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Made available in DSpace on 2014-10-09T12:38:04Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:44Z (GMT). No. of bitstreams: 1 05638.pdf: 9017666 bytes, checksum: a521e38538bd83fbcc075bc45dfa1ba3 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:51:17Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:52Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:51:38Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:36Z (GMT). No. of bitstreams: 1 11345.PDF: 3947420 bytes, checksum: a67742a2939ab92c6ea3c83950452caf (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-06-22T11:26:33Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-06-22T11:26:33Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:53:50Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:58:58Z (GMT). No. of bitstreams: 1 12342.pdf: 14453245 bytes, checksum: d663bec3e62922a0d773fb585931e4de (MD5) / No presente trabalho foi desenvolvida uma nova técnica radiográfica que utiliza feixes de elétrons de baixa energia como radiação penetrante para inspecionar amostras finas com espessuras da ordem de micra. Esta técnica é denominada, radiografia com elétrons induzida por nêutrons e os feixes são obtidos mediante a irradiação de uma tela de gadolínio com nêutrons térmicos. Foram determinadas as condições ótimas para a obtenção de radiografias no filme convencional para raios - X, Kodak Industrex AA, utilizando um sistema digital para análise do grau de enegrecimento dos filmes. Todas as irradiações foram realizadas em um equipamento radiográfico instalado no canal de irradiação 08 do reator nuclear de pesquisas IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. O tempo de irradiação necessário para se obter a radiografia com o melhor contraste foi de 100 segundos e nesta condição foi possível discernir 1 ?m em 24 ?m de alumínio com uma resolução máxima de 32 ?m. As imagens radiográficas obtidas no IPENCNEN/ SP por esta técnica apresentam visualmente uma qualidade superior quando comparadas as obtidas pelas outras técnicas radiográficas usuais que utilizam elétrons como radiação penetrante e filmes para o registro da imagem. Além disto, o sistema digital propiciou uma maior praticidade referente à aquisição e a análise dos dados e uma melhor visualização das imagens radiográficas. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:38:04Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:44Z (GMT). No. of bitstreams: 1 05638.pdf: 9017666 bytes, checksum: a521e38538bd83fbcc075bc45dfa1ba3 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:51:17Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:52Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Um sistema de referência para determinação do equivalente de dose pessoal, HP (10), e um programa de controle da qualidade de sistemas geradores de raios X utilizados em radioproteção inclui a verificação periódica da constância dos feixes de raios X empregados na calibração de instrumentos medidores de radiação em laboratórios de calibração de instrumentos. Neste trabalho foram desenvolvidas duas câmaras de ionização de placas paralelas inseridas em objetos simuladores de tronco humano. Uma das câmaras de ionização possui eletrodo coletor de grafite, para a medida do equivalente de dose pessoal; a segunda câmara de ionização foi confeccionada com eletrodo coletor de alumínio para, juntamente com a primeira câmara de ionização, formarem um sistema Tandem. A dependência energética diferente da resposta das duas câmaras de ionização é que permite a formação do sistema Tandem, que apresenta grande utilidade na verificação da constância de feixes de radiação X. Foram ainda implantados feixes padronizados de radiação X de energias médias (48 keV a 118 keV), nível radioproteção, por meio do desenvolvimento de uma metodologia dosimétrica e da análise dos parâmetros físicos destes feixes. As câmaras desenvolvidas foram testadas em relação às suas características operacionais e foram calibradas em feixes de radiação X, níveis radioproteção, radiodiagnóstico, mamografia e radioterapia, e ainda em campos de radiação gama, seguindo as recomendações internacionais. Apresentaram bom desempenho. Foi estabelecido o procedimento da determinação do equivalente de dose pessoal, Hp (10). / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:51:38Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:36Z (GMT). No. of bitstreams: 1 11345.PDF: 3947420 bytes, checksum: a67742a2939ab92c6ea3c83950452caf (MD5) / Este estudo tem por objetivo formular um composto cerâmico para revestimento de paredes visando contribuir para a otimização da blindagem de salas de diagnóstico. O trabalho foi baseado em medidas experimentais de atenuação da radiação X (80 e 100 kV) empregando materiais cerâmicos de revestimento contendo diferentes suportes cerâmicos (vermelho, branco, grês, porcelanatos, etc). Dentre os suportes cerâmicos avaliados, o grês branco apresentou melhores propriedades atenuadoras, e foi considerado o mais adequado para a proposta deste trabalho. Diferentes formulações de grês branco foram estudadas e alteradas a fim de obter melhores propriedades atenuadoras. Foram efetuadas simulações de composições cerâmicas de revestimento grês dentro das porcentagens de matérias-primas necessárias na composição que são 12-20% argila; 6-18% caulim; 12-25% filito; 8-14% quartzo; 10-18% feldspato; 32- 40% pegmatito; 6-8% talco. As composições químicas quantitativas e qualitativas destes materiais foram também avaliadas, e os elementos constituintes mais comuns são SiO2, Fe2O3, Al2O3, CaO e Ti2O3. Considerando que o CaO pode ser substituído pelo PbO ou BaO, foram estudadas formulações com maiores teores de óxidos de Pb e Ba. O comportamento destes materiais como atenuadores para a radiação X foi investigado por meio de simulações computacionais que levaram em consideração os espectros de raios X incidentes e transmitidos através das diferentes composições estudadas e comparado com os materiais de referência Pb, Ba e BaSO4 (barita). Os resultados obtidos nas simulações indicaram as formulações do composto de suporte cerâmico grês que demonstram melhores propriedades de atenuação levando-se em conta as energias usadas em raios X diagnóstico (80, 100 e 150 kV). Placas cerâmicas baseadas na composição formulada que apresentou menor diferença percentual em relação ao Pb foram produzidas em laboratório e testadas fisicamente como revestimento de parede e barreira protetora. Propriedades como módulo de resistência à flexão, densidade, carga de ruptura, absorção de água e atenuação da radiação X foram avaliadas para todas as placas produzidas. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-06-22T11:26:33Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-06-22T11:26:33Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho apresenta uma nova metodologia, simples e de baixo custo, para quantificação direta de urânio em compostos do ciclo do combustível nuclear, baseada na espectroscopia no infravermelho com transformada de Fourier (FTIR), utilizando a técnica de pastilhamento em KBr. Diferentes matrizes foram utilizadas para o desenvolvimento e validação analítica: nitrato de uranilo complexado com TBP (UO2(NO3)2.2TBP) em fase orgânica e nitrato de uranilo (UO2(NO3)2) em fase aquosa. O método para matriz de urânio em fase orgânica (UO2(NO3)2.2TBP em hexano/incorporado em KBr) apresentou linearidade (r = 0,9980) dentro da faixa analítica de 0,20% 2,85% de urânio na pastilha de KBr, LD de 0,02% e LQ de 0,03%, exatidão com recuperações acima de 101,0%, robustez e precisão (DPR < 1,6%). O método para matriz de urânio em fase aquosa (UO2(NO3)2/incorporado em KBr) apresentou linearidade (r = 0,9900) dentro da faixa analítica de 0,14% 0,29% de urânio na pastilha de KBr, LD de 0,01% e LQ de 0,02%, exatidão com recuperações acima de 99,4%, robustez e precisão (DPR < 1,6 %). Amostras de processo do ciclo do combustível nuclear foram submetidas a avaliação intralaboratorial e os resultados foram comparados estatisticamente por outras técnicas: Espectrometria de Fluorescência de Raios-X (FRX) e gravimetria. Os testes estatísticos (t-Student e Fischer) indicaram que a técnica por FTIR e as de referência são equivalentes, demonstrando que a nova metodologia pode ser empregada com sucesso nas análises de rotina para o controle de qualidade dos compostos nucleares. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP