Orientador: Prof. Dr. João Manoel Losada Moreira / Dissertação (mestrado) - Universidade Federal do ABC. Programa de Pós-Graduação em Energia, 2016. / Este trabalho faz uma estimativa do inventário de material radioativo oriundo do descomissionamento de reatores nucleares a água pressurizada (PWR). Os volumes e atividades dos resíduos radioativos provenientes do descomissionamento de reatores do tipo PWR semelhantes aos reatores da Central Nuclear Álvaro Alberto - BR foram compilados a partir de dados do reator Trojan. As atividades do vaso, internos e barreira de concreto do reator foram calculados com auxílio dos programas KENO V.a e SERPENT. Os fluxos de nêutrons calculados para os reatores de Angra 2 e Trojan foram utilizados para calcular a ativação do barril, vaso e barreira de concreto dos reatores. Os resultados evidenciaram a contribuição de nêutrons térmicos no vaso do reator devida a reflexão na barreira de concreto. Também foram estimados o volume de elementos combustíveis irradiados para 40 anos de operação de um dos reatores do sítio de Angra. Quase a totalidade da atividade induzida nos sistemas, estruturas e equipamentos do sítio encontra-se no combustível irradiado. Esses, classificados como resíduos de alto nível, totalizam um volume de 591 m3 ou 5,8 % do total de resíduos radioativos incluindo aqueles provenientes do descomissionamento. Os grandes equipamentos do circuito primário representam 2298 m3 ou 22,4% do total de resíduos e contribuem com 99,994 % da atividade dos resíduos de baixo e médio nível. O restante, 71 % do volume ou 7351 m3 são resíduos de nível muito baixo. O espaço total requerido para os resíduos radioativos oriundos do descomissionamento das três usinas nucleares do sítio de Angra seria em torno de 30.000 m3. Esses resíduos requerem armazenamento por aproximadamente 150 anos. / This work estimates the radioactive inventory resulting from the decommissioning process of pressurized water reactors (PWR). The volumes and activities of radioactive waste from the decommissioning of PWR reactors similar to those in the Angra site have been appraised out of data of the Trojan nuclear power plant and correlated to the plant thermal power level. The activities from the reactor vessel, internals and bioshield were estimated with the KENO V.a and SERPENT codes. The neutron fluxes calculated for the Angra 2 and Trojan reactors were used to estimate the activation of the barrel, vessel and bioshield. The total volume of spent fuel elements for 40 years of a 1300 MWPWR was also estimated. Most of activity induced in systems, structures and equipment of the site comes from the spent fuel. The total fuel volume, classified as high-level waste amounted to 591 m3 or 5.8 % of the total radioactive residues including those from the decommissioning. The major equipment of the nuclear steam supply system amounted 2298 m3, or 22.4 % of total waste, and contributed with 99.994 % of the total activity from low and medium level waste. The remaining 71 % of the volume, or 7351 m3, were classified as very low level waste. The total space required for the radioactive waste arising from the decommissioning of the three nuclear power plants of the Angra site was estimated as 30,000 m3. This total waste requires storage for approximately 150 years.

A espectroscopia de núcleos leves como ANTPOT. 6,7 Li e outros no contínuo é ainda um campo relativamente pouco explorado, e a possibilidade de se produzir esses núcleos a partir de canais de entrada envolvendo núcleos exóticos é relativamente recente. Em particular, o estudo do ANTPOT. 7 Li em energias de excitação em torno do limiar ANTPOT. 6 He+p é interessante pois corresponde a uma região próxima ao estado fundamental do exótico análogo isobárico ANTPO. 7 He. Neste trabalho, apresentamos resultados de um estudo do espalhamento ressonante ANTPOT. 6 He+p utilizando feixe de ANTPOT. 6 He. As medidas da função de excitação ANTPOT. 6 He+p foram realizadas no sistema RIBRAS (\"Radioactive Ion Beams in Brasil\") do Instituto de Física da Universidade de São Paulo. O feixe secundário foi produzido mediante a reação primária ANTPOT. 9 Be(ANTPOT. 7 Li, ANTPOT. 6 He). Fez-se pela primeira vez, uso do conjunto de dois solenóides do sistema RIBRAS para purificar o feixe secundário de ANTPOT. 6 He, que incide em um alvo sólido de CH IND. 2, grosso o bastante para parar o feixe incidente de ANTPOT. 6 He. Assim, somente as partículas leves de recuo foram detectados, as quais levam a informação do sistema composto ANTPOT. 7 Li. Dessa forma foram analisados os espectros obtidos das reações p(ANTPOT. 6 He,p) e p(ANTPOT. 6 He,). Além disso realizamos um estudo da reação ANTPOT. 3 He(ANTPOT. 7 Be, )ANTPOT. 6 Be. A experiência foi realizada no CRIB-RIKEN fazendo uso de um feixe puro de ANTPOT. 7 Be e um alvo gasoso de ANTPOT. 3 He. O feixe de ANTPOT. 7 Be tem uma energia de laboratório de E IND. lab= 53.4 MeV e foi produzido pela reação primária de ANTPOT. 7 Li(p, n)ANTPOT. 7 Be usando um alvo criogênico H IND. 2. Existem na literatura estados excitados identificados nos núcleos ANTPOT. 6 Li e ANTPOT. 6 He, mas apenas poucos estados no ANTPOT 6 Be. Além do interesse na estrutura nuclear, a importância destes estados no ANTPOT. 6 Be próximos ao limiar de ANTPOT. 3 He ANTPOT. 3 He a 11.48MeV está principalmente na astrofísica. A possível existência de ressonâncias perto deste limiar poderia trazer fortes implicações na queima próton-próton em estrelas. / The spectroscopy in the continuum of light nuclei such as 6,7 Li and others still remains a relatively unexplored field, and the ability to produce these nuclei from entrance channels involving exotic nuclei is relatively recent. In particular, the study of 7Li at excitation energies around the 6He+p threshold is interesting since it corresponds to a region near to the ground state of the exotic analog isobaric 7He. In this work we present the results of the study of the resonant scattering p+6He. The measurements of the excitation function of the system p+6He have been performed in the RIBRAS system (\"Radioactive Ion Beams in Brasil\") of the Institute of Physics of the University of São Paulo. The secondary beam has been produced by the primary reaction 9Be(7Li,6 He). For the first time, the two solenoids of the RIBRAS system have been used to purify the secondary 6He beam, which collides into a solid CH2, thick enough to stop the incident 6He beam. Only the light recoil particles have been detected, which provide information of the compound system 7Li. We analyzed the spectrum obtained from the p(6He,p) and p(6He,) reactions. In addition, we performed a study of the 3He(7Be, )6Be reaction. The experiment has been performed at the CRIB-RIKEN laboratory (Japan), using a pure 7Be beam and a 3He gas target. The 7Be beam had an energy of Elab = 53.4MeV and has been produced by the 7Li(p, n)7Be primary reaction, using a H2 cryogenic target. There are in the literature, excited states identified in the nuclei 6Li and 6He but only a few states in 6Be. Besides the interest in nuclear structure, the importance of these states at 6Be near the threshold of 3He3He at 11.48MeV lies mainly in astrophysics. The possible existence of resonances near this threshold could bring strong implications for proton-proton burning in stars.

Nesse trabalho medimos e analisamos distribuições angulares do espalhamento elástico para os isótopos 7Be, 9Be e 10Be em alvo de 12C. A distribuição do 7Be foi medida a uma energia de 18.8 MeV, em dois laboratórios, com o sistema TWINSOL, na Universidade de Notre dame, e com o sistema RIBRAS, na Universidade de São Paulo, onde foi completada a distribuição angular. As distribuições para o 9Be e 10Be foram medidas completamente no sistema RIBRAS, em energias de 26.0 e 23.2 MeV, respectivamente. Cada uma dessas distribuições angulares foi analisada considerando no modelo ótico e também o formalismo dos canais acoplados. Testamos múltiplos potenciais óticos em cada distribui9ção, com a finalidade de descrever a seção de choque elástica de cada sistema. Para os sistemas que envolvem núcleos fracamente ligados (7Be, 9Be e 8B) foram feitos cálculos com acoplamento do contínuo (CDCC), enquanto que para o núcleo 10Be, que é fortemente ligado, acoplamos os dois primeiros estados ligados. Também, a partir da análise de cada uma das distribuições elásticas, foi possível obter a seção total de reação, que foi comparada sistematicamente com outros núcleos leves espalhados em carbono. Dessa análise foi possível concluir que o canal do break up Coulombiano, nesses sistemas leves, não é fortemente influente na seção de choque total de reação, o que implica que a interação entre alvo e projétil é dominada pelo potencial nuclear. / In the present work, we measured elastic scattering angular distributions for teh isotopes 7Be, 9Be and 10Be on 12C target. The angular distribution of 7Be at 18.8 MeV, was measured in two laboratories, with the TWINSOL system, in Notre Dame University, and the RIBRAS system, in São Paulo University, where the angular distribution was completed. The angular distribution for 9Be and 10Be isotopes measured completely in the RIBRAS system at 26.0 and 23.2 MeV, respectively. All angular distribution were analized considering optical model and coupled channel formalism. We tested multiple optical potentials on each distribution to describe the elastic cross section for these systems. For the weakly bound projectiles (7Be, 9Be and 8B)calculations with continous coupling (CDCC) were performed, while for the 10Be nucleus, which is tghtly bound nucleus, we coupled the first two bound states. We also performed a systematic analysis of the total reaction cross section obtained from elastic scattering distribution of several light particles on 12C. From this analysis, we concluded that the Coulomb break up channel, in these light systems, does not have a strong influence on the total reaction cross section, what implies that the projetile-target interaction is dominated by the nuclear potential.

Entre os parâmetros da USLE (Universal Soil Loss Equation), método mais utilizado na estimativa das perdas de solo por erosão hídrica, a erodibilidade do solo, representada pelo fator K e definida como a taxa de solo perdida por unidade de índice de erosividade, em parcela unitária considerada como padrão (Wischmeier et al., 1971), é o único intrínseco ao solo. Nessas condições padrão o valor encontrado é considerado como o real valor de K. Pelas dificuldades experimentais para obtenção do valor de K para todos os solos, esse fator é geralmente estimado por equações matemáticas empíricas com base em atributos físicos, químicos e mineralógicos do solo. O presente trabalho trata da avaliação de oito métodos de estimativa do fator K da USLE, tomando-se por base estimativas das taxas de erosão avaliadas pelo método do 137Cs. Foram utilizadas oito parcelas padrão de avaliação de perdas de solo e seis transeções demarcadas no campo, em diferentes solos. Nas parcelas padrão, as taxas de erosão medidas diretamente foram comparadas com as estimadas pelo método do 137Cs e os resultados indicaram uma boa concordância. Os valores de K, estimados pelos diferentes modelos, para o solo da parcela, foram comparados diretamente com o valor medido e mostram que os métodos propostos por Wischmeier et al. (1971) e Denardin (1990) desenvolvido para solos do Brasil, são os que mais se aproximam do valor medido. Os mesmos valores de K foram também avaliados por meio da comparação entre as taxas de erosão estimadas pela USLE e pelo método do 137Cs, tendo sido obtidos resultados semelhantes aos da avaliação direta. Essa última forma de avaliação dos métodos de estimativa do fator K foi aplicada também em seis transeções demarcadas em diferentes solos. Devido às grandes limitações associadas aos dois métodos, os resultados mostram uma grande discrepância entre as taxas de erosão estimadas pela USLE e pelo 137Cs o que inviabilizou a comparação proposta dos modelos. / Among the Universal Soil Loss Equation (USLE) parameters, the soil erodibility factor (K), defined as the rate of soil loss per unit of area and per unit of erosivity index for a specific soil as measured on unit plot (Wischmeier & Smith, 1978), is the only soil intrinsic factor. The K values determined on standard unit plots are considered as the real K values. However, K factor can be also estimated by empirical models based on physical, chemical and mineralogical soil attributes. Eight of such empirical methods for K factor estimation were evaluated by comparing the rates of soil loss calculated by USLE and 137Cs fallout redistribution analysis. This procedure was applied both in eight standard erosion plots and six field transects on different soils. In the standard erosion plots the measured soil erosion rates were compared with the rates estimated by the 137Cs method and the results indicate a good relationship. The K values estimated by the different models for the specific soil of the standard plots were compared with the measured K value. The results obtained by the models proposed by Wischmeier et al. (1971) and Denardin (1990) for Brazilian soils were more close to the measured K value. The same K values were also evaluated by comparing the soil erosion rates estimated by USLE and 137Cs methods and the results are in agreement with the direct comparison. This procedure was also applied for the evaluation of K estimation models on the field transects. Due to the limitations associated to both models, the soil erosion rates estimated by USLE and 137Cs methods were very discrepant which did not allow the comparison of K estimation methods when applied for the soils of the transects.

Orientador: Antonio Claudio de França Correa / Dissertação (mestrado) - Universidade Estadual de Campinas, Faculdade de Engenharia Mecanica / Made available in DSpace on 2018-07-21T06:13:37Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Ferroni_JoseGeraldo_M.pdf: 18599921 bytes, checksum: 5fe887fcfb5868fd7a9ea9b816fce18f (MD5) Previous issue date: 1996 / Resumo: Foi desenvolvida neste trabalho um procedimento para o monitoramento das concentrações efluentes de traçadores radioativos em poços produtores, considerando testes de injeção do tipo poço a poço e deslocamento tipo pistão de fluidos nos reservatórios. O modelamento do transporte de tais substâncias em meios porosos considera a superposição dos efeitos de convecção e de dispersão hidrodinâmica. Com relação ao mecanismo de transporte, foi empregada a Equação do Traçador desenvolvida por Abbaszadeh-Dehghani & Brigham, 1982. Os parâmetros convectivos e dispersivos do transporte utilizados nessa equação foram obtidos a partir da aplicação do Método da Integral de Contorno (BIM) aos sistemas estudados. Apesar de se ter considerado apenas padrões de injeção uniformes, o emprego do BIM possibilita a análise de geometrias mais genéricas, desde que mantidas as demais hipóteses consideradas no presente trabalho. As curvas de concentração, para os diferentes casos analisados e referentes à razão de mobilidade unitária, foram validadas com base no trabalho de Abbaszadeh-Dehghani & Brigham, 1982, o qual considera soluções analíticas para a derivação dos parâmetros convectivos e dispersivos do transporte. Os casos de razões de mobilidade (M) diferentes de 1 foram discutidos através da consideração de uma região global composta por duas regiões com mobilidades distintas. Por fIm, vale ressaltar que o modelo desenvolvido ainda possibilita a consideração dos efeitos de adsorção e de decaimento radioativo por meio de sua posterior superposição aos resultados previamente obtidos / Abstract: This work describes a method for estimating the effluent concentrations of radioactive tracers in production wells, considering well to well injection tests and piston-like displacements of fluids in the reservoir. The model for tracer transportation takes into account effects of convection and hydrodynamic dispersion. With respect to the model for tracer transportation, it was employed the Tracer Equation developed by Abbaszadeh-Dehghani& Brigham, 1982. The required convection and dispersion transport parameters were obtained by the use of the Boundary Integral Equation (BIM), with application to both direct and altemate line-drive pattems. Although only uniform injection patterns have been studied, the employment of the BIM can be extended to other geometries, keeping the same assumptions made in this work. For the cases analysed, considering unit mobility ratio, the concentration curves obtained were validated against the work of Abbaszadeh-Dehghani & Brigham, 1982, which considered analytical solutions for obtaining the convection and dispersion transport terms. The cases of non-unity mobility ratio were discussed through the assumption of a global domain composed of two zones with different mobilities. Finally, the model also makes possible the inclusion of both adsorption and radioactive decay phenomena by superposing such effects on the the results previously obtained. / Mestrado / Mestre em Engenharia de Petróleo

Orientadores: Elizabete Jordão, Vanderley de Vasconcelos / Tese (doutorado) -U niversidade Estadual de Campinas, Faculdade de Engenharia Qimica / Made available in DSpace on 2018-08-15T22:04:22Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Guzella_MarciaFlaviaRighi_D.pdf: 3799927 bytes, checksum: 15526a3c38edb5dad9d25ef7ffd6f1bb (MD5) Previous issue date: 2018-08-15T19:04:09Z / Resumo: O principal objetivo deste trabalho e o desenvolvimento de um processo para imobilização de rejeitos radioativos provenientes de usinas nucleares utilizando uma matriz de betume. Este processo visa a incorporação de rejeitos radioativos em betume para a obtenção de produtos de rejeito monolíticos, homogêneos, mecânica e quimicamente estáveis e com baixas taxas de lixiviação, propriedades importantes para aceitação destes produtos em depósitos de rejeitos. Foram avaliados dois betumes produzidos no Brasil, com pontos de amolecimento de 71,8 ºC e 91,3 ºC, respectivamente. O rejeito selecionado foi o concentrado de evaporador com as características dos rejeitos líquidos gerados em uma usina nuclear do tipo PWR. A escolha do rejeito foi feita em função do grande volume deste tipo gerado em usinas. Os dois betumes nacionais foram avaliados para evitar a importação da matriz de betume, inicialmente especificada para outras usinas nucleares da Europa que utilizam esta tecnologia. O equipamento utilizado para as incorporações foi o Sistema de Betuminização do CDTN, com porcentagens de rejeito incorporado variando de 30 a 40% em massa, valores estes compatíveis com os dados da literatura e da operação de usinas nucleares, que utilizam este processo para o tratamento dos rejeitos. Foram avaliados para o betume e para os produtos de rejeito as propriedades importantes para garantir tanto a operação segura do sistema e a segurança dos operadores, quanto a qualidade dos produtos obtidos, que são desenvolvidos para serem armazenados por longos períodos. As propriedades analisadas foram a penetração, o ponto de amolecimento, o ponto de fulgor, o teor de água e as taxas de lixiviação. A integridade e a durabilidade dos produtos de rejeito estão também relacionadas com as taxas de lixiviação dos constituintes do rejeito em água. Os procedimentos para determinar estas taxas estão estabelecidos em normas e a analise destes dados e utilizada para investigar os mecanismos de lixiviação (difusão, dissolução ou partição), permitindo prever a performance do produto e a modelagem deste ensaio. Esta avaliação deve ser feita antes da disposição final dos rejeitos e tem grande importância para a análise de segurança de repositórios. A pesquisa realizada contribuiu não apenas para o desenvolvimento do processo de incorporação de rejeitos em betume, mas também para as melhorias do Sistema de Betuminização do CDTN e para a implantação dos ensaios e métodos para as caracterizações necessárias. Concluiu-se que os betumes nacionais estudados podem ser usados para a imobilização de rejeitos das usinas nucleares brasileiras, pois foram obtidos produtos de rejeito com as propriedades requeridas para o armazenamento nos depósitos de rejeito. / Abstract: The main goal of this work is the development of a process to incorporate radioactive wastes from nuclear power plants into bitumen matrice. This process aims at obtaining waste forms that are monolithic, homogeneous and mechanical and chemically stable with low leaching rates. These features are important to evaluate the waste forms according to national and international standards. The obtained waste forms should meet the standard safety criteria for disposal in order to be accepted in a repository. Two Brazilian bitumens with softening point of 71,8 ºC and 91,3 ºC, respectively, were evaluated. The evaporator concentrate waste was selected to be used due to the large volume of this kind of waste generated in a PWR nuclear power plant. The two bitumens were evaluated so that the Brazilian material could be used to incorporate radioactive wastes thus avoiding the import of foreign raw material specified to other nuclear power plants in Europe, for instance. The immobilization campaigns were performed at the Bituminization Pilot Plant at CDTN and the incorporated waste concentrations ranged from 30 wt% to 40 wt%, which are in accordance with data from literature and also from plants that use the bituminization process. Important properties for bitumens and waste forms were evaluated in order to assure not only the system and occupational safety but also the quality of the waste forms which are developed to be stored for a long time in a repository. The analyzed properties are the penetration, the softening point, the flash point, the water content and the leaching rate. The integrity and durability of solid radioactive waste are also related to the waste constituents leaching rates in water. The procedure to determine such leaching rates are rule established and the analysis of these data is used to investigate the leaching mechanisms (diffusion, dissolution, partition) in order to determine the waste form performance and the experiment modeling. These analyses should be carried out before the waste form disposal and are important for safety assessment purposes. This research has also contributed not only to the development of the bituminization process to incorporate waste but also to the improvement of the Bituminization Pilot Plant at CDTN and to the implementation of methodologies and techniques to characterize bitumens and waste forms. This work concludes that is feasible to use the evaluated Brazilian bitumens for immobilization of nuclear power plants wastes in Brazil, obtaining waste forms with the required properties to be disposal in repository. / Doutorado / Sistemas de Processos Quimicos e Informatica / Doutor em Engenharia Química

Neste trabalho é apresentado um estudo do espalhamento elástico e de reações nucleares dos sistemas exóticos leves 6He+9Be e 7Be+9Be. A colisão 6He+9Be foi medida nas energias de Elab = 16,2 MeV e 21,3 MeV utilizando o sistema RIBRAS (Radioactive Ion Beams in Brasil) do Instituto de Física da Universidade de São Paulo. Foram medidas distribuições angulares do espalhamento elástico, inelástico e a distribuição de partículas alfa produzidas na colisão 6He+9Be. As distribuições angulares elásticas foram analisadas por cálculos de Modelo Óptico, Canais Acoplados (CC) e Canais Acoplados com Discretização do Contínuo (CDCC). A secção de choque total de reação foi obtida da análise do espalhamento elástico. As distribuições de partículas alfa medidas foram comparadas com os resultados dos cálculos de CDCC para a quebra do projétil 6He e de CC para a quebra do alvo de 9Be e a secção de choque integrada em ângulo foi obtida. Analisamos dados do espalhamento quasielástico 7Be+9Be em Elab = 23,7 MeV que foram obtidos no laboratório CRC de Louvain-la-Neuve, na Bélgica. A distribuição angular quasielástica foi analisada primeiramente utilizando o formalismo de Modelo Óptico, o que forneceu o potencial de interação para este sistema e um fator de normalização para os dados experimentais que não foi obtido no experimento. A contribuição da excitação inelástica do núcleo 7Be na secção de choque quasielástica e a influência dos estados do contínuo no canal elástico foram investigadas por meio de cálculos de Canais Acoplados e de CDCC, respectivamente. A secção de choque total de reação 7Be+9Be foi obtida e comparada com 6He+9Be e outros sistemas da literatura. / A study of the elastic scattering and nuclear reactions in light exotic systems 6He+9Be and 7Be+9Be is presented. The 6He+9Be collision was measured at the energies Elab = 16.2 MeV and 21.3 MeV, using the RIBRAS system (Radioactive Ion Beams in Brasil) of the Institute of Physics of the University of São Paulo. Angular distributions of the elastic and inelastic scattering and the alpha-particles production in the 6He+9Be collision were measured. The elastic scattering angular distributions were analyzed by Optical Model, Coupled Channels (CC) and Continuum- Discretization Coupled-Channels (CDCC) calculations. The total reaction cross section was obtained from the elastic scattering analysis. The alpha-particle angular distributions were compared with the results of the CDCC calculations for the breakup of the 6He projectile and CC for the breakup of the 9Be target and the angle-integrated cross section have been obtained. The data for the 7Be+9Be quasielastic scattering has been measured at Elab = 23.7 MeV at CRC Radioactive Beam Facility at Louvain-la-Neuve, Belgium. The quasielastic angular distribution was analyzed firstly using the optical model formalism, which provided the potential for the 7Be+9Be interaction and a normalization factor for the experimental data that was not obtained in the experiment. The contribution of the inelastic excitation of the 7Be nucleus to quasielastic cross sections and the influence of the states of the continuum in the elastic scattering were investigated by Coupled Channels and CDCC calculations. The total reaction cross section 7Be+9Be has been obtained and compared with the 6He+9Be system and other systems of the literature.

Foram medidos, através do chamado Método Direto, as seções de choque de interação (sigmaBARRA) e os raios reduzidos de interação (r IND.o) de isótopos deficientes em nêutrons do ANTIND 31 Ga, ANTIND 32 Ge, ANTIND 33 As, ANTIND 34 Se e ANTIND 35 Br; com massa A DA ORDEM DE 60 - 80. O feixe radioativo, incidente em um detetor alvo de Si, foi produzido plea fragmentação de um feixe de ANTPOT 78 Kr, com energia de 73 MeV/núcleon, num alvo de ANTPOT nat Ni, no Laboratório GANIL, França. Verificou-se um suave decréscimo dos valores de r IND.o com o aumento do número de nêutrons N para praticamente todas as cadeias isotópicas, exceto para a do ANTIND 35 Br. Estes resultados não mostraram correlação com deformações, observadas em alguns núcleos desta região. Cálculos teóricos para os raios destes núcleos utilizando-se o modelo de Glauber, baseado em densidades de matéria nuclear obtidas a partir da teoria de Campo Médio Relativístico, apresentaram uma boa concordância com os valores medidos, sem contudo conseguirem reproduzir a tendência decrescente com N experimentalmente observada. São apresentados, também, os resultados de tentativas feitas para viabilizar o estudo de núcleos exóticos no Laboratório Pelletron do IFUSP. Desenvolveu-se o Método Direto para funcionar nas energias disponíveis neste laboratório, e também determinaram-se as providências necessárias para a produção e separação de núcleos radioativos nas condições ali reinantes. / The interaction cross section sigmaBARRAIND.R and the reduced interaction radii r IND.0 of neutron-deficient, radioactive ANTIND.31 Ga, ANTIND.32 Ge, ANTIND.33 As, ANTIND.34 Se and ANTIND.35 Br isotopes with A DA ORDEM DE 60 80 were measured. The secondary radioactive beam, hitting a Si target/detector system, was produced by the fragmentation of ANTPOT.78 Kr, with 73 MeV/nucleon energy on a ANTPOT.nat Ni target, at the GANIL Laboratory in France. Most elements show reduced radii which decrease slowly with N, with the exception of ANTIND.35 Br. No clear correlations is found between deformation and r IND.0, as observed for charge radii of Kr and Sr. theoretical values of r IND.0 were calculated from Glauber reaction cross-section, based on proton and neutron densities calculated in the Relativistic Mean Field framework. The agreement between theoretical r IND.0 and the data is reasonable, however the decreasing tendency with N is not reproduced. We also present our efforts to produce radioactive beams at Pelletron Laboratory of IFUSP. The Direct Method was implemented at the energies available at Pelletron Laboratory and the problem of the conditions to produce and separate radioactive beams was also addressed.

As distribuições angulares para os espalhamentos elásticos 12C(8Li,8Li) e l2C(\'BY8B) estudados neste trabalho foram medidas em dois laboratórios. A medida da distribuição angular para o espalhamento elástico 12C(8Li,8Li) foi realizada no Laboratório Pelletron da Universidade de São Paulo, em duas energias, a 20,6 MeV e 23,9 MeV. O feixe secundário de \'Li utilizado nesse laboratório foi produzido pelo sistema RIBRAS. A medida da distribuição angular para o espalhamento elástico 12C(8B,8B) foi realizada no laboratório de Estrutura Nuclear da Universidade de Notre Dame, nos Estados Unidos. O feixe secundário radioativo de 8B foi pelo sistema Twinsol com uma energia de 25,8 MeV. Os resultados para a seção de choque total de reação, obtidos a partir da análise do espalhamento elástico, foram incluídos em uma sistemática envolvendo outros núcleos estáveis e exóticos fracamente ligados e também núcleos fortemente ligados, espalhados elasticamente em alvo de 12C. OS dados obtidos da literatura foram reanalisados nos mesmos padrões utilizados na análise dos dados deste trabalho. As seções de choque de reação foram obtidas ajustando aos dados as seções calculadas utilizando o potencial de São Paulo. A análise permitiu concluir que não foi observado um aumento da seção de choque total de reação para os sistemas estudados, indicando que efeitos como breakup, não devem sèr importantes para esse sistema. Isso também pode ser comprovado pelos resultados de cálculos de ClICC (Coatinuum Discretized Coupled Channel) para as distribuições angulares de espalhamento elástico. A reação de transferência 12C(8Li,9Be)11B também foi medida neste trabaIho, simultaneamente ao espalhamento elástico 12C(8Li,8Li), a 23.9 MeV. A finalidade desse estudo era obter o fator espectroscópico para o sistema ligado (9Be|8Li + P) e assim calcular o fator-S astrofísico e também a taxa de reação para a reação de captura 8Li(p,y)9Begs. O fator espectroscópico encontrado nesse trabalho 1,22(28), foi obtido a partir de cálculos de DWBA (Distorted-Wave Born Approximation) com o programa Fresco e utilizado na normalização na seção de choque de captura 8Li(p,y)9Begs. O valor obtido para a profundidade do potencial de espalhamento 8Li+p foi de (40,1 +_ 1,6) MeV. A partir desses parâmetros foi possível calcular as curvas para o fator-S astrofísico e a taxa de reação de captura 8Li(p,y)9Be, cujo valor obtido para uma temperatura T9 = 1 foi de (ov) = 0,26+-0,07/0,06cm3mol-1s-1. / The measurements of the angular distributions for the elastic scatterings 12C(\'Li,\'Li) and 12C(8B,8B) reported in this work have been done in two laboratories. Those corresponding to the angular distributions for the elastic scattering 12C(8Li,8Li) were performed at two ene&ies, 20.6 MeV and 23.9 MeV, at the Pelletron Laboratory of the University of São Paulo. The *Li beam used in this laboratory had been produced in the RIBRASsystem. The measurements of angular distribution for the elastic scattering 12C(\'B,\'B) were performed at the Nuclear Structure Laboratory, at the University of Notre Dame, in the United States of America. The \'B beam was produced by the Twinsol system, at 25.8 MeV. The results obtained for total reaction cross section were included in a systematics\'together with other stable and exotic weakly bound nuclei and also with tightly bound ones, elastically scattered by 12C target. The data obtained from the literature were re-analised on the same framework of the data of this work. The reaction cross sections were obtained by fitting to the data, the cross secti\'ons calculated with the São Paulo potential. From the analysis one could conclude that no increase was observed in the total reaction cross section for the studied systems, indicating that effects, such as breakup, are not important for this system.

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. / Radioactive wastes are generated at all stages of the nuclear fuel cycle and institutions that make use of radioactive elements. In Brazil, so that they can meet the current legislation, they must be properly managed and treated. The characterization is the stage of radioactive waste management that certifies and complements the information in the identification document provided by the radioactive waste generator. The aim of this study was to develop a methodology for characterization of radioactive waste drums. In this work we used the gamma spectrometry technique associated with the Monte Carlo method to obtain and establish a relationship between the efficiencies of theoretical and experimental scores for four calibration drums with different densities prepared with nine PVC tubes inside. The HPGe detector used was positioned at three different distances from the end of the calibration drum. Using the Monte Carlo method was appropriate to the methodology proposed in this work.