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Made available in DSpace on 2014-10-09T12:54:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:55Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:54:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:55Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Os radionuclídeos artificiais e naturais podem ser comumente encontrados em diversos compartimentos da crosta terrestre. Algumas espécies de cogumelos têm uma alta capacidade em absorver radionuclídeos e elementos tóxicos vindos do solo. A dieta alimentar destaca-se como uma das principais vias de contaminação radioativa. Portanto, a medida da radioatividade no ambiente e em alimentos é extremamente importante para monitorar os níveis de radiação aos quais o homem possa estar exposto de forma direta ou indireta. A biomonitoração ambiental tem demonstrado que diversos organismos como os crustáceos, peixes e cogumelos são usados para avaliar a contaminação e a qualidade dos ecosssistemas. Existem vários radionuclídeos que podem ser acumulados por cogumelos, incluindo 40 K, 137Cs, 232Th e 238U. No entanto há poucos estudos em países do hemisfério Sul, sobre os níveis de radioatividade natural e artificial em cogumelos. Este trabalho consistiu na determinação das atividades específicas de elementos radioativos naturais e 137Cs em cogumelos comestíveis comercializados em São Paulo-Brasil. As amostras de cogumelos comestíveis foram adquiridas em diferentes pontos comerciais da cidade de São Paulo, especialmente em mercados municipais, porém algumas foram adquiridas diretamente de produtores de algumas regiões como Mogi das Cruzes, Mirandópolis, Suzano e Juquitiba. Cerca de 400 g de cada espécie de cogumelos comestíveis foram coletadas, incluindo Agaricus sp, Lentinula sp e Pleurotus sp. Todas as amostras foram preparadas e acondicionadas em recipientes de polietileno, seladas e armazenadas por aproximadamente 35 dias, para que fosse estabelecido o equilíbrio radioativo secular, antes que se iniciassem as contagens. As atividades gama do 40K, 137Cs, 232Th e 238U foram medidas por espectrometria gama. O equipamento utilizado consistiu de um detector de Germânio Hiperpuro conectado a um sistema eletrônico. As medidas foram de aproximadamente 200000 segundos. A eficiência do detector foi medida utilizando os materiais de referência: IAEA-300, IAEA-327 e IAEA-375. Os resultados obtidos para as amostras de cogumelos comestíveis variaram de 461 a 1535 Bq kg 1, 1,4 a 10,6 Bq kg 1, 6,2 a 54,2 Bq kg 1 e 14 a 66 Bq kg 1 em peso seco, para 40K,137Cs, 232Th e 238U, respectivamente. Os níveis de 137Cs estão de acordo com o fallout radioativo do hemisfério Sul, apresentando concentrações abaixo dos níveis máximos estabelecidos pela CNEN. Comparando os resultados obtidos com outros trabalhos da literatura, comprovou-se que os valores das atividades encontradas para os radionuclíddeos naturais estão dentro dos níveis normais de radioatividade para este produto. As espécies de cogumelos analisadas podem ser consumidas sem riscos de contaminação. O método de análise empregado neste estudo demonstrou-se adequado para estimar a atividade 232Th e 238U e determinar as atividades de 40K e 137Cs, em amostras biológicas. Este estudo assinala a primeira vez em que cogumelos comestíveis, no Brasil foram estudados para avaliar o conteúdo radioativo e, como tal, é uma contribuição para investigações futuras nesta área. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:50:25Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:58:46Z (GMT). No. of bitstreams: 1 10894.pdf: 5952992 bytes, checksum: e3d25a70f800a8a854f7dc99848817ad (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:50:25Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:58:46Z (GMT). No. of bitstreams: 1 10894.pdf: 5952992 bytes, checksum: e3d25a70f800a8a854f7dc99848817ad (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:35:58Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:50Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:35:58Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:50Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Os radionuclídeos naturais de origem primordial, ou terrestres, são encontrados em quantidades variadas em todo meio ambiente. Nas residências, um importante incremento de dose (INDOOR), é devido aos materiais de construção, que contribuem tanto com a dose externa gama, proveniente das séries do 238U, 235U e 232Th e do radionuclídeo isolado 40K, quanto com a dose interna que é devida principalmente à inalação do 222Rn. Uma vez que rochas graníticas são amplamente utilizadas como materiais de construção, tanto estruturais como de revestimento, estas podem tornar-se uma importante fonte de dose, dependendo das concentrações de radioatividade que apresentem, e da forma e quantidade que são aplicadas nas construções. Neste trabalho foi gerado um banco de dados para rochas graníticas do escudo cristalino paranaense (principalmente da Região Metropolitana de Curitiba, RMC), que são utilizadas na construção civil avaliando em termos de proteção radiológica o incremento da dose, externa e interna, causada pela utilização destes materiais. Também foram estudadas as possíveis correlações entre a concentração de atividade de 226Ra, taxa de exalação de 222Rn, densidade, porosidade e composição química (teor de óxidos constituintes) nestas amostras. A dose externa foi avaliada por meio da técnica de espectrometria gama com detector de germânio hiperpuro, onde as concentrações de atividade dos radionuclídeos 226Ra, 232Th e 40K são os parâmetros utilizados em modelos dosimétricos (Índices Dosimétricos), os quais estabelecem limites máximos permitidos de acordo com forma, quantidade e aplicação do material de construção. Para o cálculo da dose efetiva anual externa foi adotado o modelo de sala com dimensões 4 m x 5 m x 2,8 m e todas as paredes são revestidas internamente com granitos de espessura de 2 cm e considerando o tempo de exposição anual de 7000 h, conforme sugerido pela Comissão Européia de Proteção Radiológica para materiais de revestimento interno supercial. A exposição interna foi avaliada a partir da concentração de radônio no ar da sala modelo, simulada a partir do valor da taxa de exalação supercial de 222Rn. A taxa de exalação foi determinada pela técnica de detecção passiva utilizando detectores sólidos de traços nucleares (CR-39) por meio da técnica do recipiente selado, considerando taxa de ventilação de 0,5 h-1 e tempo de exposição anual de 7000 h . Os resultados destes estudos mostram que o incremento da dose efetiva anual externa variou de (62 ± 3) μSv.a-1 a (138 ± 1) μSv.a-1 e o incremento da dose efetiva anual interna variou de (0,39 ± 0,04) μSv.a-1 a (70 ± 4) μSv.a-1. Estes valores estão abaixo do limite máximo de 1 mSv.a-1 sugerido pela Comissão Européia de Proteção Radiológica, portanto os granitos avaliados neste trabalho podem ser utilizados sem implicações radiológicas desde que obedecido o cenário descrito. Os valores obtidos para a contribuição devida à dose interna variaram de 1 % a 78 % dos valores obtidos para a respectiva dose externa, mostrando que a contribuição do radônio varia fortemente com o tipo da rocha. Os resultados das correlações entre taxa de exalação supercial de 222Rn, concentração de atividade de 226Ra, densidade, porosidade e principais óxidos componentes das amostras, mostraram que, em termos de inuência na fração de emanação do radônio, o parâmetro mais importante é a densidade, devido a baixa porosidade e a semelhança em termos de composição química entre as amostras. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Maria Eneide de Souza Araujo (mearaujo@ipen.br) on 2017-03-10T15:06:09Z No. of bitstreams: 1 23000.pdf: 2483857 bytes, checksum: ba54fa302ba8e46dabc056e73e8bd8ee (MD5) / Made available in DSpace on 2017-03-10T15:06:09Z (GMT). No. of bitstreams: 1 23000.pdf: 2483857 bytes, checksum: ba54fa302ba8e46dabc056e73e8bd8ee (MD5) / Rejeitos radioativos são gerados em todas as etapas do ciclo do combustível nuclear e em instituições que fazem uso de elementos radioativos. No Brasil, para que possam atender a legislação vigente, eles devem ser devidamente gerenciados e tratados. A caracterização é a etapa do gerenciamento de rejeitos radioativos que certifica e complementa as informações presentes no documento de identificação fornecido pelo gerador dos rejeitos radioativos. O objetivo desse trabalho foi desenvolver uma metodologia para caracterização de tambores de rejeitos radioativos. Neste trabalho foi utilizada a técnica de espectrometria gama associada ao método de Monte Carlo para obter e estabelecer uma relação entre as eficiências de contagens teóricas e experimentais para quatro tambores de calibração com densidades diferentes, preparados com nove tubos de PVC em seu interior. O detector de HPGe utilizado foi posicionado em três diferentes distâncias em relação a extremidade do tambor de calibração. A utilização do método de Monte Carlo mostrou-se adequado a metodologia proposta neste trabalho. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas 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 / 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