Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-12-10T17:38:32Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-12-10T17:38:32Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Neste trabalho foi desenvolvida uma nova metodologia de produção de iodo-125, que resultou na primeira produção deste radionuclídeo no Brasil. Cápsulas de alumínio foram projetadas, fabricadas e avaliadas para que suportassem condições de pressão, temperatura e fluxo de nêutrons no reator nuclear IEA-R1 do IPEN sem a ocorrência de liberação de material radioativo. Foram projetados, desenvolvidos e fabricados sistemas de carregamento, descarregamento e recuperação dos gases para a manipulação do gás xenônio e do iodo. Foi desenvolvido um novo método de lavagem da cápsula, para dissolução do iodo-125 adsorvido nas paredes, por meio de imersão em banho ultrassônico. Foram irradiadas três cápsulas no reator nuclear IEA-R1, por um período de aproximadamente 60 h contínuas, a um fluxo de nêutrons de 5,5 x 1013 n cm-2 s-1. Foi produzido um total de 13,53 GBq (365,73 mCi) de iodo-125, e o único contaminante encontrado foi o radionuclídeo iodo-126. Na análise radioquímica, pelo método de cromatografia em papel ascendente, o iodo-125 em solução de NaOH apresentou percentual de iodeto acima de 98%, superior à exigência da farmacopeia americana para soluções de iodo radioativo que é de 95%. Para a análise radionuclídica foi desenvolvida uma fonte planar, a base de resina epoxídica, para a contagem do iodo-125 em detector de germânio de alta pureza. A correlação entre o iodo-125 e o iodo-126 produzido apresentou valores entre 0,5 e 0,7% após um período de decaimento de 10 d, grau de pureza suficiente para a utilização em técnicas de radioimunoensaio. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2017-05-02T11:34:44Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-05-02T11:34:44Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dentre as diversas aplicações dos radioisótopos, a utilização dos radiotraçadores é considerada uma das mais importantes, no diagnóstico de funcionamento dos equipamentos de processos, em plantas de indústrias químicas e petroquímicas. Os radiotraçadores são utilizados em procedimentos analíticos para obtenção de dados qualitativos e quantitativos de sistemas, em estudos de transferências físicas e físico-químicas. Na produção de radioisótopos gasosos utilizados como traçadores em processos industriais, destacam-se o 41Ar e 79Kr, gases nobres (inertes) que possuem baixa reatividade com os demais elementos químicos. O 41Ar é um emissor gama de alta energia (1,29 MeV) e apresenta elevada porcentagem de transformações com essa energia, o que resulta em quantidades relativamente pequenas necessárias em relação a outras para uma detecção eficaz, mesmo em componentes com grandes espessuras. Atualmente, a produção de radioisótopos gasosos em reatores nucleares de pesquisa é realizada em pequenas quantidades (bateladas), por meio de ampolas de quartzo contendo o gás natural 40Ar ou 78Kr. Nesse sentido, o objetivo desse estudo é desenvolver um sistema de irradiação capaz de produzir em escala contínua, o radioisótopo gasoso 41Ar, dentre outros, com atividade de 7,4x1011 Bq (20 Ci) por ciclo de irradiação, por meio do Reator IEA-R1 de 4,5 MW, fluxo de nêutrons térmicos médio de 4,71 x 1013 ncm-2s-1, para suprir uma demanda existente em empresas de END e inspeções, e pelo próprio Centro de Tecnologia das Radiações, no IPEN/CNEN-SP. O sistema de irradiação (SI) é constituído por uma cápsula de irradiação em alumínio, linhas de transferência, válvulas agulhas, conexões anilhadas, conectores rápidos, manovacuômetro, sistema de vácuo, dewar de liquefação, blindagem em chumbo, cilindros de armazenamento e transporte (CAT), dentre outros. O SI foi aprovado nos testes de estanqueidade e estabilidade (testes de formação de bolhas, pressurização, evacuação e com equipamento leak detector SPECTRON 600 T). Na produção experimental para obtenção de 1,07x1011 Bq (2,9 Ci) de 41Ar, distribuíram-se dosímetros de alanina em diversos componentes e dispositivos do SI. Além disso, determinaram-se as taxas de exposição na parede da blindagem em chumbo, ao concentrar o gás radioativo liquefeito e no CAT, após a transferência do 41Ar, pelo medidor de radiação portátil Teletector ® Probe 6150 AD-t/H. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP