Submitted by Maria Eneide de Souza Araujo (mearaujo@ipen.br) on 2015-10-08T12:42:46Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-10-08T12:42:46Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:43:17Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:58:18Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06443.pdf: 4052789 bytes, checksum: ad0a002c9a73bb765e639e0bde37d570 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:41:32Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:11Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O 131I é um radioisótopo de iodo amplamente utilizado em medicina nuclear, pode ser utilizado tanto para diagnóstico quanto para tratamento devido às suas características físicas de decaimento - e sua elevada emissão de raios-y. Sua produção no IPEN é realizada utilizando um reator nuclear a partir da reação indireta: 130Te (n,y) 131mTe 131Te 131I, onde são irradiados alvos contendo Te. Pode também ser produzido via produto de fissão de 235U, onde, o 235U irradiado produz cerca de 300 elementos diferentes, entre eles o 131I. O 131I produzido nesse método apresenta altas atividade específica e concentração radioativa, o que facilita a produção de compostos marcados com o radionuclídeo. O objetivo deste trabalho é desenvolver um método de recuperação de 131I no processo de produção de 99Mo pela rota de dissolução ácida de alvos de 235U, com a qualidade necessária para ser utilizado em Medicina Nuclear. O 131I encontra-se em 2 fases no processo, tanto na fase gasosa produzida na dissolução ácida dos alvos de U metálico e a menor parte em solução. Foram utilizados diversos materiais para captura e recuperação de 131I nas 2 fases do processo, a fase gasosa e a solução de dissolução dos alvos de U. Foram testadas colunas de alumina com Cu, alumina ácida com Cu, nanoesferas de Ag, cartuchos aniônicos, resina aniônica, colunas de carvão ativado, microesferas de Ag e microesferas de Cu. Soluções contendo 131I em NaOH 0,1 mol.L-1 foram percoladas pelos materiais e os eluídos foram analisados em calibrador de dose. Foi também estudada a precipitação de AgI e dissolução desse precipitado em NH4OH 0,1 mol L-1 e Na2S2O3 5%. Dentre os testes realizados, a princípio, os resultados de recuperação variaram de acordo com o material, o carvão ativado apresentou rendimento de recuperação entre 42% a 83%. Já o rendimento de recuperação da coluna de alumina com Cu variou de 20% a 85%. Os testes com nanoesferas de Ag apresentaram rendimento de recuperação de 26% utilizando NaOH 0,1 mol L-1 e 72% utilizando Na2S2O3 como eluentes. Testes com cartuchos aniônicos apresentaram os melhores resultados com uma porcentagem de recuperação de 81 a 90%. Testes utilizando 131I na sua forma gasosa apresentaram uma retenção de 66,45% e não foram realizados testes para recuperação do 131I retido. Nos testes utilizando precipitação de AgI a porcentagem de retenção de 131I foi de 100%. É possível concluir que os cartuchos aniônicos e a precipitação de AgI foram as melhores opções para a retenção de 131I, e as colunas de alumina com Cu tem um grande potencial para eluição do radionuclídeo 131I na forma química adequada. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:46:15Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:02:08Z (GMT). No. of bitstreams: 1 07979.pdf: 4233452 bytes, checksum: b0bf4293ebbffde6ad549e194856f538 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:49:44Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:02:22Z (GMT). No. of bitstreams: 1 09993.pdf: 2422070 bytes, checksum: 4df4c1107df8d91b9340502252588a78 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:49:49Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:03:08Z (GMT). No. of bitstreams: 1 09823.pdf: 5677236 bytes, checksum: 27d602ac9c2983702bad63976780b075 (MD5) / Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo (FAPESP) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP / FAPESP:99/04130-7

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:35:27Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:22Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Microesferas cerâmicas vêm sendo utilizadas em diferentes aplicações, relacionadas à área nuclear, farmacêutica, química, médica, ambiental, biotecnológica, etc. É possível a obtenção, pelo método da gelificação interna, de microesferas de diferentes materiais cerâmicos, densas ou porosas (com porosidade controlada) e com diferentes tamanhos. No entanto o grande obstáculo é a formação de trincas na secagem e/ou calcinação, que podem inviabilizar a aplicação das mesmas. Este trabalho tem como objetivo a produção de microesferas a base de alumina (Al2O3) pelo processo de gelificação interna, variando-se parâmetros de processamento de forma a se controlar as características físicas e químicas das mesmas, como tamanho, porosidade, superfície específica, etc., além de características específicas que viabilizem a aplicação das mesmas no preenchimento de colunas de eluição de geradores de 99Mo-99mTc. Foi desenvolvida uma metodologia simples e eficiente de tratamento de lavagem das microesferas, que possibilita a extração de uma porção significativa da fase orgânica presente antes da secagem e calcinação; desta forma elimina-se praticamente todas as trincas que surgiriam durante a secagem, e principalmente na etapa de calcinação. Além disso, foram variados parâmetros de processo que permitem controlar a porosidade e superfície específica das microesferas. Foram também caracterizadas em paralelo, duas aluminas de transição na forma de pós, utilizadas atualmente no preenchimento de colunas do gerador de 99Mo-99mTc de modo a se ter uma noção das atuais exigências quanto às propriedades fisicas do material de preenchimento. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:26:48Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:13Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dentre os vários radioisótopos existentes, o 99mTc e o 188Re apresentam propriedades físicoquímicas bastante específicas que os qualificam para utilização em Medicina Nuclear nas áreas de diagnóstico e terapia, respectivamente. Além disso, estes radiofármacos podem ser distribuídos à classe médica sob a forma de sistemas geradores de 99Mo-99mTc e 188W-188Re, garantindo autonomia e praticidade em sua utilização. O presente projeto de mestrado tem por objetivo determinar a capacidade de alguns materiais adsorvedores para retenção de molibdênio e tungstênio, visando o preparo de sistemas geradores de 99Mo-99mTc e de 188W- 188Re com características adequadas para aplicação em Medicina Nuclear. Quantidades conhecidas, em massa, de molibdênio (Mo) e tungstênio (W) foram adicionadas às soluções carga previamente preparadas, com valores de pH ajustados entre 1 e 7, e estas por sua vez foram então percoladas ao longo de diferentes dispositivos contendo em seu interior alumina, resina ou composto de poli-zircônio também denominado PZC. As eluições foram realizadas com um intervalo de tempo de aproximadamente 24 horas entre uma outra para os sistemas geradores de 99Mo-99mTc e de cerca de 48 horas para os sistemas geradores de 188W-188Re em função da diferença da meia-vida física existente entre os elementos pai e filho envolvidos em ambas as reações. As amostras eluídas dos sistemas geradores contendo tanto 99mTc quanto 188Re foram submetidas a testes de controle de qualidade visando-se determinar o grau de pureza radionuclídica, radioquímica e química de cada uma delas, mas nenhuma contaminação significativa por 99Mo, 188W, tecnécio ou rênio nos estados coloidais assim como zircônio foi detectada tanto nas soluções carga eluídas quanto nas soluções extraídas com solução salina para qualquer valor de pH estudado. Os cartuchos comerciais de alumina do tipo Sep Pak Ácida retiveram de maneira mais eficiente o molibdênio presente nas soluções carga eluídas quando comparados aos demais dispositivos comerciais de retenção utilizados. Entretanto, quando esta comparação estende-se as colunas cromatográficas de alumina, conclui-se que o emprego da alumina ácida como adsorvedor é ainda mais eficaz do que a utilização dos cartuchos do tipo Sep Pak Ácida e da própria alumina calcinada convencional, porém ainda assim não supera a performance apresentada pelo PZC. Os experimentos realizados com tungstênio, os quais envolveram a utilização de cartuchos comerciais de retenção de Sep Pak Ácida, assim como o emprego de alumina sob as formas calcinada convencional e ácida, revelaram que a alumina ácida constitui o melhor material adsorvedor. Quanto ao pH das soluções carga, observou-se que este deve ser ajustado de modo a ser mantido sempre que possível por volta de 5 (pH ácido) para as soluções preparadas contendo molibdênio sob a forma não radioativa como carregador, enquanto que para as soluções carga preparadas com tungstênio o pH deve ser neutro. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:32:24Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:31Z (GMT). No. of bitstreams: 1 01534.pdf: 1740231 bytes, checksum: 18d3de906b0a893fda982fd191cb363d (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Maria Eneide de Souza Araujo (mearaujo@ipen.br) on 2015-02-20T18:59:28Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-02-20T18:59:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Neste trabalho foi realizado uma comparação entre três tipos de alvos (UAl2-Al, U-Ni cilíndrico e U-Ni placa) para a produção de 99Mo por fissão do 235U. Para isso foram desenvolvidas análises neutrônicas e termo-hidráulicas. Também foram realizados experimentos para se validar as metodologias de cálculo termo-hidráulica e neutrônica utilizadas neste trabalho. Para os cálculos neutrônicos foram utilizados os programas NJOY99.0, AMPX-II e HAMMERTECHNION, para geração das seções de choque, e os programas SCALE 6.0 e CITATION para os cálculos tridimensionais dos núcleos, queima do combustível e produção de 99Mo. Para os cálculos termo-hidráulicos foram utilizados os programas MTRCRIEAR1 e ANSYS CFX para calcular as variáveis térmicas e hidráulicas dos dispositivos de irradiação e compará-las a limites e critérios de projeto estabelecidos. Primeiro foram realizadas análises neutrônicas e termo-hidráulicas para o reator IEA-R1 com os alvos de UAl2-Al (10 miniplacas). As análises demonstraram que a atividade total obtida para o 99Mo nas miniplacas não atende à demanda dos hospitais brasileiros (450 Ci/semana) e que nenhum limite de projeto termo-hidráulico é ultrapassado. Em seguida foram realizados os mesmos cálculos para os três tipos de alvo no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB). As análises neutrônicas demonstraram que os três alvos podem atender à demanda dos hospitais brasileiros. As análises termo-hidráulicos demonstram que será necessário uma velocidade mínima no dispositivo de irradiação de 7 m/s para o UAl2, de 8 m/s para o alvo de U-Ni cilíndrico e de 9 m/s para o alvo de U-Ni placa para que nenhum limite de projeto seja ultrapassado. Foram realizados experimentos em uma bancada de aferição de vazão para se validar a metodologia de cálculo termo-hidráulico. Os experimentos realizados para se validar os cálculos neutrônicos foram feitos no reator IPEN/MB-01. Todos os experimentos foram simulados com as metodologias acima descritas e os resultados comparados entre si. Os resultados das simulações apresentaram boa concordância com os resultados experimentais. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP