Made available in DSpace on 2014-10-09T12:27:33Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:12Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Esta pesquisa tem por objetivo comparar os resultados obtidos com a aplicação dos métodos de Custeio Baseado em Atividades e do método de Custeio Variável em uma unidade administrativa do Governo Federal, a saber: a Instalação de Radiofarmácia do IPEN (Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares), sendo esta uma unidade de produção de radiofármacos e de pesquisas. Diante da necessidade de se adotar uma visão mais econômica e gerencial da administração pública, a investigação proporcionou informações que permitem avaliar qual dos dois métodos de custeio se mostra mais adequado para a gestão de custos naquela unidade. A pesquisa realizada é de natureza exploratória, bibliográfica e estudo de caso único. Foram rastreados cerca de 80% dos custos relevantes por observação in loco de todo o processo de fabricação do gerador de tecnécio, o qual representa o principal produto em termos de quantidade produzida e faturamento. Os resultados obtidos revelam que a Margem de Contribuição do Custeio Variável de 29,12% é bastante próxima do resultado operacional de 28,86%, antes das atividades de apoio, obtido pelo ABC. Observa-se, também, que o resultado operacional do produto não se altera frente à utilização de um ou outro método de custeio. Nos dois métodos de custeio o resultado final é de 24,20%. Isto ocorre pelo fato de que a produção é sob demanda. Não há estoque de produto acabado por este ser radioativo. A pesquisa revelou, contudo, que ambos os métodos propiciam informações úteis para a gestão e otimização dos custos e dos resultados dos processos/atividades, bem como que os dois métodos no caso em questão, podem ser utilizados de forma integrada e complementar, permitindo que se utilize o melhor conteúdo informativo de ambos. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:41:49Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Esse trabalho avalia a metodologia utilizada pelo Laboratório de Monitoração in vivo (LMIV) do IPEN na calibração dos detectores de NaI(Tl) pelo código PENELOPE- penEasy, baseado no Método de Monte Carlo. Inicialmente, foram realizadas simulações sem o simulador antropomórfico com o objetivo de encontrar uma geometria que representasse adequadamente os detectores para exames de corpo inteiro e de tireoide. A aquisição dos dados experimentais foi realizada pelo software GENIE, que é utilizado na rotina do laboratório e as áreas dos fotopicos foram calculadas pelos softwares GENIE e GNUPLOT e pelo método descrito no Ciemat Technical Report, que também fornece os valores de eficiência de fotopico. Fontes de 60Co, 137Cs, 152Eu, 207Bi e 241Am calibradas foram utilizadas nas medições. Os resultados mostraram que o software GENIE é apropriado para ser utilizado nas calibrações de rotina e fontes que possuam picos isolados e definidos pelo detector de NaI(Tl), são ideais para serem utilizadas nas calibrações em eficiência. A simulação MC indica que é possível substituir calibrações experimentais por simulações utilizando uma geometria simplificada do detector de NaI(Tl), mas as grandezas relevantes como a fonte, o detector e o sistema eletrônico devem ser conhecidos com detalhes para que as fontes de erros sistemáticos sejam as menores possíveis. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:34:18Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:10Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares IPEN-CNEN/SP atualmente produz rotineiramente o combustível nuclear necessário para a operação de seu reator de pesquisas IEA-R1. Esse combustível é formado por placas combustíveis contendo núcleos de compósitos U3Si2-Al, obtidas por laminação. O processo de laminação atualmente implantado foi desenvolvido com base em informações obtidas na literatura, as quais foram usadas como premissas para a definição dos atuais procedimentos de fabricação, segundo uma metodologia de caráter essencialmente empírico. Apesar do processo de laminação atual estar perfeitamente estável e reprodutível, ele não é totalmente conhecido. O objetivo deste trabalho é caracterizar o processo de laminação de placas combustíveis adotado pelo IPEN, especificamente no que se refere à evolução dos parâmetros dimensionais da placa combustível em função da sua deformação no processo de laminação. Estão apresentados resultados da evolução das espessuras do núcleo e revestimentos da placa combustível ao longo da sua deformação, assim como dos defeitos terminais, microestrutura e porosidade do núcleo. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:34:25Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:46Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo (FAPESP) / O Laboratório de Análise por Ativação com Nêutrons (LAN-IPEN) vem analisando amostras geológicas, tais como rochas, solos e sedimentos, há vários anos, empregando o método de análise por ativação com nêutrons comparativa, visando estudos geoquímicos e ambientais. Este trabalho apresenta os resultados obtidos na implementação do método de padronização k0-INAA no LANIPEN, para a análise de amostras geológicas, utilizando o programa k0-IAEA, fornecido pela Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA). A razão do fluxo de nêutrons térmico-epitérmico f e o fator &alpha; da distribuição de fluxo de nêutrons epitérmicos do reator IEA-R1 do IPEN foram determinados na estação pneumática de irradiação, e em uma posição de irradiação selecionada, para irradiações curtas e longas, respectivamente. Para obter esses fatores, foi utilizado o chamado método bare triple-monitor com 197Au-96Zr-94Zr. Para avaliar a exatidão e precisão do método, foram analisados os materiais geológicos de referência basalto JB-1 (GSJ) e BE-N (IWG-GIT), andesito AGV-1 (USGS), granito GS-N (ANRT), SOIL-7 (IAEA) e sedimento Buffalo River Sediment (NIST BRS-8704), que representam diferentes matrizes geológicas. Os resultados obtidos para até 30 elementos concordaram com os valores recomendados, com erros relativos (bias) menores que 10%, exceto no caso do Zn no AGV-1 (11,4%) e Mg no GS-N (13,4%). Os critérios estatísticos z-score, zeta-score e U-score foram aplicados para avaliação dos resultados. Pelo critério do z-score, os resultados obtidos puderam ser considerados satisfatórios (z<2), com exceção dos resultados obtidos para Mg no GS-N e no JB-1, e para Yb no Soil-7. O critério estatístico zeta-score se mostrou o mais restritivo, obtendo-se resultados questionáveis (2 < zeta < 3) para Mg no BE-N, Mn no GS-N e Yb no Soil-7, e resultados insatisfatórios (zeta>3) para Mn no BE-N, Mg, Ce e La no GS-N, Mg no JB-1, e Th e Eu no Buffalo River Sediment. Os valores de U-score mostraram que todos os resultados, com exceção do valor para Mg no JB-1, estão dentro de um intervalo de confiança de 95% (se for considerado 1,96 o valor limite para o Uteste para um nível de probabilidade de 95%). Estes resultados indicam excelentes possibilidades para o uso deste método paramétrico no LAN-IPEN para a análise de amostras geológicas em estudos geoquímicos e ambientais. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP / FAPESP:09/12311-5

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2014-12-19T17:47:33Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-12-19T17:47:33Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / As indústrias de fertilizantes fosfatados no Brasil são responsáveis pela produção anual de 5,5x106 toneladas de um subproduto denominado fosfogesso (PG), que pode ser considerado como TENORM (Technologically Enhanced Naturally Occurring Radioactive Material) e vem sendo estocado em pilhas à céu aberto ao lado das instalações produtoras. Com a presença de radionuclídeos no fosfogesso, faz-se necessário certa restrição para seu uso na agricultura. A Agência Regulatória Brasileira - CNEN estabeleceu limites de 1 Bq g-1 para 226Ra e 228Ra para o uso de fosfogesso na agricultura. No Brasil, esse resíduo vem sendo utilizado como condicionador de solo. Para a utilização segura do PG na agricultura é importante estimar qual poder de lixiviação dos radionuclídeos presente no mesmo. O objetivo do presente trabalho é avaliar a disponibilidade do 210Po na utilização do PG na agricultura como condicionador de solo. Para isso, foi realizado experimento com colunas em PVC preenchidas com amostras de solo argiloso, solo arenoso e PG. As colunas foram lixiviadas com água deionizada. A técnica usada para a determinação de 210Po nas amostras de solo, solo + PG e PG foi a espectrometria alfa que se adéqua para a medição da concentração de 210Po em amostras ambientais, além de apresentar alta eficiência e alta sensibilidade. Para que se pudesse avaliar a disponibilidade de 210Po, a concentração obtida no lixiviado foi comparada com a concentração total de 210Po nas amostras de solo, solo + fosfogesso e fosfogesso. Os resultados obtidos para concentração de atividade de 210Po nas amostras de solo argiloso foram aproximadamente 2,5 vezes maiores do que as amostras de solo arenoso. Para as amostras de fosfogesso os resultados para concentração de atividade de 210Po variaram de 155±11 a 346±7 Bq Kg-1. Conclui-se que mesmo com a adição do fosfogesso no solo, as amostras não apresentaram um aumento na concentração final do radionuclídeo estudado. Pode-se concluir que os radionuclídeos presentes no fosfogesso não estão disponíveis no lixiviado. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Maria Eneide de Souza Araujo (mearaujo@ipen.br) on 2015-02-20T15:58:48Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-02-20T15:58:48Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Em todo mundo, muitas instalações nucleares foram construídas e necessitarão serem desligadas em um determinado momento por estarem próximas do seu tempo recomendado de utilização que é de aproximadamente 40 anos. A AIEA (Agência Internacional de Energia Atômica) busca orientar e recomendar uma série de diretrizes para a realização de atividades de descomissionamento de instalações nucleares, com atenção especial aos países que não possuem um quadro regulatório legal que ampare as atividades de descomissionamento. O Brasil, até o momento, não possui uma norma específica que oriente as etapas de descomissionamento de reatores de pesquisa. Entretanto, em março de 2011 foi constituída uma comissão de estudo com a atribuição principal voltada às questões de descomissionamento das instalações nucleares brasileiras, culminando na resolução 133, de 8 de novembro de 2012, um projeto de norma que dispõe sobre o Descomissionamento de Usinas Nucleoelétricas. O Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN) possui dois reatores de pesquisa sendo um deles o reator IPEN/MB-01. O objetivo dessa dissertação de mestrado é elaborar um plano preliminar de descomissionamento desse reator de pesquisa, considerando a documentação técnica da instalação (RAS-Relatório de Análise de Segurança), as normas existentes da CNEN (Comissão Nacional de Energia Nuclear), assim como as recomendações da AIEA. Em termos de procedimentos de descomissionamento para reatores de pesquisa, este trabalho se baseou no que existe de mais moderno em experiências, estratégias e lições aprendidas realizadas e documentadas nas publicações da AIEA que abrangem técnicas e tecnologias de descomissionamento. Considerando estes conhecimentos técnicos e às peculiaridades da instalação, foi selecionada a estratégia de desmantelamento imediato, que corresponde ao inicio das atividades de descomissionamento assim que a instalação for desligada, dividindo-a em setores de trabalho. Como recurso de gerenciamento e acompanhamento do projeto de descomissionamento do reator e manutenção de registros, foi desenvolvido um banco de dados utilizando o programa Microsoft Access 2007, no qual contêm todos os itens e informações referentes ao plano preliminar de descomissionamento. O trabalho aqui descrito busca atender os requisitos, critérios técnicos e institucionais, incorporando o que se tem de mais atual em procedimentos de descomissionamento, podendo servir como guia para as demais instalações brasileiras. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-07-23T11:19:49Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-07-23T11:19:49Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho de mestrado teve como objetivo realizar a validação formal para quatro métodos de medição do Laboratório de Ativação Neutrônica (LAN) do IPEN - CNEN/SP por Análise por Ativação com Nêutrons Instrumental (INAA). Os mensurandos foram a concentração total de As em tecido de mexilhão (método-BIO-1), a concentração total de Co, Cr, Fe, Rb, Sc, Se e Zn em tecido de mexilhão (método-BIO-2), a concentração total de As e Sb em sedimento marinho (método-GEO-1) e a concentração total Co, Cr, Fe, Sc e Zn em sedimento marinho (método-GEO-2). Em um primeiro momento, foi realizado um estudo univariado para investigar a influência causada ao resultado final em diferentes configurações no preparo dos padrões sintéticos e no tempo de medição da atividade do mensurando no padrão sintético. Outras variáveis, como o tempo de medição da atividade do mensurando na amostra, distância entre amostra e detector e tempo de decaimento para medição da amostra foram estudadas em um processo multivariado, por meio da realização de um Planejamento Fatorial 23 completo (DOE). Os parâmetros de desempenho estudados para a validação dos métodos de medição em INAA foram: seletividade, exatidão (precisão e veracidade), linearidade, faixa de trabalho, seletividade, limite de detecção, limite de quantificação, robustez e incerteza de medição. Os métodos foram validados de acordo com as recomendações do Guia de validação do INMETRO DOQ-CGCRE-008. A estimativa das fontes de incertezas foi realizada de acordo com as recomendações do Guia para a expressão da incerteza de medição (ISO GUM) com o uso do método simulado. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-10-22T17:03:19Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-10-22T17:03:19Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A operação segura e confiável de usinas nucleares não depende só da excelência técnica do projeto e construção, mas também das pessoas e da organização. Por essa razão, a importância dos fatores organizacionais nos mecanismos causais de acidentes tem sido reconhecida por uma série de organizações de pesquisas na Europa, EUA e Japão. Deficiências nesses fatores revelam fragilidades na cultura de segurança da organização. Uma preocupação básica na avaliação de uma cultura de segurança é garantir que os instrumentos de pesquisa sejam válidos e confiáveis. Nas áreas de saúde e de segurança do trabalho há uma série de instrumentos para avaliar a cultura de segurança, para os quais são apresentados estudos de suas proporiedades psicométricas (confiabilidade e validade), mas muito pouco com essas qualidades na área nuclear. No caso específico do Brasil, nenhum. Portanto, o principal objetivo deste trabalho foi desenvolver um modelo capaz de avaliar com medidas válidas e confiáveis a cultura de segurança de instalações nucleares. O instrumento de pesquisa foi desenvolvido com base em princípios psicométricos estabelecidos para pesquisas quantitativas e, portanto, foram realizadas a análise da confiabilidade e as validações de conteúdo, de face e de construto. O instrumento foi aplicado nos institutos de pesquisa da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), obtendo-se um total de 226 questionários respondidos. Os resultados da pesquisa possibilitaram caracterizar demograficamente os respondentes e identificar muitos aspectos fortalecidos, mas também algumas fragilidades na cultura de segurança dos institutos avaliados. O instrumento apresentou boas evidências de confiabilidade com o coeficiente alpha de Cronbach de 0,95 para o instrumento como um todo. A validação de construto foi realizada por meio de uma análise fatorial utilizando-se a Análise de Componentes Principais (ACP) e rotação fatorial ortogonal Varimax. Os resultados da análise fatorial permitiram concluir que o instrumento possui boas evidências de validade de construto, mas também sugeriram alguns ajustes no caso de uma nova aplicação do instrumento. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Pedro Silva Filho (pfsilva@ipen.br) on 2017-11-23T10:55:22Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-11-23T10:55:22Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O desempenho de uma prática segura e eficiente de um serviço de medicina nuclear depende, entre outros fatores, de um programa de controle de qualidade completo, principalmente em se tratando dos instrumentos medidores de atividade dos radionuclídeos, os ativímetros. Um programa de controle de qualidade completo deve incluir a calibração de todos os instrumentos de medição utilizados no procedimento. No entanto, no Brasil, a atual norma que estabelece os requisitos de proteção radiológica para serviços de medicina nuclear (SMN), não inclui, ainda, a calibração do ativímetro. Considerando que estes instrumentos, por diversas razões, são de difícil remoção para envio a um serviço de calibração, o propósito deste trabalho foi desenvolver uma metodologia de calibração de medidores de atividades que possa ser aplicada \"in situ\", para o principal radiofármaco utilizado atualmente, o 99mTc. Foram definidos os parâmetros de influência que devem ser levados em conta durante a calibração, assim como uma logística de transporte dos radiofármacos. Um programa de controle de qualidade foi aplicado aos ativímetros do Laboratório de Calibração de Instrumento (LCI). Neste trabalho foram desenvolvidas três metodologias diferentes de calibração, considerando a logística disponível e também a origem da fonte de referência. Na primeira metodologia poderá ser aplicada nos casos em que o LCI envia uma fonte de referência ao SMN. Na segunda o SMN envia uma fonte previamente medida ao LCI que determinará sua atividade real. A terceira metodologia foi aplicada para calibração dos ativímetros pertencentes ao setor de produção de radiofármacos do IPEN. Neste caso a fonte de referência foi enviada ao LCI após uma medição prévia pelo setor de produção. Foi possível aplicar as metodologias em alguns instrumentos pertencentes a clínicas e ao setor de produção. Em todos eles foram encontrados coeficientes de calibração diferentes entre si. A maior variação encontrada foi de 5%, indicando que a medição com este ativímetro está menor em 5% do que é necessário aplicar no paciente. Verificou-se que a troca de recipientes deixa um resíduo que não tem sido considerado nas medições clínicas, podendo acrescentar uma diferença de até 3% nas medições. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Constata-se, atualmente, um uso crescente da energia nuclear no Brasil, para geração de eletricidade e outras aplicações (na medicina, na indústria, em agricultura, em técnicas ambientais, em radio-esterilização). Na realização das atividades de pesquisa do ciclo do combustível nuclear, em outras atividades de pesquisa, nas atividades industriais de produção de combustível e de energia e em todas as aplicações da energia nuclear, são gerados rejeitos radioativos, de atividades alta, média ou baixa. Atualmente, existem técnicas adequadas e seguras para o tratamento e armazenagem desses rejeitos, comentadas neste trabalho e que, sendo aplicadas, facilitam a aceitação da energia nuclear pela Sociedade. Com a crescente preocupação com o meio ambiente, a Organização Internacional de Normalização preparou e emitiu a Norma ISO 14.001 - Sistemas de Gestão Ambiental, aplicável a todos os tipos e portes de organizações, visando a melhoria de seu desempenho ambiental. Seus requisitos foram detalhadamente comentados neste trabalho, sendo particularizados para a sua aplicação no Laboratório de Rejeitos Radioativos do IPEN, como um estudo de caso. / An increasing use of nuclear technology in the form of its several applications (electricity generation, medical, industrial, agricultural, environment and radiosterilization) is currently being observed in Brazil. Radioactive waste of high, medium or lower activity is produced in all fuel cycle and other research activities, industrial activities of fiiel production and electricity generation. Appropriate and safe technologies are available for the treatment and storage of radioactive waste and, when applied, contribute for the acceptance of nuclear energy by the Society. With the increasing importance of demands related to environmental issues, the International Organization for Standardization issued the Standard ISO 14.001 - Environmental Management System, applied to all types and size of organizations, helping them to increase their environment performance. In this research, the standard requirements were commented in detail, being particularized to the Laboratory of Radioactive Waste from IPEN, as a case study.