Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-06-22T14:26:41Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-06-22T14:26:41Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-06-22T14:26:41Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-06-22T14:26:41Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O 99mTc é o radionuclídeo mais utilizado em medicina nuclear. No Brasil os geradores de 99Mo/99mTc são produzidos exclusivamente pelo Centro de Radiofarmácia do IPEN-CNEN/SP, com 99Mo importado de diferentes fornecedores. O 99Mo (t1/2 = 66 h), por ser um produto de fissão do 235U, pode conter impurezas radionuclídicas prejudiciais à saúde humana. Dessa forma, para que o gerador seja utilizado de forma segura, é necessário que o 99Mo seja avaliado por ensaios de controle de qualidade e atenda à alguma especificação descrita em farmacopeia. A Farmacopeia Europeia (FE) apresenta monografia, com parâmetros (identificação, pureza radioquímica e pureza radionuclídica), métodos de análise, e limites, para avaliação da qualidade da solução de [99Mo] na forma de molibdato de sódio, que é utilizada como matéria-prima no preparo dos geradores de 99Mo/99mTc. No entanto, observa-se uma dificuldade na implementação e execução dos métodos por parte dos produtores de geradores, com pouca literatura sobre o assunto, provavelmente devido à falta de praticidade dos métodos propostos e à extensa lista de reagentes utilizados. Nesse trabalho foram avaliados vários parâmetros de qualidade do 99Mo descritos na monografia da FE. Foram estudados métodos de separação do 99Mo de suas impurezas radionuclídicas por extração em fase sólida (SPE) e por TLC. Após separação por SPE, foi proposta a quantificação de metais por ICP-OES para avaliar a porcentagem de retenção de Mo e a porcentagem de recuperação de Ru e Te e Sr em diversos tipos de cartuchos, em substituição ao uso de radiotraçadores. Observou-se que a marca de cartucho de SPE para separação do 99Mo recomendada pela FE apresentou baixa recuperação para Ru, quando comparado aos outros cartuchos de troca aniônica disponíveis no mercado. Amostras de 99Mo de diferentes fornecedores mundiais foram analisadas. Observou-se que é possível realizar a quantificação de 103Ru em amostras de 99Mo mesmo com tempos de decaimento acima de 4 semanas. Um método alternativo de separação do 99Mo do 131I por TLC apresentou resultados promissores. Não foi feita a quantificação das impurezas radionuclídicas emissoras beta e alfa. Todas as amostras analisadas apresentaram resultados dentro das especificações da FE para pureza radioquímica (>95%) e pureza radionuclídica. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2016-08-26T11:43:46Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-08-26T11:43:46Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O Ipen/Cnen-SP possui um Reator de Pesquisa(IEA-R1) em operação desde 1957. Ele utiliza água leve como blindagem, moderador e como fluido refrigerante, o volume desta piscina é de 273m3. Até 1995 a operação do Reator era descontinua, ou seja, operava diariamente sendo desligado no final do dia, a uma potência de 2,0 MW. A partir daquele ano, após algumas modificações de segurança, o Reator passou a operar de forma continua, ou seja, de segunda-feira a quarta-feira sem ser desligado, totalizando 64 horas semanais. A potência também foi aumentando até 4,5 MW em 2012. Em virtude dessas alterações, a saber, operação contínua e do aumento da potência, as doses dos trabalhadores aumentaram e por isso foram realizados vários estudos para diminui-las. Estudos demonstraram que uma das principais limitações para operação de um reator em potência elevada, provém das radiações gama emitidas pelo sódio-24. Outros elementos como magnésio-27, Alumínio-28, Argônio-51, contribuem de forma considerável para a atividade da água da piscina. A introdução de uma camada de água quente em sua superfície, estável e isenta de elementos radioativos com 1,5m a 2m de espessura constituiria uma blindagem às radiações provenientes dos elementos radioativos dissolvidos na água. Estudos de otimização provaram que a instalação da camada quente não era necessária para o regime e potência atual de operação do Reator, pois outros procedimentos adotados eram mais eficazes. A partir desta decisão o serviço de Proteção Radiológica do Reator IEA-R1, montou um programa de avaliação das doses para certificar-se de que elas se mantinham em valores razoáveis baseados em princípios estabelecidos em normas nacionais e internacionais. O intuito deste trabalho é realizar uma análise das doses individuais dos IOE (Individuo Ocupacionalmente Expostos), considerando as mudanças no regime de operação do Reator e sugerir opções de proteção e segurança, viáveis em primeira instância, para reduzir as doses analisadas, visando se chegar aos níveis de referencia de 3 mSv/ano adotados pela instalação em apreço. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2016-12-21T12:55:48Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-12-21T12:55:48Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O reator IEA-R1 do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPENCNEN/ SP) é um reator de pesquisa tipo piscina aberta, projetado e construído pela empresa norte-americana \"Babcock & Wilcox\", tendo, como refrigerante e moderador, água leve deionizada e berílio e grafite como refletores. Até cerca de 1988, os sistemas de segurança do reator recebiam alimentação de uma única fonte de energia. Nos anos de 1989 e 1990, uma reforma de modernização do sistema elétrico para aumentar a potência do reator e, também, para atender às normas técnicas da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e da Associação Brasileira de Normas Técnicas (ABNT) foi realizada. Este trabalho tem o objetivo de mostrar a relação entre o sistema de energia elétrica e a segurança do reator IEA-R1. Além disso, ele demonstra que, caso ocorra alguma interrupção de energia elétrica durante a operação do reator, esta ocorrência não irá começar um evento de acidente. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

This diploma thesis deals with the safety assessment of operator’s activities at the MCFV 1260 vertical machining center. Then a system analysis of the issue is created with a proposal and justification of the chosen procedure. In the second part of the thesis there is solved the failure risk analysis, which is focused on the operations of the operator in the area of maintenance, service and during the operation of the vertical machining center located in the company TAJMAC – ZPS Zlín. The result of this thesis is the design and recommendation of preventive measures to reduce unacceptable risks in the relevant operations at the machining center.

Work is an essential activity that provides goods or services of value to oneself and others. Paradoxically, in a bid for self-realisation, workers are seriously endangered. Work-related or induced diseases and stresses pose serious threats to workers’ health and the general well-being, hence, the need to seriously consider the issue of occupational health and safety of workers. In terms of safety at work, the experience of small and medium scale enterprises (SMSEs) worldwide is that of neglect. Their incomes are very low and uncertain, coupled with high levels of risk and hazard in their work, with little or no social protection coverage (Chen, 2008). This study therefore examines how environmental and sociological factors determine occupational health and safety of workers in SMSEs in Lagos State, Nigeria. Ulrich Beck “Risk Society” theory, Political Economy of Health framework (PEH) (Minkler et al 1994, Linnan et al, 2001) and Labour Process Theory (LPT) (Braverman, 1974; Marx, 1976; Bottome, 1991) underpinned the study. The study adopts both the qualitative and quantitative methods of data collection. The qualitative method includes field observation of the selected workplaces, six Focus Group Discussion (FGD) and eight In-depth interviews (IDIs). The quantitative involved the use of structured questionnaire. The sample survey involved 180 respondents in a multi-stage sampling technique from purposively selected sawmills, mechanic villages and blacksmith cottages in three Local Government Areas in Lagos State. The quantitative data analysis uses simple percentile and univariate analyses, while the qualitative data are content-analysed, based on the objectives of the study. The findings identified low level of education (60.5%), and poor awareness of OHS in SMSEs (86.1%). It further reveals poor physical (69.5%) and technological environment (70.5%), unavailability of OHS facilities (60.5%) and prevention methods by manager/owners (60.5%), carefree attitudes of workers/managers/owners to OHS (69.5), non-acquaintance of workers to OHS laws (86.1%), workers’ economic incapacitation to deal with issues of occupational hazard (76.1%), lack of enforcement of OHS (88.3%), and transferring knowledge on OHS (82.2%) in the selected SMSEs. The study recommends roles for managers/owners, workers, trade associations, government, non-governmental organisations to promote effective OHS in the selected SMSEs. / Sociology / D.Phil. (Sociology)