Neste trabalho é apresentado o potencial de remoção de íons estrôncio de soluções aquosas pelas fibras de coco na forma bruta e na forma ativada com peróxido de hidrogênio, 1% e 4%, em meio básico. Os experimentos de biossorção foram realizados em batelada com 2 mg.L-1 de solução de Sr(NO3)2 e foram estudadas as influências dos seguintes parâmetros: tempo de contato, pH e a eficiência de biossorção das fibras ativadas em comparação com a fibra de coco bruta (FCB). A caracterização das fibras antes e após o tratamento, e a presença de Sr2+ nas fibras foram realizadas por microscopia de varredura eletrônica com detector de espectroscopia de energia dispersiva, espectroscopia de difração de raios X, espectroscopia de infravermelho e por análise térmica. Dentre as fibras estudadas, a fibra de coco ativada com 1% H2O2 (FCA 1) apresentou a maior capacidade de biossorção: 3,6 mg.g-1, nas seguintes condições: 5 mg de biomassa em pH 6, após 90 minutos de tempo de contato à temperatura ambiente. A fibra de coco ativada com 4% H2O2 (FCA 2) levou a uma maior degradação dos constituintes da fibra e consequentemente a uma menor remoção de íons de Sr2+.Para os estudos de modelos de isotermas de biossorção de Sr2+, tanto a FCB quanto a FCA 1 ajustaram-se melhor ao modelo de Langmuir e à cinética de pseudo-segunda ordem. Os parâmetros termodinâmicos energia livre de Gibbs (ΔG) e coeficiente de distribuição (KD) foram -0,90 kJ.mol-1 e 265,3L.Kg-1 para a FCB e de -7,2 kJ.mol-1 e 824,3 L.Kg-1 para a FCA1. Esses resultados demonstraram que a FCA 1 possui uma boa eficiência para remover íons de Sr2+de resíduos químicos aquosos e é uma boa alternativa no tratamento de rejeitos radioativos líquidos contendo íons 90Sr. / This work presents the potential of strontium ions removal from aqueous solutions using coconut fiber in raw and treated form with hydrogen peroxide, 1% and 4%, in alkaline conditions. The biosorption experiments were performed in batch mode with 2 mg.L-1 solution of Sr(NO3)2 and the influence of the following parameters were studied: contact time and pH. It was also evaluate the biosorption efficiency of the treated coconut fibers in comparison with the raw coconut fiber (RCF). The fibers characterizations before and after treatment and the presence of the Sr2+ in the fibers were performed by scanning electron microscopy with a detector energy dispersive spectroscopy, diffraction of x-ray spectroscopy, infrared spectroscopy and thermal analysis. Among the studied fibers, the treated coconut fiber with 1% of H2O2 (TCF 1) showed the major biosorption capacity of 3.6 mg.g-1 in the following conditions: 5 mg of biomass at pH 6, 90 minutes of contact time at room temperature. Treated coconut fiber with 4% H2O2 (TCF 2) showed the lowest Sr2+ ions removal due to degradation of the fibers constituents. For studies of biosorption isotherms, both raw and treated coconut fiber (TCF 1) were fitted better to Langmuir model and the kinetics reaction was of pseudo-second order. The thermodynamic parameters Gibbs free energy (ΔG) and distribution coefficient (KD) were -0.90 kJ.mol-1 and 265.3 L.Kg-1 for RCF and of -7,2 kJ.mol-1 and 824.3L.Kg-1 for TCF 1. These results demonstrated that the TCF 1 has good efficiency for removing Sr2+ ions in the aqueous chemical waste and is a good alternative in treatment of liquid radioactive wastes containing 90Sr.

Investigação da estrutura de núcleos exóticos é uma área bastante ativa da Física Nuclear atual. O desenvolvimento dessa área foi acentuado com a possibilidade de uso de feixes radioativos. Inspirados nessa possibilidade, laboratórios espalhados pelo mundo estão se desenvolvendo para produzir feixes radioativos de núcleos cada vez mais ricos em prótons ou em nêutrons. O uso de elementos radioativos como feixes têm oferecido oportunidades novas e únicas para pesquisa em física nuclear. Questões fundamentais tais como qual a natureza da matéria nuclear e como elementos pesados são sintetizados em novas, supernovas e estrelas de nêutrons podem ser abordadas em investigações utilizando-se feixes radioativos. Neste trabalho abordamos a produção de alguns desses feixes na região de massa A=10 e 15, especificamente, 10Be, 12B, 14C e 15C. Descrevemos métodos de produção e aplicamos simulações para produção de feixes com esses núcleos. Abordamos as peculiaridades na produção de cada um deles com o intuito de produzir feixes o mais intenso e puros possíveis. Nas simulações utilizamos a plataforma Lise++ baseada em método de Monte Carlo e foi dada ênfase na utilização de um sistema de duplo-solenoides. As simulações foram comparadas com resultados experimentais obtidos com esse sistema para os feixes de 12B e 14C, onde um bom acordo foi obtido. / Nuclear Structure Investigations of exotic nuclei is currently a very active area of Nuclear Physics. Many laboratories around the world are developing their system to produce radioactive beams of nuclei rich in protons or neutrons. The use of these radioactive elements as beams has offered new and unique opportunities for research in nuclear physics. Fundamental questions such as what the nature of nuclear matter is and how heavy elements are synthesized in novae, supernovae and neutron stars can be addressed in investigations using radioactive beams. In this work we address the production of some of these beams in the region of mass A = 10 and 15, specifically 10Be, 12B e 14,15C. We describe production methods and apply simulations using the plataforma Lise++ with Monte Carlo method. We addressed the peculiarities related to the production of each of them, in the sense to get the most intense and pure secondary radioactive beams possible. In the simulations, emphasis was given to the use of a double-solenoid system. The simulations were compared with experimental results obtained with these systems for the 12B and 14C beams, where a good agreement was obtained.

Tese (doutorado) - University of Glasgow. Department of Inorganic Chemistry / Made available in DSpace on 2012-10-16T21:32:07Z (GMT). No. of bitstreams: 0

Made available in DSpace on 2014-06-11T19:32:21Z (GMT). No. of bitstreams: 0 Previous issue date: 2012-06-22Bitstream added on 2014-06-13T18:43:39Z : No. of bitstreams: 1 barros_df_dr_rcla.pdf: 1625394 bytes, checksum: 5867f026096bb51794796cf8cb9f3feb (MD5) / Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior (CAPES) / A disposição final dos rejeitos radioativos de forma segura, à luz do atual desenvolvimento científico e tecnológico, permite duas formas principais possíveis de destinação final: a disposição no meio ambiente ou o confinamento definitivo nos chamados repositórios. O confinamento definitivo implica no isolamento dos rejeitos dentro dos repositórios, por longos períodos de tempo – da ordem de centenas a milhares de anos, dependendo da meia-vida do radionuclídeo. O intuito do estudo é analisar a legislação brasileira, bem como suas normas de disposição de rejeitos de médio, baixo e alto nível de radiação em repositórios geológicos em comparação com a dos outros países do grupo BRICS – Federação da Rússia, Índia, República Popular da China e África do Sul - e com a de países mais desenvolvidos como a Alemanha, os Estados Unidos, a França, o Japão e a Suécia. Há de se ressaltar que no Brasil já existe um repositório gerido pela Comissão Nacional de Energia Nuclear – CNEN. A tese compara disposições regulatórias, legislação, acordos internacionais e competências de entidades e/ ou agências governamentais, reguladoras, internacionais e brasileiras, contemplando como o Brasil sustenta sua situação atual do ordenamento jurídico e assim, se necessário, poder ser aperfeiçoado ao ser espelhado no que ocorre com as nações selecionadas. Outrossim, o estudo busca relatar o histórico internacional da evolução legislativa sobre a disposição de rejeitos no meio geológico no Brasil e nos países selecionados, por meio de investigação e análise de documentação internacional tendo como base a publicação periódica internacional da Agência de Energia Nuclear (AEN), órgão multinacional e intergovernamental da Organização para a Cooperação e Desenvolvimento Econômico (OCDE) afiliada à Agência Internacional de Energia Atômica das Nações Unidas (AIEA) / The final disposal of radioactive wastes safely, in the light of the current, scientific and technological development, allows two main possible final destinations: the disposal in the environment or the confinement into the so-called: final repositories. Confinement implies the definitive waste isolation inside a repository for long periods of time – from hundreds to thousands of years, depending on the half-life of the radionuclide. The purpose of this study is to examine whether the Brazilian legislation, as well as its legal provisions of waste disposal for medium, low and high levels of radiation, are in agreement with other BRIC countries – Russia Federation, India, People’s Republic of China and South Africa – and with more developed countries such as Germany, the United States, France, Japan and Sweden. It is important to mention that in Brazil there is already a geological repository managed by the National Commission of Nuclear Energy - CNEN. The thesis compares regulatory provisions, legislation, international agreements and competences of entities and/ or international regulatory and Brazilian government bodies, showing the Brazilian law current status considering if the law needs improvement when compared to the selected nations. Moreover, the study aims to report the historical evolution of international law on waste disposal in geological environment in Brazil and in the selected countries through international documentation investigation and analysis based on bulletins from the Nuclear Energy Agency (NEA), which is a multinational and intergovernmental body part of the Organization for Economic Cooperation and Development (OECD), affiliated to the International Atomic Energy Agency of the United Nations (IAEA)

Investigação da estrutura de núcleos exóticos é uma área bastante ativa da Física Nuclear atual. O desenvolvimento dessa área foi acentuado com a possibilidade de uso de feixes radioativos. Inspirados nessa possibilidade, laboratórios espalhados pelo mundo estão se desenvolvendo para produzir feixes radioativos de núcleos cada vez mais ricos em prótons ou em nêutrons. O uso de elementos radioativos como feixes têm oferecido oportunidades novas e únicas para pesquisa em física nuclear. Questões fundamentais tais como qual a natureza da matéria nuclear e como elementos pesados são sintetizados em novas, supernovas e estrelas de nêutrons podem ser abordadas em investigações utilizando-se feixes radioativos. Neste trabalho abordamos a produção de alguns desses feixes na região de massa A=10 e 15, especificamente, 10Be, 12B, 14C e 15C. Descrevemos métodos de produção e aplicamos simulações para produção de feixes com esses núcleos. Abordamos as peculiaridades na produção de cada um deles com o intuito de produzir feixes o mais intenso e puros possíveis. Nas simulações utilizamos a plataforma Lise++ baseada em método de Monte Carlo e foi dada ênfase na utilização de um sistema de duplo-solenoides. As simulações foram comparadas com resultados experimentais obtidos com esse sistema para os feixes de 12B e 14C, onde um bom acordo foi obtido. / Nuclear Structure Investigations of exotic nuclei is currently a very active area of Nuclear Physics. Many laboratories around the world are developing their system to produce radioactive beams of nuclei rich in protons or neutrons. The use of these radioactive elements as beams has offered new and unique opportunities for research in nuclear physics. Fundamental questions such as what the nature of nuclear matter is and how heavy elements are synthesized in novae, supernovae and neutron stars can be addressed in investigations using radioactive beams. In this work we address the production of some of these beams in the region of mass A = 10 and 15, specifically 10Be, 12B e 14,15C. We describe production methods and apply simulations using the plataforma Lise++ with Monte Carlo method. We addressed the peculiarities related to the production of each of them, in the sense to get the most intense and pure secondary radioactive beams possible. In the simulations, emphasis was given to the use of a double-solenoid system. The simulations were compared with experimental results obtained with these systems for the 12B and 14C beams, where a good agreement was obtained.

Atualmente, a caracterização dos resíduos radioativos gerados na operação do reator nuclear de pesquisas IEA-R1 está em curso. O reator IEA-R1 é um reator do tipo piscina aberta, moderado e refrigerado por água leve, utilizando dois leitos de resinas de troca iônica e de carvão ativado para purificação de água de refrigeração. Estes meios filtrantes são substituídos quando já não são capazes de manter a qualidade da água dentro dos limites exigidos e são tratados como rejeitos radioativos. Contendo produtos de fissão, ativação e actinídeos que escapam do núcleo do reator para a água da piscina, apresentam altas taxas de dose devido à quantidade de emissores gama de meias-vidas curtas e intermediárias, emissores alfa, elementos transurânicos de meia-vida longa bem como emissores beta puros. A caracterização destes rejeitos, consequentemente, requer métodos de análise radioquímica que incluem a amostragem e o processamento das amostras, resultando em doses elevadas para os trabalhadores. Nesse contexto, o objetivo deste trabalho consistiu em correlacionar os resultados das análises radioquímicas de amostras de rejeitos, com os resultados das medições radiométricas, utilizando a modelagem das taxas de dose em diferentes distâncias da superfície dos embalados. As taxas de dose medidas foram comparadas com os resultados de cálculos . Massa, volume e geometria das fases sólidas e líquidas de cada um dos tambores também foram determinadas, uma vez que o teor de água varia amplamente entre diferentes tambores, e são essenciais para estimar as atividades totais em cada tambor. / The characterization of the radioactive wastes generated in the operation of the nuclear research reactor IEA-R1 is currently ongoing. The IEA-R1 is an open pool type reactor, moderated and cooled by light water that uses two beds of ion-exchange resins and activated charcoal to remove impurities from the cooling water. These filter media are replaced when they are no longer able to maintain water quality within the required limits and are treated as radioactive waste. They contain the actinides and the fission and activation products that leaked into the reactor pool water. They give off high dose rates due to the amount of gamma-emitters present and are a long-term radiation safety concern because of their content of long-lived alpha- and beta-emitters. The characterization of these wastes requires radiochemical analysis methods, which include the sampling and processing of samples, resulting in high exposure to the workers. The objective of this study was to correlate the results of activity concentrations obtained in previous radiochemical analyses with the results of measurements of dose rates at various distances from the package surfaces, aiming at reducing the exposure of personnel by avoiding more sampling and sample analysis operations. Mass, volume and geometry of solid and liquid phases of each drum, which vary widely among different drums, were also estimated and use to determine total activity. The measured and calculated dose rates were compared to confirm the activity estimates.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2017-09-05T17:02:18Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-09-05T17:02:18Z (GMT). No. of bitstreams: 0 Previous issue date: 2017-06 / Com o uso de técnicas da realidade virtual busquei uma forma de auxiliar no planejamento de instalações nucleares. Para isso sugeri a elaboração de um ambiente virtual interativo que permitisse a exploração da versão virtual de um repositório de rejeito radioativo projetado para armazenar os resíduos de baixo e médio níveis oriundos das atividades nucleares exercidas no Brasil. Posteriormente um vídeo explicativo também foi desenvolvido para prestar suporte informativo prévio ao usuário final. O método utilizado no desenvolvimento das ferramentas virtuais foi dividido em duas fases: levantamento de requisitos e aplicação do método. A primeira fase foi composta por dez reuniões que contaram com a participação dos responsáveis pelo projeto do repositório nacional de rejeitos radioativos e foi necessária para determinação dos itens que deveriam constar no produto final. Na aplicação da metodologia o grupo responsável pelo projeto do repositório forneceu os insumos que auxiliaram no cumprimento de cada etapa. Dentre os itens fornecidos foram utilizados um mapa contendo as curvas de nível do terreno e o posicionamento de cada edificação, oito imagens das fachadas pretendidas para os prédios, documentos contendo dados e processos técnicos e um vídeo. Para a modelagem do terreno foram utilizados o mapa e o motor do jogo Unity 3D que possui ferramentas destinadas para este fim. Para modelagem 3d das edificações foram utilizados dados levantados no documento, o mapa e imagens das fachadas e o software 3ds max que possui facilidade em exportar modelos para o motor de jogo. A ferramenta interativa ainda devia contar com uma animação da principal atividade realizada no interior do edifício de processamento de rejeitos radioativos que foi realizada por meio de descrição da atividade no documentos e em vídeo. Para realizar esta atividade foi utilizado o mesmo software da construção das edificações. Posteriormente, todos os elementos foram reunidos no motor de jogo para a finalização desta ferramenta. Para criar o vídeo informativo, foram reutilizados a maior parte dos modelos criados para a aplicação. O terreno precisou de um código específico para possibilitar a exportação da Unity 3D para o 2ds max, garantindo que o terreno seria o mesmo nas duas ferramentas. Um workshop foi realizado com pessoas ligadas a área nuclear que assistiam ao vídeo e posteriormente eram apresentadas à aplicação. Após a exposição inicial foram feitas perguntas do tipo abertas e os profissionais forneceram um feedback que foi dividido em dois grupos. O primeiro composto por pessoas ligadas à área de rejeitos radioativos e constavam nele responsáveis pelo desenvolvimento do repositório de rejeitos. O segundo era composto por pessoas de outros setores da área nuclear. Após a análise dos resultados e das respostas obtidas, concluí que os objetivos foram atingidos sendo possível o passeio virtual interativo, a visualização no interior da edificação e a criação de um vídeo informativo que futuramente pode ser utilizado na melhora da opinião pública em relação à energia nuclear.

Submitted by Marcele Costal de Castro (costalcastro@gmail.com) on 2017-09-27T18:01:15Z No. of bitstreams: 1 LUIS EDUARDO BARREIRA BRANDÃO D.PDF: 38086975 bytes, checksum: 03eb18f98b2ceaa5130956af98b0563d (MD5) / Made available in DSpace on 2017-09-27T18:01:15Z (GMT). No. of bitstreams: 1 LUIS EDUARDO BARREIRA BRANDÃO D.PDF: 38086975 bytes, checksum: 03eb18f98b2ceaa5130956af98b0563d (MD5) Previous issue date: 2001-07 / É apresentada uma metodologia para estudos e avaliações de unidades em Estações de Tratamento de Esgoto (ETE) empregando-se traçadores radioativos. Isótopos radioativos como o 82Br (para a fase líquida) , 110mAg e 140La (para a fase sólida) foram usados na medida da vazão de efluentes, estudos de processos de mistura em tanques de equalização e em testes de separação da fase sólida em unidades de tratamento de esgoto. Os traçadores foram injetados (instantaneamente ou a uma taxa constante por meio de uma bomba) e o seu sinal de saída medido por meio de detectores cintiladores NaI. Foi desenvolvido o programa TRAÇADORES, em linguagem FORTRAN, que analisa a função resposta das unidades na forma de curvas de distribuição de tempo de residência (RTD) e calcula o tempo médio de residência , momento central da função distribuição. Este é um parâmetro fundamental na caracterização dos tanques estudados e serve como um parâmetro quantitativo para a avaliação desempenho no tratamento do efluente. O emprego da metodologia de traçadores radioativos permitiu a identificação de problemas operacionais como a presença de zona morta, canalização e recirculação de material sólido dentro dos tanques e, permitiu que as unidades fossem otimizadas, ou seja, os resultados permitiram a identificação e a eliminação destes problemas e também serviram como diretriz para elaborar uma nova configuração das unidades, tornando-as mais eficientes. / A methodology for studies and evaluation of sewage treatment plants with radioactive tracers is presented. Radioisotopes as 82Br (for the liquid phase), 110mAg and 140La, (for the solid phase) was used to evaluate sewage flow rates, mixing patterns in equalization tank and test effluent treatment units. The tracer was injected in the unit (instantaneously or in a constant rate with a pump) and NaI-scintillation detectors measured the output signal. The Fortran program TRAÇADORES was developed to analyze the response function of the units in form of residence times distribution curves (RTD), which represents the probability of an element of the material to interact with the unit, and calculate the mean residence time , the central moment of this distribution function. This fundamental parameter characterizes the tank and serves as a quantitative evaluation for its performance. With the radiotracer techniques was possible to identify dead zone, channeling, internal circulation of the solid phase inside the tanks. The technique represents a guideline for redesign a imperfect unit and eliminate the problem.

Fontes radioativas seladas são largamente empregadas no mundo. A Agência Internacional de Energia Atômica AIEA estima em dezenas de milhões de fontes radioativas no mundo. No Brasil, este número é próximo de 500 mil unidades, considerando-se as fontes de pára-raios e detectores de fumaça. Uma fonte selada pode tornar-se desnecessária, seja devido ao seu decaimento ou outro motivo, sendo classificada como fontes radioativas seladas fora de uso (FRS). No Brasil, a maioria das FRS é considerada rejeito radioativo e são encaminhadas a um dos institutos da CNEN. Sem uma estratégia definida para a deposição das FRS, estas são armazenadas aguardando uma solução. A Gerência de Rejeitos Radioativos - GRR do IPEN-CNEN/SP é o principal centro de recepção desse material e até meados de 2010 havia recebido cerca de 14.000 fontes. O processo proposto para a gestão dessas FRS consiste em retirá-las de suas blindagens originais e transferi-las a outra blindagem, projetada para esse fim. As operações de transferência são realizadas em uma cela quente, garantindo a segurança radiológica. Uma das exigências da CNEN é que todas as fontes seladas sejam caracterizadas. No processo estudado, a avaliação da atividade de cada fonte será feita utilizando-se um detector, do tipo câmara de ionização tipo poço. O presente trabalho tem por objetivo desenvolver uma metodologia para aferir ou determinar a atividade de FRS armazenadas na GRR de acordo com sua geometria e determinar suas incertezas. / Sealed radioactive sources are widely used in many applications of nuclear technology in industry, medicine, research and others. The International Atomic Energy Agency (IAEA) estimates tens of millions sources in the world. In Brazil, the number is about 500 thousand sources, if the Americium-241 sources present in radioactive lightning rods and smoke detectors are included in the inventory. At the end of the useful life, most sources become disused, constitute a radioactive waste, and are then termed spent sealed radioactive sources (SSRS). In Brazil, this waste is collected by the research institutes of the Nuclear Commission of Nuclear Energy and kept under centralized storage, awaiting definition of the final disposal route. The Waste Management Laboratory (WML) at the Nuclear and Energy Research Institute is the main storage center, having received until July 2010 about 14.000 disused sources, not including the tens of thousands of lightning rod and smoke detector sources. A program is underway in the WML to replacing the original shielding by a standard disposal package and to determining the radioisotope content and activity of each one. The identification of the radionuclides and the measurement of activities will be carried out with a well type ionization chamber. This work aims to develop a methodology for measuring or to determine the activity SSRS stored in the WML accordance with its geometry and determine their uncertainties.

Fontes radioativas seladas são largamente empregadas no mundo. A Agência Internacional de Energia Atômica AIEA estima em dezenas de milhões de fontes radioativas no mundo. No Brasil, este número é próximo de 500 mil unidades, considerando-se as fontes de pára-raios e detectores de fumaça. Uma fonte selada pode tornar-se desnecessária, seja devido ao seu decaimento ou outro motivo, sendo classificada como fontes radioativas seladas fora de uso (FRS). No Brasil, a maioria das FRS é considerada rejeito radioativo e são encaminhadas a um dos institutos da CNEN. Sem uma estratégia definida para a deposição das FRS, estas são armazenadas aguardando uma solução. A Gerência de Rejeitos Radioativos - GRR do IPEN-CNEN/SP é o principal centro de recepção desse material e até meados de 2010 havia recebido cerca de 14.000 fontes. O processo proposto para a gestão dessas FRS consiste em retirá-las de suas blindagens originais e transferi-las a outra blindagem, projetada para esse fim. As operações de transferência são realizadas em uma cela quente, garantindo a segurança radiológica. Uma das exigências da CNEN é que todas as fontes seladas sejam caracterizadas. No processo estudado, a avaliação da atividade de cada fonte será feita utilizando-se um detector, do tipo câmara de ionização tipo poço. O presente trabalho tem por objetivo desenvolver uma metodologia para aferir ou determinar a atividade de FRS armazenadas na GRR de acordo com sua geometria e determinar suas incertezas. / Sealed radioactive sources are widely used in many applications of nuclear technology in industry, medicine, research and others. The International Atomic Energy Agency (IAEA) estimates tens of millions sources in the world. In Brazil, the number is about 500 thousand sources, if the Americium-241 sources present in radioactive lightning rods and smoke detectors are included in the inventory. At the end of the useful life, most sources become disused, constitute a radioactive waste, and are then termed spent sealed radioactive sources (SSRS). In Brazil, this waste is collected by the research institutes of the Nuclear Commission of Nuclear Energy and kept under centralized storage, awaiting definition of the final disposal route. The Waste Management Laboratory (WML) at the Nuclear and Energy Research Institute is the main storage center, having received until July 2010 about 14.000 disused sources, not including the tens of thousands of lightning rod and smoke detector sources. A program is underway in the WML to replacing the original shielding by a standard disposal package and to determining the radioisotope content and activity of each one. The identification of the radionuclides and the measurement of activities will be carried out with a well type ionization chamber. This work aims to develop a methodology for measuring or to determine the activity SSRS stored in the WML accordance with its geometry and determine their uncertainties.