Quando um país se torna auto-suficiente em uma parte do ciclo nuclear, quanto à produção de combustível que será usado em suas centrais nucleares para a geração de energia, precisa voltar sua atenção para a melhor forma de armazenar este combustível após a sua utilização. A armazenagem do combustível nuclear queimado é uma prática necessária e utilizada nos dias atuais em todo o mundo como temporária, tanto por países que não têm definido o plano de destinação final, isto é, o repositório definitivo, como também por aqueles que já o possuem. Existem dois aspectos principais que envolvem os combustíveis queimados: um referente à armazenagem do combustível nuclear queimado destinado ao reprocessamento e o outro ao que será enviado para deposição final quando o sítio de deposição definitiva estiver definido, corretamente localizado, adequadamente caracterizado quanto aos diversos aspectos técnicos, e licenciado. Este último aspecto pode envolver décadas de estudos por causa das definições técnicas e normativas em um dado país. No Brasil, o interesse está voltado para a armazenagem dos combustíveis queimados que não serão reprocessados. Este trabalho analisa os tipos possíveis de armazenagem, o panorama internacional e a possível proposta para a futura construção de um sítio de armazenagem temporária no país. / When a country becomes self-sufficient in part of the nuclear cycle, as production of fuel that will be used in nuclear power plants for energy generation, it is necessary to pay attention for the best method of storing the spent fuel. Temporary storage of spent nuclear fuel is a necessary practice and is applied nowadays all over the world, so much in countries that have not been defined their plan for a definitive repository, as well for those that already put in practice such storage form. There are two main aspects that involve the spent fuels: one regarding the spent nuclear fuel storage intended to reprocessing and the other in which the spent fuel will be sent for final deposition when the definitive place is defined, correctly located, appropriately characterized as to several technical aspects, and licentiate. This last aspect can involve decades of studies because of the technical and normative definitions at a given country. In Brazil, the interest is linked with the storage of spent fuels that won't be reprocessed. This work analyses possible types of storage, the international panorama and a proposal for future construction of a spent nuclear fuel temporary storage place in the country.

Quando um país se torna auto-suficiente em uma parte do ciclo nuclear, quanto à produção de combustível que será usado em suas centrais nucleares para a geração de energia, precisa voltar sua atenção para a melhor forma de armazenar este combustível após a sua utilização. A armazenagem do combustível nuclear queimado é uma prática necessária e utilizada nos dias atuais em todo o mundo como temporária, tanto por países que não têm definido o plano de destinação final, isto é, o repositório definitivo, como também por aqueles que já o possuem. Existem dois aspectos principais que envolvem os combustíveis queimados: um referente à armazenagem do combustível nuclear queimado destinado ao reprocessamento e o outro ao que será enviado para deposição final quando o sítio de deposição definitiva estiver definido, corretamente localizado, adequadamente caracterizado quanto aos diversos aspectos técnicos, e licenciado. Este último aspecto pode envolver décadas de estudos por causa das definições técnicas e normativas em um dado país. No Brasil, o interesse está voltado para a armazenagem dos combustíveis queimados que não serão reprocessados. Este trabalho analisa os tipos possíveis de armazenagem, o panorama internacional e a possível proposta para a futura construção de um sítio de armazenagem temporária no país. / When a country becomes self-sufficient in part of the nuclear cycle, as production of fuel that will be used in nuclear power plants for energy generation, it is necessary to pay attention for the best method of storing the spent fuel. Temporary storage of spent nuclear fuel is a necessary practice and is applied nowadays all over the world, so much in countries that have not been defined their plan for a definitive repository, as well for those that already put in practice such storage form. There are two main aspects that involve the spent fuels: one regarding the spent nuclear fuel storage intended to reprocessing and the other in which the spent fuel will be sent for final deposition when the definitive place is defined, correctly located, appropriately characterized as to several technical aspects, and licentiate. This last aspect can involve decades of studies because of the technical and normative definitions at a given country. In Brazil, the interest is linked with the storage of spent fuels that won't be reprocessed. This work analyses possible types of storage, the international panorama and a proposal for future construction of a spent nuclear fuel temporary storage place in the country.

Neste trabalho foi avaliada a dose efetiva recebida pelos trabalhadores da Gerência de Rejeitos Radioativos do IPEN devido à inalação de 222Rn nos galpões de armazenamento de rejeitos radioativos tratados e não tratados. As concentrações de 222Rn no interior dos galpões foram determinadas por meio da técnica de detecção passiva com detectores de traços nucleares do estado sólido (SSNTD). O detector utilizado foi o CR-39 inserido em uma câmara de difusão do tipo NRPB. Foram monitorados um total de 12 pontos internos e 1 ponto externo no galpão de rejeitos radioativos tratados G4 e 13 pontos no galpão de rejeitos radioativos não tratados G3, durante um período de 11 meses, entre junho de 2012 e maio de 2013. As concentrações variaram de 0,73 ± 0,08 e 4,55 ± 0,16 kBqm-3 entre os períodos de monitoramento no galpão G4 e entre 0,61 ± 0,07 e 2,94 ± 0,12 kBqm-3 no galpão G3. A dose efetiva devido à inalação de 222Rn no interior dos galpões de rejeitos radioativos foi calculada de acordo com os procedimentos da Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) a partir de um fator de conversão de dose, da concentração média do 222Rn no ar e do tempo de exposição dos indivíduos. Os valores de doses apresentados são uma média das concentrações entre os períodos de monitoramento que variam 15,70 mSva-1 no G4 e de 9,27 mSva-1 no G3, sendo que em um dos períodos obteve-se valores superiores ao estabelecidos pelo órgão regulador (CNEN) e recomendados pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) de 20 mSva-1 para indivíduos ocupacionalmente expostos, indicando a necessidade de medidas mitigadoras. Cabe, contudo, informar que foi considerada uma hipótese bastante conservativa de 2000 horas de trabalho no local. / Some radionuclides that make up the radioactive series are noted for their contribution to the total exposure to which individuals are subjected, an important example is known as radon 222Rn and their descendants, responsible for more than half of the radiation dose received by the population due to natural sources. In this work the effective dose received by the workers of the Management of Radioactive Waste in IPEN due to inhalation of 222Rn in storage sheds from treated and untreated radioactive waste was evaluated. Concentrations of 222Rn inside the sheds of treated and untreated radioactive waste G3 and G4 were determined by the technique of passive detection with solid state nuclear track (SSNTD) detectors. The detector used was CR-39 inserted in a diffusion chamber type NRPB. A total of 12 internal points and 1 external point were monitored in the shed radioactive waste treated G4 and 13 points in the shed radioactive waste untreated G3, for a period of 11 months between June 2012 and May 2013. Concentrations ranged 0.73 ± 0.08 to 4.55 ± 0.16 kBqm-3 among the monitoring periods in the shed G4 and between 0.61 ± 0.07 and 2.94 ± 0.12 kBqm-3 in the shed G3. The effective dose due to inhalation of 222Rn inside the sheds radioactive waste was calculated according to the procedures of the International Commission on Radiological Protection (ICRP) from a conversion factor of dose, the mean concentration of 222Rn in the air and time of exposure of individuals. The dose values for G4 and G3 are 15.70 and 9.27 mSva-1 respectively, this being greater than the value established by the National Nuclear Energy Commission (CNEN) and recommended by the International Commission on Radiological Protection (ICRP) 20 mSv / a for occupationally exposed individuals, thus indicating the need for mitigation measures. It should, however, report that was considered a very conservative assumption of 2,000 hours of work on site.

Neste trabalho foi avaliada a dose efetiva recebida pelos trabalhadores da Gerência de Rejeitos Radioativos do IPEN devido à inalação de 222Rn nos galpões de armazenamento de rejeitos radioativos tratados e não tratados. As concentrações de 222Rn no interior dos galpões foram determinadas por meio da técnica de detecção passiva com detectores de traços nucleares do estado sólido (SSNTD). O detector utilizado foi o CR-39 inserido em uma câmara de difusão do tipo NRPB. Foram monitorados um total de 12 pontos internos e 1 ponto externo no galpão de rejeitos radioativos tratados G4 e 13 pontos no galpão de rejeitos radioativos não tratados G3, durante um período de 11 meses, entre junho de 2012 e maio de 2013. As concentrações variaram de 0,73 ± 0,08 e 4,55 ± 0,16 kBqm-3 entre os períodos de monitoramento no galpão G4 e entre 0,61 ± 0,07 e 2,94 ± 0,12 kBqm-3 no galpão G3. A dose efetiva devido à inalação de 222Rn no interior dos galpões de rejeitos radioativos foi calculada de acordo com os procedimentos da Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) a partir de um fator de conversão de dose, da concentração média do 222Rn no ar e do tempo de exposição dos indivíduos. Os valores de doses apresentados são uma média das concentrações entre os períodos de monitoramento que variam 15,70 mSva-1 no G4 e de 9,27 mSva-1 no G3, sendo que em um dos períodos obteve-se valores superiores ao estabelecidos pelo órgão regulador (CNEN) e recomendados pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) de 20 mSva-1 para indivíduos ocupacionalmente expostos, indicando a necessidade de medidas mitigadoras. Cabe, contudo, informar que foi considerada uma hipótese bastante conservativa de 2000 horas de trabalho no local. / Some radionuclides that make up the radioactive series are noted for their contribution to the total exposure to which individuals are subjected, an important example is known as radon 222Rn and their descendants, responsible for more than half of the radiation dose received by the population due to natural sources. In this work the effective dose received by the workers of the Management of Radioactive Waste in IPEN due to inhalation of 222Rn in storage sheds from treated and untreated radioactive waste was evaluated. Concentrations of 222Rn inside the sheds of treated and untreated radioactive waste G3 and G4 were determined by the technique of passive detection with solid state nuclear track (SSNTD) detectors. The detector used was CR-39 inserted in a diffusion chamber type NRPB. A total of 12 internal points and 1 external point were monitored in the shed radioactive waste treated G4 and 13 points in the shed radioactive waste untreated G3, for a period of 11 months between June 2012 and May 2013. Concentrations ranged 0.73 ± 0.08 to 4.55 ± 0.16 kBqm-3 among the monitoring periods in the shed G4 and between 0.61 ± 0.07 and 2.94 ± 0.12 kBqm-3 in the shed G3. The effective dose due to inhalation of 222Rn inside the sheds radioactive waste was calculated according to the procedures of the International Commission on Radiological Protection (ICRP) from a conversion factor of dose, the mean concentration of 222Rn in the air and time of exposure of individuals. The dose values for G4 and G3 are 15.70 and 9.27 mSva-1 respectively, this being greater than the value established by the National Nuclear Energy Commission (CNEN) and recommended by the International Commission on Radiological Protection (ICRP) 20 mSv / a for occupationally exposed individuals, thus indicating the need for mitigation measures. It should, however, report that was considered a very conservative assumption of 2,000 hours of work on site.