão de rejeitos radioativos é garantir a proteção do homem e a preservação do meio ambiente. O regulamento que estabelece as bases para a boa gestão dos rejeitos radioativos foi elaborado pela Comissão Nacional de Energia Nuclear, em 1985. Trata-se da Norma CNEN-NE-6.05 Gerência de rejeitos radioativos em instalações radiativas que embora seja um marco relacionado à gestão dos rejeitos radioativos e ajude em grande parte no papel de orientar no projeto de um sistema de gestão em instalações radioativas de usuários de radioisótopos, aborda os tópicos de forma generalizada e não considera aspectos particulares das diferentes instalações, como é o caso dos serviços de medicina nuclear. O presente trabalho pretende colaborar com referências que forneçam orientações sobre como cumprir as exigências regulatórias e descrever o sistema de gerência de rejeitos radioativos em serviços de medicina nuclear. / Radioisotope applications in nuclear medicine services, for diagnosis and therapy, generate radioactive wastes. The general characteristics and the amount of wastes that are generated in each facility are function of the number of patients treated, the procedures adopted, and the radioisotopes used. The management of these wastes embraces every technical and administrative activity necessary to handle the wastes, from the moment of their generation, till their final disposal, must be planned before the nuclear medicine facility is commissioned, and aims at assuring people safety and environmental protection. The regulatory framework was established in 1985, when the National Commission on Nuclear Energy issued the regulation CNEN-NE-6.05 Radioactive waste management in radioactive facilities. Although the objective of that regulation was to set up the rules for the operation of a radioactive waste management system, many requirements were broadly or vaguely defined making it difficult to ascertain compliance in specific facilities. The objective of the present dissertation is to describe the radioactive waste management system in a nuclear medicine facility and provide guidance on how to comply with regulatory requirements.

O uso de radioisótopos em medicina nuclear, seja para terapia ou diagnóstico, gera rejeitos radioativos. A quantidade e características desses rejeitos variam em função da quantidade de pacientes atendidos, do tipo de procedimento realizado e do radioisótopo utilizado. A gestão desses rejeitos abrange todas as atividades técnicas e administrativas envolvidas no manuseio dos rejeitos, desde a sua geração até seu destino final e deve ser considerada e planejada desde o momento da implementação do serviço de medicina nuclear. O objetivo principal da gestão de rejeitos radioativos é garantir a proteção do homem e a preservação do meio ambiente. O regulamento que estabelece as bases para a boa gestão dos rejeitos radioativos foi elaborado pela Comissão Nacional de Energia Nuclear, em 1985. Trata-se da Norma CNEN-NE-6.05 Gerência de rejeitos radioativos em instalações radiativas que embora seja um marco relacionado à gestão dos rejeitos radioativos e ajude em grande parte no papel de orientar no projeto de um sistema de gestão em instalações radioativas de usuários de radioisótopos, aborda os tópicos de forma generalizada e não considera aspectos particulares das diferentes instalações, como é o caso dos serviços de medicina nuclear. O presente trabalho pretende colaborar com referências que forneçam orientações sobre como cumprir as exigências regulatórias e descrever o sistema de gerência de rejeitos radioativos em serviços de medicina nuclear. / Radioisotope applications in nuclear medicine services, for diagnosis and therapy, generate radioactive wastes. The general characteristics and the amount of wastes that are generated in each facility are function of the number of patients treated, the procedures adopted, and the radioisotopes used. The management of these wastes embraces every technical and administrative activity necessary to handle the wastes, from the moment of their generation, till their final disposal, must be planned before the nuclear medicine facility is commissioned, and aims at assuring people safety and environmental protection. The regulatory framework was established in 1985, when the National Commission on Nuclear Energy issued the regulation CNEN-NE-6.05 Radioactive waste management in radioactive facilities. Although the objective of that regulation was to set up the rules for the operation of a radioactive waste management system, many requirements were broadly or vaguely defined making it difficult to ascertain compliance in specific facilities. The objective of the present dissertation is to describe the radioactive waste management system in a nuclear medicine facility and provide guidance on how to comply with regulatory requirements.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2014-05-26T12:32:59Z No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2013_02 Renata Amaral.pdf: 739013 bytes, checksum: 5ff9eb1640753cc607ecc4b69dc032f2 (MD5) / Made available in DSpace on 2014-05-26T12:32:59Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertacao_mestrado_ien_2013_02 Renata Amaral.pdf: 739013 bytes, checksum: 5ff9eb1640753cc607ecc4b69dc032f2 (MD5) Previous issue date: 2013 / Este trabalho tem como objetivo calcular a compensação financeira devida aos municípios onde exista viabilidade para construção de depósitos de rejeitos radioativos de baixa e média atividade. Foi utilizada como estrutura base a metodologia desenvolvida pela CNEN presente na Resolução nº 96 de 10 de agosto de 2010, intitulada "Modelo de Cálculo para Compensação Financeira dos Municípios" onde estão estabelecidos os parâmetros para os rejeitos, instalações e locais de implantação. O cálculo foi realizado em função da deposição, temporária ou definitiva, de rejeitos sólidos, e.g. equipamentos de proteção individual (luvas, sapatilhas, máscaras, etc.), resinas e filtros usados no tratamento de efluentes, entre outros, oriundos de instalações nucleares e radiativas. São apresentados alguns exemplos de países que compensam, financeiramente ou não, municípios pela construção de depósitos de rejeitos e, em alguns casos, como ocorreu o processo de negociação entre as partes interessadas (stakeholders). Também são apresentadas outras formas de compensação financeira no Brasil pelas atividades industriais de grande porte que tragam risco para a população local e para o meio ambiente, como compensações por exploração de petróleo e gás, usinas hidrelétricas e usinas de mineração. Foi utilizado o inventário de rejeitos elaborado no projeto do RBMN (Repositório Para Rejeitos de Baixo e Médio Níveis de Atividade) desenvolvido pelo CDTN (2009) que traz a implantação de um repositório para armazenamento definitivo de rejeitos radioativos. A partir desses dados foi possível desenvolver um estudo de caso através de definição de quatro cenários para depósitos iniciais/intermediários e finais. Os resultados obtidos mostram montantes mensais que variam no início do período da compensação entre R$ 2,6 mil e R$ 79,8 mil, a partir dos quais foi elaborada uma análise crítica quanto aos parâmetros considerados e a forma de rateio do valor devido. Outrossim, tais valores foram comparados com a receita orçamentária de municípios previamente selecionados, assim como foram analisados alguns pontos divergentes na resolução. / This work aims to perform calculation about the financial compensations due to municipalities with viability for construction of radioactive waste deposits from low and medium activity. It was used as methodology the framework of normative act in the Resolution nº 96, august 10, 2010, ("Model of Calculation for Financial Compensations due to Municipalities) where there are established the parameters for the wastes, the facilities and the deployment sites. The calculation was made according with interim storage or definitive disposal of solid wastes, e.g. personal protection equipment (gloves, shoes, masks, et) resins and filters used in wastewater treatment form nuclear and radioactivity facilities. Some examples of countries in which compensations, financial or not, was practiced in favor of municipalities due to construction os waste deposits were shown and in some cases, the way that occurred the negotiation between the stakeholders. Were also presented other forms of financial compensations in Brazil due to large-scale industrial activities that result in potential risk for the surrounding populations and environment, as oil and natural gas, hydropower plants and mining. Were used the waste inventory designed by RMBN project (Waste Repository of Low and Medium Activity) developed in CDTN (2009) which presents the implementation of a repository for disposal of radioactive waste. Based on these data it was possible to develop a case study, establishing four scenarios for initial/interim storage and final disposal of wastes. The results reached monthly values that ranged from 2,6 to 79,8 thousand Brazilian Reais, from which it was performed a critical analysis of the range of parameters and the apportionment of the amount due. Likewise, these values were compared with the budget revenues of some previously selectec municipalities and were examined divergent points in the normative act as well.

Atualmente, a caracterização dos resíduos radioativos gerados na operação do reator nuclear de pesquisas IEA-R1 está em curso. O reator IEA-R1 é um reator do tipo piscina aberta, moderado e refrigerado por água leve, utilizando dois leitos de resinas de troca iônica e de carvão ativado para purificação de água de refrigeração. Estes meios filtrantes são substituídos quando já não são capazes de manter a qualidade da água dentro dos limites exigidos e são tratados como rejeitos radioativos. Contendo produtos de fissão, ativação e actinídeos que escapam do núcleo do reator para a água da piscina, apresentam altas taxas de dose devido à quantidade de emissores gama de meias-vidas curtas e intermediárias, emissores alfa, elementos transurânicos de meia-vida longa bem como emissores beta puros. A caracterização destes rejeitos, consequentemente, requer métodos de análise radioquímica que incluem a amostragem e o processamento das amostras, resultando em doses elevadas para os trabalhadores. Nesse contexto, o objetivo deste trabalho consistiu em correlacionar os resultados das análises radioquímicas de amostras de rejeitos, com os resultados das medições radiométricas, utilizando a modelagem das taxas de dose em diferentes distâncias da superfície dos embalados. As taxas de dose medidas foram comparadas com os resultados de cálculos . Massa, volume e geometria das fases sólidas e líquidas de cada um dos tambores também foram determinadas, uma vez que o teor de água varia amplamente entre diferentes tambores, e são essenciais para estimar as atividades totais em cada tambor. / The characterization of the radioactive wastes generated in the operation of the nuclear research reactor IEA-R1 is currently ongoing. The IEA-R1 is an open pool type reactor, moderated and cooled by light water that uses two beds of ion-exchange resins and activated charcoal to remove impurities from the cooling water. These filter media are replaced when they are no longer able to maintain water quality within the required limits and are treated as radioactive waste. They contain the actinides and the fission and activation products that leaked into the reactor pool water. They give off high dose rates due to the amount of gamma-emitters present and are a long-term radiation safety concern because of their content of long-lived alpha- and beta-emitters. The characterization of these wastes requires radiochemical analysis methods, which include the sampling and processing of samples, resulting in high exposure to the workers. The objective of this study was to correlate the results of activity concentrations obtained in previous radiochemical analyses with the results of measurements of dose rates at various distances from the package surfaces, aiming at reducing the exposure of personnel by avoiding more sampling and sample analysis operations. Mass, volume and geometry of solid and liquid phases of each drum, which vary widely among different drums, were also estimated and use to determine total activity. The measured and calculated dose rates were compared to confirm the activity estimates.

Neste trabalho é apresentado o potencial de remoção de íons estrôncio de soluções aquosas pelas fibras de coco na forma bruta e na forma ativada com peróxido de hidrogênio, 1% e 4%, em meio básico. Os experimentos de biossorção foram realizados em batelada com 2 mg.L-1 de solução de Sr(NO3)2 e foram estudadas as influências dos seguintes parâmetros: tempo de contato, pH e a eficiência de biossorção das fibras ativadas em comparação com a fibra de coco bruta (FCB). A caracterização das fibras antes e após o tratamento, e a presença de Sr2+ nas fibras foram realizadas por microscopia de varredura eletrônica com detector de espectroscopia de energia dispersiva, espectroscopia de difração de raios X, espectroscopia de infravermelho e por análise térmica. Dentre as fibras estudadas, a fibra de coco ativada com 1% H2O2 (FCA 1) apresentou a maior capacidade de biossorção: 3,6 mg.g-1, nas seguintes condições: 5 mg de biomassa em pH 6, após 90 minutos de tempo de contato à temperatura ambiente. A fibra de coco ativada com 4% H2O2 (FCA 2) levou a uma maior degradação dos constituintes da fibra e consequentemente a uma menor remoção de íons de Sr2+.Para os estudos de modelos de isotermas de biossorção de Sr2+, tanto a FCB quanto a FCA 1 ajustaram-se melhor ao modelo de Langmuir e à cinética de pseudo-segunda ordem. Os parâmetros termodinâmicos energia livre de Gibbs (ΔG) e coeficiente de distribuição (KD) foram -0,90 kJ.mol-1 e 265,3L.Kg-1 para a FCB e de -7,2 kJ.mol-1 e 824,3 L.Kg-1 para a FCA1. Esses resultados demonstraram que a FCA 1 possui uma boa eficiência para remover íons de Sr2+de resíduos químicos aquosos e é uma boa alternativa no tratamento de rejeitos radioativos líquidos contendo íons 90Sr. / This work presents the potential of strontium ions removal from aqueous solutions using coconut fiber in raw and treated form with hydrogen peroxide, 1% and 4%, in alkaline conditions. The biosorption experiments were performed in batch mode with 2 mg.L-1 solution of Sr(NO3)2 and the influence of the following parameters were studied: contact time and pH. It was also evaluate the biosorption efficiency of the treated coconut fibers in comparison with the raw coconut fiber (RCF). The fibers characterizations before and after treatment and the presence of the Sr2+ in the fibers were performed by scanning electron microscopy with a detector energy dispersive spectroscopy, diffraction of x-ray spectroscopy, infrared spectroscopy and thermal analysis. Among the studied fibers, the treated coconut fiber with 1% of H2O2 (TCF 1) showed the major biosorption capacity of 3.6 mg.g-1 in the following conditions: 5 mg of biomass at pH 6, 90 minutes of contact time at room temperature. Treated coconut fiber with 4% H2O2 (TCF 2) showed the lowest Sr2+ ions removal due to degradation of the fibers constituents. For studies of biosorption isotherms, both raw and treated coconut fiber (TCF 1) were fitted better to Langmuir model and the kinetics reaction was of pseudo-second order. The thermodynamic parameters Gibbs free energy (ΔG) and distribution coefficient (KD) were -0.90 kJ.mol-1 and 265.3 L.Kg-1 for RCF and of -7,2 kJ.mol-1 and 824.3L.Kg-1 for TCF 1. These results demonstrated that the TCF 1 has good efficiency for removing Sr2+ ions in the aqueous chemical waste and is a good alternative in treatment of liquid radioactive wastes containing 90Sr.

Rejeitos radioativos líquidos contendo compostos orgânicos precisam de atenção especial, porque os processos de tratamento disponíveis são caros e difíceis de serem gerenciados. A biossorção é uma potencial técnica de tratamento que tem sido estudada em rejeitos simulados. O termo biossorção é utilizado para descrever a remoção de metais, metalóides e/ou radionuclídeos por um material de origem biológica independentemente de sua atividade metabólica. Dentre as potenciais biomassas, os resíduos agrícolas apresentam características muito atraentes, pois possibilitam a remoção dos radionuclídeos presentes no rejeito utilizando um biossorvente de baixo custo. O objetivo deste estudo foi avaliar o uso potencial de diferentes biomassas originadas de produtos ou resíduos agrícolas (fibra de coco, casca de café e casca de arroz) no tratamento de rejeitos radioativos líquidos orgânicos reais. Foram realizados experimentos com essas biomassas incluindo i) Preparação, ativação e caracterização das biomassas; ii) Realização dos ensaios de biossorção e iii) Avaliação do produto da imobilização de biomassas em cimento. As biomassas foram testadas nas formas brutas e ativadas. A ativação foi realizada com soluções diluídas de HNO3 e NaOH. Os ensaios de biossorção foram realizados em frascos de polietileno, nos quais foram adicionados 10 mL do rejeito radioativo ou diluições do rejeito em água deionizada com o mesmo pH e 2 % da biomassa (m/v). No final do experimento, a biomassa foi separada por filtração e a concentração dos radioisótopos remanescente no filtrado foi determinada por ICP-OES e espectrometria gama. O rejeito estudado contém urânio natural (U (total)), amerício-241 e césio-137. Os tempos de contato adotados foram 30 min, 1, 2 e 4 horas e as concentrações estudadas variaram entre 10% e 100%. Os resultados foram avaliados por meio da capacidade máxima de sorção experimental e modelos ternários de isotermas e cinética. As maiores capacidades de sorção foram observadas com casca de café bruta, com valores aproximados de 2 mg/g de U (total), 40 x10-6 mg/g de Am-241 e 50 x10-9 mg/g de Cs-137 e, também, com fibra de coco ativada, com valores de 2 mg/g de U (total), 70 x10-6 mg/g de Am-241 e 40 x10-9 mg/g de Cs-137. As propriedades avaliadas na determinação da qualidade do produto de imobilização foram água livre, resistência mecânica, trabalhabilidade e tempo de pega. Os melhores produtos de imobilização para estas biomassas foram obtidos com uma relação água/cimento de 0,30, contendo 5%, 10% e 15% de casca café bruto, fibra de coco ativada e casca de café ativado, respectivamente. Estes resultados sugerem que a biossorção com casca de café bruta e fibra de coco sob a forma ativada podem ser aplicadas no tratamento de rejeitos radioativos líquidos orgânicos contendo urânio, amerício-241 e césio-137. / Radioactive liquid waste containing organic compounds need special attention, because the treatment processes available are expensive and difficult to manage. The biosorption is a potential treatment technique that has been studied in simulated wastes. The biosorption term is used to describe the removal of metals, non-metals and/or radionuclides by a material from a biological source, regardless of its metabolic activity. Among the potential biomass, agricultural residues have very attractive features, as they allow for the removal of radionuclides present in the waste using a low cost biosorbent. The aim of this study was to evaluate the potential use of different biomass originating from agricultural products (coconut fiber, coffee husk and rice husk) in the treatment of real radioactive liquid organic waste. Experiments with these biomasses were made including i) Preparation, activation and characterization of biomasses; ii) Conducting biosorption assays; and iii) Evaluation of the product of immobilization of biomasses in cement. The biomasses were tested in raw and activated forms. The activation was carried out with diluted HNO3 and NaOH solutions. Biosorption assays were performed in polyethylene bottles, in which were added 10 mL of radioactive waste or waste dilutions in deionized water with the same pH and 2% of the biomass (w/v). At the end of the experiment, the biomass was separated by filtration and the remaining concentration of radioisotopes in the filtrate was determined by ICP-OES and gamma spectrometry. The studied waste contains natural uranium, americium-241 and cesium-137. The adopted contact times were 30 min, 1, 2 and 4 hours and the concentrations tested ranged between 10% and 100%. The results were evaluated by maximum experimental sorption capacity and isotherm and kinetics ternary models. The highest sorption capacity was observed with raw coffee husk, with approximate values of 2 mg/g of U (total), 40 x10-6 mg/g of Am-241 and 50 x10-9 mg/g of Cs-137 and, also, with activated coconut fiber, with values of 2 mg/g of U (total), 70 x10-6 mg/g of Am-241 and 40 x10-9 mg/g of Cs-137. The properties evaluated to determine the quality of the immobilization product were free water, mechanical strength, workability and setting time. The best immobilization products for these biomasses were obtained with a water/cement ratio of 0.30, containing 5%, 10% and 15% of raw coffee husk, activated coconut fiber and activated raw coffee husk, respectively. These results suggest that biosorption with raw coffee husk and activated coconut fiber can be applied in the treatment of radioactive liquid organic wastes containing uranium, americium-241 and cesium-137.

Rejeitos radioativos líquidos contendo compostos orgânicos precisam de atenção especial, porque os processos de tratamento disponíveis são caros e difíceis de serem gerenciados. A biossorção é uma potencial técnica de tratamento que tem sido estudada em rejeitos simulados. O termo biossorção é utilizado para descrever a remoção de metais, metalóides e/ou radionuclídeos por um material de origem biológica independentemente de sua atividade metabólica. Dentre as potenciais biomassas, os resíduos agrícolas apresentam características muito atraentes, pois possibilitam a remoção dos radionuclídeos presentes no rejeito utilizando um biossorvente de baixo custo. O objetivo deste estudo foi avaliar o uso potencial de diferentes biomassas originadas de produtos ou resíduos agrícolas (fibra de coco, casca de café e casca de arroz) no tratamento de rejeitos radioativos líquidos orgânicos reais. Foram realizados experimentos com essas biomassas incluindo i) Preparação, ativação e caracterização das biomassas; ii) Realização dos ensaios de biossorção e iii) Avaliação do produto da imobilização de biomassas em cimento. As biomassas foram testadas nas formas brutas e ativadas. A ativação foi realizada com soluções diluídas de HNO3 e NaOH. Os ensaios de biossorção foram realizados em frascos de polietileno, nos quais foram adicionados 10 mL do rejeito radioativo ou diluições do rejeito em água deionizada com o mesmo pH e 2 % da biomassa (m/v). No final do experimento, a biomassa foi separada por filtração e a concentração dos radioisótopos remanescente no filtrado foi determinada por ICP-OES e espectrometria gama. O rejeito estudado contém urânio natural (U (total)), amerício-241 e césio-137. Os tempos de contato adotados foram 30 min, 1, 2 e 4 horas e as concentrações estudadas variaram entre 10% e 100%. Os resultados foram avaliados por meio da capacidade máxima de sorção experimental e modelos ternários de isotermas e cinética. As maiores capacidades de sorção foram observadas com casca de café bruta, com valores aproximados de 2 mg/g de U (total), 40 x10-6 mg/g de Am-241 e 50 x10-9 mg/g de Cs-137 e, também, com fibra de coco ativada, com valores de 2 mg/g de U (total), 70 x10-6 mg/g de Am-241 e 40 x10-9 mg/g de Cs-137. As propriedades avaliadas na determinação da qualidade do produto de imobilização foram água livre, resistência mecânica, trabalhabilidade e tempo de pega. Os melhores produtos de imobilização para estas biomassas foram obtidos com uma relação água/cimento de 0,30, contendo 5%, 10% e 15% de casca café bruto, fibra de coco ativada e casca de café ativado, respectivamente. Estes resultados sugerem que a biossorção com casca de café bruta e fibra de coco sob a forma ativada podem ser aplicadas no tratamento de rejeitos radioativos líquidos orgânicos contendo urânio, amerício-241 e césio-137. / Radioactive liquid waste containing organic compounds need special attention, because the treatment processes available are expensive and difficult to manage. The biosorption is a potential treatment technique that has been studied in simulated wastes. The biosorption term is used to describe the removal of metals, non-metals and/or radionuclides by a material from a biological source, regardless of its metabolic activity. Among the potential biomass, agricultural residues have very attractive features, as they allow for the removal of radionuclides present in the waste using a low cost biosorbent. The aim of this study was to evaluate the potential use of different biomass originating from agricultural products (coconut fiber, coffee husk and rice husk) in the treatment of real radioactive liquid organic waste. Experiments with these biomasses were made including i) Preparation, activation and characterization of biomasses; ii) Conducting biosorption assays; and iii) Evaluation of the product of immobilization of biomasses in cement. The biomasses were tested in raw and activated forms. The activation was carried out with diluted HNO3 and NaOH solutions. Biosorption assays were performed in polyethylene bottles, in which were added 10 mL of radioactive waste or waste dilutions in deionized water with the same pH and 2% of the biomass (w/v). At the end of the experiment, the biomass was separated by filtration and the remaining concentration of radioisotopes in the filtrate was determined by ICP-OES and gamma spectrometry. The studied waste contains natural uranium, americium-241 and cesium-137. The adopted contact times were 30 min, 1, 2 and 4 hours and the concentrations tested ranged between 10% and 100%. The results were evaluated by maximum experimental sorption capacity and isotherm and kinetics ternary models. The highest sorption capacity was observed with raw coffee husk, with approximate values of 2 mg/g of U (total), 40 x10-6 mg/g of Am-241 and 50 x10-9 mg/g of Cs-137 and, also, with activated coconut fiber, with values of 2 mg/g of U (total), 70 x10-6 mg/g of Am-241 and 40 x10-9 mg/g of Cs-137. The properties evaluated to determine the quality of the immobilization product were free water, mechanical strength, workability and setting time. The best immobilization products for these biomasses were obtained with a water/cement ratio of 0.30, containing 5%, 10% and 15% of raw coffee husk, activated coconut fiber and activated raw coffee husk, respectively. These results suggest that biosorption with raw coffee husk and activated coconut fiber can be applied in the treatment of radioactive liquid organic wastes containing uranium, americium-241 and cesium-137.

Neste trabalho é apresentado o potencial de remoção de íons estrôncio de soluções aquosas pelas fibras de coco na forma bruta e na forma ativada com peróxido de hidrogênio, 1% e 4%, em meio básico. Os experimentos de biossorção foram realizados em batelada com 2 mg.L-1 de solução de Sr(NO3)2 e foram estudadas as influências dos seguintes parâmetros: tempo de contato, pH e a eficiência de biossorção das fibras ativadas em comparação com a fibra de coco bruta (FCB). A caracterização das fibras antes e após o tratamento, e a presença de Sr2+ nas fibras foram realizadas por microscopia de varredura eletrônica com detector de espectroscopia de energia dispersiva, espectroscopia de difração de raios X, espectroscopia de infravermelho e por análise térmica. Dentre as fibras estudadas, a fibra de coco ativada com 1% H2O2 (FCA 1) apresentou a maior capacidade de biossorção: 3,6 mg.g-1, nas seguintes condições: 5 mg de biomassa em pH 6, após 90 minutos de tempo de contato à temperatura ambiente. A fibra de coco ativada com 4% H2O2 (FCA 2) levou a uma maior degradação dos constituintes da fibra e consequentemente a uma menor remoção de íons de Sr2+.Para os estudos de modelos de isotermas de biossorção de Sr2+, tanto a FCB quanto a FCA 1 ajustaram-se melhor ao modelo de Langmuir e à cinética de pseudo-segunda ordem. Os parâmetros termodinâmicos energia livre de Gibbs (ΔG) e coeficiente de distribuição (KD) foram -0,90 kJ.mol-1 e 265,3L.Kg-1 para a FCB e de -7,2 kJ.mol-1 e 824,3 L.Kg-1 para a FCA1. Esses resultados demonstraram que a FCA 1 possui uma boa eficiência para remover íons de Sr2+de resíduos químicos aquosos e é uma boa alternativa no tratamento de rejeitos radioativos líquidos contendo íons 90Sr. / This work presents the potential of strontium ions removal from aqueous solutions using coconut fiber in raw and treated form with hydrogen peroxide, 1% and 4%, in alkaline conditions. The biosorption experiments were performed in batch mode with 2 mg.L-1 solution of Sr(NO3)2 and the influence of the following parameters were studied: contact time and pH. It was also evaluate the biosorption efficiency of the treated coconut fibers in comparison with the raw coconut fiber (RCF). The fibers characterizations before and after treatment and the presence of the Sr2+ in the fibers were performed by scanning electron microscopy with a detector energy dispersive spectroscopy, diffraction of x-ray spectroscopy, infrared spectroscopy and thermal analysis. Among the studied fibers, the treated coconut fiber with 1% of H2O2 (TCF 1) showed the major biosorption capacity of 3.6 mg.g-1 in the following conditions: 5 mg of biomass at pH 6, 90 minutes of contact time at room temperature. Treated coconut fiber with 4% H2O2 (TCF 2) showed the lowest Sr2+ ions removal due to degradation of the fibers constituents. For studies of biosorption isotherms, both raw and treated coconut fiber (TCF 1) were fitted better to Langmuir model and the kinetics reaction was of pseudo-second order. The thermodynamic parameters Gibbs free energy (ΔG) and distribution coefficient (KD) were -0.90 kJ.mol-1 and 265.3 L.Kg-1 for RCF and of -7,2 kJ.mol-1 and 824.3L.Kg-1 for TCF 1. These results demonstrated that the TCF 1 has good efficiency for removing Sr2+ ions in the aqueous chemical waste and is a good alternative in treatment of liquid radioactive wastes containing 90Sr.

Atualmente, a caracterização dos resíduos radioativos gerados na operação do reator nuclear de pesquisas IEA-R1 está em curso. O reator IEA-R1 é um reator do tipo piscina aberta, moderado e refrigerado por água leve, utilizando dois leitos de resinas de troca iônica e de carvão ativado para purificação de água de refrigeração. Estes meios filtrantes são substituídos quando já não são capazes de manter a qualidade da água dentro dos limites exigidos e são tratados como rejeitos radioativos. Contendo produtos de fissão, ativação e actinídeos que escapam do núcleo do reator para a água da piscina, apresentam altas taxas de dose devido à quantidade de emissores gama de meias-vidas curtas e intermediárias, emissores alfa, elementos transurânicos de meia-vida longa bem como emissores beta puros. A caracterização destes rejeitos, consequentemente, requer métodos de análise radioquímica que incluem a amostragem e o processamento das amostras, resultando em doses elevadas para os trabalhadores. Nesse contexto, o objetivo deste trabalho consistiu em correlacionar os resultados das análises radioquímicas de amostras de rejeitos, com os resultados das medições radiométricas, utilizando a modelagem das taxas de dose em diferentes distâncias da superfície dos embalados. As taxas de dose medidas foram comparadas com os resultados de cálculos . Massa, volume e geometria das fases sólidas e líquidas de cada um dos tambores também foram determinadas, uma vez que o teor de água varia amplamente entre diferentes tambores, e são essenciais para estimar as atividades totais em cada tambor. / The characterization of the radioactive wastes generated in the operation of the nuclear research reactor IEA-R1 is currently ongoing. The IEA-R1 is an open pool type reactor, moderated and cooled by light water that uses two beds of ion-exchange resins and activated charcoal to remove impurities from the cooling water. These filter media are replaced when they are no longer able to maintain water quality within the required limits and are treated as radioactive waste. They contain the actinides and the fission and activation products that leaked into the reactor pool water. They give off high dose rates due to the amount of gamma-emitters present and are a long-term radiation safety concern because of their content of long-lived alpha- and beta-emitters. The characterization of these wastes requires radiochemical analysis methods, which include the sampling and processing of samples, resulting in high exposure to the workers. The objective of this study was to correlate the results of activity concentrations obtained in previous radiochemical analyses with the results of measurements of dose rates at various distances from the package surfaces, aiming at reducing the exposure of personnel by avoiding more sampling and sample analysis operations. Mass, volume and geometry of solid and liquid phases of each drum, which vary widely among different drums, were also estimated and use to determine total activity. The measured and calculated dose rates were compared to confirm the activity estimates.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2017-09-05T17:02:18Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-09-05T17:02:18Z (GMT). No. of bitstreams: 0 Previous issue date: 2017-06 / Com o uso de técnicas da realidade virtual busquei uma forma de auxiliar no planejamento de instalações nucleares. Para isso sugeri a elaboração de um ambiente virtual interativo que permitisse a exploração da versão virtual de um repositório de rejeito radioativo projetado para armazenar os resíduos de baixo e médio níveis oriundos das atividades nucleares exercidas no Brasil. Posteriormente um vídeo explicativo também foi desenvolvido para prestar suporte informativo prévio ao usuário final. O método utilizado no desenvolvimento das ferramentas virtuais foi dividido em duas fases: levantamento de requisitos e aplicação do método. A primeira fase foi composta por dez reuniões que contaram com a participação dos responsáveis pelo projeto do repositório nacional de rejeitos radioativos e foi necessária para determinação dos itens que deveriam constar no produto final. Na aplicação da metodologia o grupo responsável pelo projeto do repositório forneceu os insumos que auxiliaram no cumprimento de cada etapa. Dentre os itens fornecidos foram utilizados um mapa contendo as curvas de nível do terreno e o posicionamento de cada edificação, oito imagens das fachadas pretendidas para os prédios, documentos contendo dados e processos técnicos e um vídeo. Para a modelagem do terreno foram utilizados o mapa e o motor do jogo Unity 3D que possui ferramentas destinadas para este fim. Para modelagem 3d das edificações foram utilizados dados levantados no documento, o mapa e imagens das fachadas e o software 3ds max que possui facilidade em exportar modelos para o motor de jogo. A ferramenta interativa ainda devia contar com uma animação da principal atividade realizada no interior do edifício de processamento de rejeitos radioativos que foi realizada por meio de descrição da atividade no documentos e em vídeo. Para realizar esta atividade foi utilizado o mesmo software da construção das edificações. Posteriormente, todos os elementos foram reunidos no motor de jogo para a finalização desta ferramenta. Para criar o vídeo informativo, foram reutilizados a maior parte dos modelos criados para a aplicação. O terreno precisou de um código específico para possibilitar a exportação da Unity 3D para o 2ds max, garantindo que o terreno seria o mesmo nas duas ferramentas. Um workshop foi realizado com pessoas ligadas a área nuclear que assistiam ao vídeo e posteriormente eram apresentadas à aplicação. Após a exposição inicial foram feitas perguntas do tipo abertas e os profissionais forneceram um feedback que foi dividido em dois grupos. O primeiro composto por pessoas ligadas à área de rejeitos radioativos e constavam nele responsáveis pelo desenvolvimento do repositório de rejeitos. O segundo era composto por pessoas de outros setores da área nuclear. Após a análise dos resultados e das respostas obtidas, concluí que os objetivos foram atingidos sendo possível o passeio virtual interativo, a visualização no interior da edificação e a criação de um vídeo informativo que futuramente pode ser utilizado na melhora da opinião pública em relação à energia nuclear.