Made available in DSpace on 2014-10-09T12:31:20Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:00:17Z (GMT). No. of bitstreams: 1 01383.pdf: 5253778 bytes, checksum: a56e7795fb89767fd64b2c7c22a1e16a (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:31:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:00:28Z (GMT). No. of bitstreams: 1 01062.pdf: 7947815 bytes, checksum: 1fba37a7a6f229b1bc3aa613ad4d76a3 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IEA/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:51:07Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:00:53Z (GMT). No. of bitstreams: 1 11247.pdf: 6178062 bytes, checksum: e1b3351d67cb6c520245715aabe93507 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:30:50Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:12Z (GMT). No. of bitstreams: 1 01357.pdf: 2383742 bytes, checksum: 5f65e1beb1963320b7c1bf02e46f66a6 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

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Técnicas radioquímicas de separação têm sido comumente utilizadas para a caracterização de rejeitos radioativos. No entanto, a determinação de radionuclídeos emissores alfa, beta e gama por análise radioquímica, em amostras de filtro cartucho utilizado no processo de retratamento da água de um reator do tipo piscina, não foi abordada anteriormente na literatura. Este trabalho tem como objetivo estabelecer um método de solubilização para os filtros, identificar e quantificar os radionuclídeos presentes nestes rejeitos, sendo eles os Radionuclídeos Chaves (RC) (60Co, 108mAg, 110mAg) e principalmente os Radionuclídeos de Difícil Medição (RDM) (63Ni, 90Sr, 234U, 235U, 238U, 238Pu, 239+240Pu, 241Pu, 241Am, 242Cm e 243+244Cm), para posterior aplicação do método de Fator de Escala (FE) no trabalho rotineiro de caracterização de rejeitos radioativos. A distribuição dos radionuclídeos no filtro cartucho foi investigada pela determinação dos radionuclídeos emissores gama e os resultados obtidos foram utilizados para calcular o escore-Z. Os resultados indicaram que todos os filtros podem ser considerados homogêneos, atendendo aos critérios de homogeneidade recomendados pela Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA), e com isso foi possível definir a quantidade de amostras representativas a serem analisadas. Foram determinados, a partir de dados analíticos, a correlação existente entre os RDMs e RCs selecionados e foram obtidos FEs para todos os RDMs, com exceção do 241Pu. / Separation radiochemical techniques have been commonly used for the characterization of radioactive waste. However, the determination of alpha, beta and gamma emitting radionuclides by radiochemical analysis in cartridge filter samples used in the water re-treatment process of a pool-type reactor was not previously discussed in the literature. This work aims to establish a method of solubilization for the filters, to identify and quantify the radionuclides present in these wastes, being the Key Nuclides (KN) (60Co, 108mAg, 110mAg) and especially the Difficult To Measure radionuclides (DTM) (63Ni , 90Sr, 234U, 235U, 238U, 238Pu, 239+240Pu, 241Pu, 241Am, 242Cm and 243+244Cm), for later application of the Scaling Factors (SF) method in routine radioactive waste characterization work. The distribution of the radionuclides in the cartridge filter was investigated by determination of gamma-emitting radionuclides and the results obtained were used to calculate the Z-score. The results indicated that all the filters can be considered homogeneous, according to the criteria of homogeneity recommended by the International Atomic Energy Agency (IAEA), and with this it was possible to define the quantity of representative samples to be analyzed. From the analytical data, the correlation between the DTMs and the selected KNs was determined and the SFs were obtained for all the DTMs, except for the 241Pu.

Neste trabalho, medidas microdosimétricas foram realizadas usando um contador proporcional equivalente à tecido - TEPC. com uma cavidade esférica de diâmetro de 1.27 cm. O TEPC foi preenchido com gás propane puro, C3HS, à pressão de 5,6 kPa (42 Torr), que é equivalente a 1,3 μm em diâmetro de unidade de densidade do tecido. O instrumento de medida microdosimétrica foi irradiado com radiação de nêutrons rápidos do reator de pequisa do Nuclear Science Center da Texas A&M University, em College Station,-Texas. Os feixes de nêutrons rápidos foram emitidos com três diferentes valores de potência. 0,5, 1,0, e 2,0 kVV, durante 1 hora para alto ganho e o mesmo tempo para baixo ganho, totalizando 2 horas para cada potência, com 0,0083 Gy/min de taxa de dose. O neutron foi filtrado usando o sistema de irradiação de néutrons rápidos fortemente nitrados (FNIS). do Nuclear Science Center, para obter uma redução da contaminação da radiação de neutron por radiação gama e assim obter espectros microdosimetricos de neutrons como, distribuição de freqüência de energia lineal e distribuição de dose de energia lineal, com boa precisão, e outras grandezas como, freqüência média de energia lineal, dose média de energia lineal, dose absorvida, dose equivalente e fator de qualidade médio de neutron rápido. Os resultados obtidos foram satisfatórios, com os espectros microdosimetricos de nêutrons mostrando uma contaminação de radiação gama abaixo de 5 %, especialmente para distribuição de dose de energia lineal. Os resultados obtidos neste trabalho foram comparados com outros da literatura científica, que usaram outros procedimentos para a redução da contaminação do neutron por radiação gama. estando em concordância com eles. / In this work, microdosimetric measurements were performed using a Wall-less Tissue Equivalent Proportional Counter - TEPC was filled with spherical cavity with an inner diameter of 1.27 cm. The TEPC was tilled with pure propane gas, C3H8 at 5.6 kPa (42 Torr) pressure, which is equi\\alent to 1.3μm in diameter of unit density tissue. The microdosimetric measurement device was irradiated with fast neutron radiation from Texas A&M University Nuclear Science Center research reactor, in College Station, Texas. The fast neutron beams were emitted with three different power values, 0.5, 1.0 and 2.0 kW. during Ih for both high gain and low gain, totalizing two hours for each power with 0.0083 Gy/min of dose rate. The neutron was filtered using the heavily filtered fast neutron irradiation s\\stem (FNIS). from Nuclear Science Center, to obtain a decrease of neutron radiation contamination by gamma ray and so, to gain the neutron microdosimetric spectra as. frequency distribution of lineal energy, dose distribution of lineal energy with good precision, and another quantities as frequency-mean of lineal energy, dose- mean of lineal energy, absorbed dose, equivalent dose and average quality factor of fast neutron. The obtained results were satisfactory, with the neutron microdosimetric spectra showing a gamma ray contamination under 5 %, especially to dose distribution of lineal energy. The results obtained in this work were in agreement when compared with another results from scientific literature, which used another procedure to reduce the neutron contamination by gamma ray.

Neste trabalho, medidas microdosimétricas foram realizadas usando um contador proporcional equivalente à tecido - TEPC. com uma cavidade esférica de diâmetro de 1.27 cm. O TEPC foi preenchido com gás propane puro, C3HS, à pressão de 5,6 kPa (42 Torr), que é equivalente a 1,3 μm em diâmetro de unidade de densidade do tecido. O instrumento de medida microdosimétrica foi irradiado com radiação de nêutrons rápidos do reator de pequisa do Nuclear Science Center da Texas A&M University, em College Station,-Texas. Os feixes de nêutrons rápidos foram emitidos com três diferentes valores de potência. 0,5, 1,0, e 2,0 kVV, durante 1 hora para alto ganho e o mesmo tempo para baixo ganho, totalizando 2 horas para cada potência, com 0,0083 Gy/min de taxa de dose. O neutron foi filtrado usando o sistema de irradiação de néutrons rápidos fortemente nitrados (FNIS). do Nuclear Science Center, para obter uma redução da contaminação da radiação de neutron por radiação gama e assim obter espectros microdosimetricos de neutrons como, distribuição de freqüência de energia lineal e distribuição de dose de energia lineal, com boa precisão, e outras grandezas como, freqüência média de energia lineal, dose média de energia lineal, dose absorvida, dose equivalente e fator de qualidade médio de neutron rápido. Os resultados obtidos foram satisfatórios, com os espectros microdosimetricos de nêutrons mostrando uma contaminação de radiação gama abaixo de 5 %, especialmente para distribuição de dose de energia lineal. Os resultados obtidos neste trabalho foram comparados com outros da literatura científica, que usaram outros procedimentos para a redução da contaminação do neutron por radiação gama. estando em concordância com eles. / In this work, microdosimetric measurements were performed using a Wall-less Tissue Equivalent Proportional Counter - TEPC was filled with spherical cavity with an inner diameter of 1.27 cm. The TEPC was tilled with pure propane gas, C3H8 at 5.6 kPa (42 Torr) pressure, which is equi\\alent to 1.3μm in diameter of unit density tissue. The microdosimetric measurement device was irradiated with fast neutron radiation from Texas A&M University Nuclear Science Center research reactor, in College Station, Texas. The fast neutron beams were emitted with three different power values, 0.5, 1.0 and 2.0 kW. during Ih for both high gain and low gain, totalizing two hours for each power with 0.0083 Gy/min of dose rate. The neutron was filtered using the heavily filtered fast neutron irradiation s\\stem (FNIS). from Nuclear Science Center, to obtain a decrease of neutron radiation contamination by gamma ray and so, to gain the neutron microdosimetric spectra as. frequency distribution of lineal energy, dose distribution of lineal energy with good precision, and another quantities as frequency-mean of lineal energy, dose- mean of lineal energy, absorbed dose, equivalent dose and average quality factor of fast neutron. The obtained results were satisfactory, with the neutron microdosimetric spectra showing a gamma ray contamination under 5 %, especially to dose distribution of lineal energy. The results obtained in this work were in agreement when compared with another results from scientific literature, which used another procedure to reduce the neutron contamination by gamma ray.

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.