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.

A deposição de rejeitos radioativos em repositórios geológicos profundos vem sendo estudada nos últimos anos em diversos países. Materiais à base de cimento são utilizados nesses repositórios como material estrutural, matriz de imobilização de rejeitos ou material de preenchimento. Compreender o desempenho desse material é essencial para garantir a segurança da instalação durante o seu tempo de vida útil (de milhares a centenas de milhares de anos, dependendo do tipo de rejeito). Este trabalho objetiva modelar o comportamento em longo prazo do cimento Portland e estudar a influência de diversos fatores na hidratação e na evolução desse material. A modelagem descritiva abordou a hidratação do cimento nas condições ambientais esperadas no repositório e os efeitos desses fatores em propriedades mecânicas, mineralógicas e morfológicas do cimento. Os fatores ambientais considerados relevantes neste trabalho foram: alta temperatura e pressão, penetração de água subterrânea contendo íons quimicamente agressivos ao cimento e a presença do campo de radiação proveniente dos rejeitos. Ensaios acelerados de degradação também foram realizados para corroborar com o modelo descrito. Observou-se uma sinergia entre diversos fatores na degradação do cimento, como a influência da temperatura e da radiação em reações deletérias ao material. O resultado da modelagem apontou três principais possíveis causas de falha nas barreiras artificiais: a) a formação de um caminho preferencial; b) a perda de resistência e coesão do material; e c) o aumento na corrosão das estruturas metálicas. A descrição do modelo apresentada é a base para a modelagem matemática e a análise de segurança dos repositórios estudados no Brasil. / The radioactive waste disposal in deep geological repositories has been studied for many countries in the last years. Cementitious materials are used in these repositories as structural material, immobilization matrix and as backfill material. The understanding of the performance of these materials is essential to ensure the safety of the installation during its life time (from thousand to hundreds of thousands of years, depending on the type of waste). This works aims at modeling the long-term performance of Portland cement and study the influence of many environmental factors in the hydration and evolution of this material. The modeling approached the cement hydration in the conditions expected in the repository and the effects of these factors on cement mechanical, mineralogical and morphological properties. The environmental factors considered relevant was: high temperature and pressure, the penetration of groundwater containing aggressive chemical ions, and a radiation field from the waste. Degradation accelerated tests were done to corroborate with the descriptive model. It was observed a synergism between some factors on the cement degradation, as the influence of temperature and radiation field in some deleterious reactions in the material. The results of modeling pointed to three main causes of engineered barrier failure: a) the formation of a preferential pathway; b) loss of resistance and cohesion in the material; and c) the increase in the metallic structures corrosion process. The descriptive model is the basis for a mathematical modeling and to perform the safety assessment of the repositories studied in Brazil.

Em cumprimento às normas que regulam a transferência e deposição final de rejeitos radioativos, o inventário de radionuclídeos de cada embalado contendo tais rejeitos deve ser estimado e declarado. Os limites autorizados são definidos em função das doses de radiação que indivíduos do público podem vir a receber anualmente a partir do repositório. Tais limites se referem principalmente às concentrações de atividade, dadas em Bq/g, dos radionuclídeos presentes nos embalados com rejeitos. A grande maioria dos radionuclídeos emissores de raios-gama pode ter a respectiva concentração de atividade determinada diretamente por medidas externas aos embalados. Entretanto, determinação análoga para os radionuclídeos emissores exclusivos de partículas alfa ou beta, bem como de alguns emissores de raios-gama e/ou raios-X cuja energia, intensidade absoluta de emissão e/ou atividade são muito baixas denominados genericamente Radionuclídeos de Difícil Medição (RDMs) requer procedimentos radioquímicos complexos para isolar a espécie química de interesse dos interferentes presentes nas matrizes de rejeitos. Ademais, nesse caso é necessário coletar amostras de cada embalado, acarretando elevadas doses de radiação para os operadores e altos custos logísticos, decorrentes do grande número de embalados com rejeitos radioativos que necessitam de caracterização em uma instalação nuclear. Uma metodologia alternativa para abordar esse problema consiste em obter correlações empíricas entre alguns radionuclídeos possíveis de serem medidos diretamente, como 60Co e 137Cs denominados Radionuclídeos Chave (RCs) e os RDMs. Essa metodologia, denominada Fator de Escala, foi aplicada no presente trabalho com a finalidade de determinar tais correlações, na forma de Fatores de Escala ou Funções de Correlação, para os principais rejeitos de baixa e média atividades do reator nuclear de pesquisa IEA-R1. / Regulations regarding transfer and final disposal of radioactive waste require that the inventory of radionuclides for each container enclosing such waste must be estimated and declared. The regulatory limits are established as a function of the annual radiation doses that members of the public could be exposed to from the radioactive waste repository, which mainly depend on the activity concentration of radionuclides, given in Bq/g, found in each waste container. Most of the radionuclides that emit gamma-rays can have their activity concentrations determined straightforwardly by measurements carried out externally to the containers. However, radionuclides that emit exclusively alpha or beta particles, as well as gamma-rays or X-rays with low energy and low absolute emission intensity, or whose activity is very low among the radioactive waste, are generically designated as Difficult to Measure Nuclides (DTMs). The activity concentrations of these DTMs are determined by means of complex radiochemical procedures that involve isolating the chemical species being studied from the interference in the waste matrix. Moreover, samples must be collected from each container in order to perform the analyses inherent to the radiochemical procedures, which exposes operators to high levels of radiation and is very costly because of the large number of radioactive waste containers that need to be characterized at a nuclear facility. An alternative methodology to approach this problem consists in obtaining empirical correlations between some radionuclides that can be measured directly such as 60Co and 137Cs, therefore designated as Key Nuclides (KNs) and the DTMs. This methodology, denominated Scaling Factor, was applied in the scope of the present work in order to obtain Scaling Factors or Correlation Functions for the most important radioactive wastes with low and intermediate-activity level from the IEA-R1 nuclear research reactor.

Nenhuma / Os procedimentos médicos de diagnóstico e tratamento que utilizam radiofármacos geram rejeitos radioativos que, após decaírem até o limite de eliminação, podem ser destinados pelas vias convencionais de coleta e disposição final de Resíduos Sólidos Urbanos RSU. O objetivo da pesquisa foi detectar radiometricamente a presença de rejeitos radioativos nos resíduos de serviços de saúde destinados à disposição final. Ressalta-se que o limite legal de eliminação para rejeitos sólidos estabelecido pela Comissão Nacional de Energia Nuclear CNEN é de 7,5 x 104 Bq/kg (2 Ci/kg). As medições foram feitas no conteúdo de 25 caminhões da coleta especial de Resíduos de Serviços de Saúde (RSS), no aterro sanitário de Belo Horizonte, utilizando-se um cintilômetro de iodeto de sódio. Em 60% dos casos foram encontrados valores acima do limite estabelecido. A análise espectral de 6 amostras revelou a presença do radionuclídeo tecnécio-99m (99mTc), em 5 delas, e de eodo-131 (131I), em um caso. Estes elementos, tecnécio-99m (99mTc) e iodo-131 (131I), são os mais utilizados em procedimentos de Medicina Nuclear. Conclui-se que está havendo liberação de rejeito radioativo com os de Resíduos de Serviços de Saúde (RSS), devido a inobservância do tempo de decaimento até obtenção dos níveis legalmente permitidos para liberação. / The medical procedures of diagnosis and treatment that use radiopharmaceuticals generate radioactive wastes that can, after reaching the release limit, follow the conventional ways of collection and disposal of the urban solid wastes. This research aims to detect radiometrically the presence of radioactive wastes in the health-care wastes at the final disposal. It is pointed out that the legal limit for the release of solid wastes established by Brazilian National Commission of Nuclear Energy (CNEN) is 7,5x104 Bq/kg (2 Ci/kg). Measurements in the material of the garbage trucks that make the special collect from Health Service installations are performed, at Belo Horizonte sanitary landfill, using a NaI scintillation counter. Values above the established limit were found in 60% of the cases. The spectral analysis of 6 samples showed the presence of 99mTc in 5 of them and 131I in one. These radionuclides are the most common radionuclides used in Nuclear Medicine. In conclusion there are radioactive wastes released together with the health service wastes, due to the disregard of the decay time until the legal limit is achieved.

A deposição de rejeitos radioativos em repositórios geológicos profundos vem sendo estudada nos últimos anos em diversos países. Materiais à base de cimento são utilizados nesses repositórios como material estrutural, matriz de imobilização de rejeitos ou material de preenchimento. Compreender o desempenho desse material é essencial para garantir a segurança da instalação durante o seu tempo de vida útil (de milhares a centenas de milhares de anos, dependendo do tipo de rejeito). Este trabalho objetiva modelar o comportamento em longo prazo do cimento Portland e estudar a influência de diversos fatores na hidratação e na evolução desse material. A modelagem descritiva abordou a hidratação do cimento nas condições ambientais esperadas no repositório e os efeitos desses fatores em propriedades mecânicas, mineralógicas e morfológicas do cimento. Os fatores ambientais considerados relevantes neste trabalho foram: alta temperatura e pressão, penetração de água subterrânea contendo íons quimicamente agressivos ao cimento e a presença do campo de radiação proveniente dos rejeitos. Ensaios acelerados de degradação também foram realizados para corroborar com o modelo descrito. Observou-se uma sinergia entre diversos fatores na degradação do cimento, como a influência da temperatura e da radiação em reações deletérias ao material. O resultado da modelagem apontou três principais possíveis causas de falha nas barreiras artificiais: a) a formação de um caminho preferencial; b) a perda de resistência e coesão do material; e c) o aumento na corrosão das estruturas metálicas. A descrição do modelo apresentada é a base para a modelagem matemática e a análise de segurança dos repositórios estudados no Brasil. / The radioactive waste disposal in deep geological repositories has been studied for many countries in the last years. Cementitious materials are used in these repositories as structural material, immobilization matrix and as backfill material. The understanding of the performance of these materials is essential to ensure the safety of the installation during its life time (from thousand to hundreds of thousands of years, depending on the type of waste). This works aims at modeling the long-term performance of Portland cement and study the influence of many environmental factors in the hydration and evolution of this material. The modeling approached the cement hydration in the conditions expected in the repository and the effects of these factors on cement mechanical, mineralogical and morphological properties. The environmental factors considered relevant was: high temperature and pressure, the penetration of groundwater containing aggressive chemical ions, and a radiation field from the waste. Degradation accelerated tests were done to corroborate with the descriptive model. It was observed a synergism between some factors on the cement degradation, as the influence of temperature and radiation field in some deleterious reactions in the material. The results of modeling pointed to three main causes of engineered barrier failure: a) the formation of a preferential pathway; b) loss of resistance and cohesion in the material; and c) the increase in the metallic structures corrosion process. The descriptive model is the basis for a mathematical modeling and to perform the safety assessment of the repositories studied in Brazil.

Em cumprimento às normas que regulam a transferência e deposição final de rejeitos radioativos, o inventário de radionuclídeos de cada embalado contendo tais rejeitos deve ser estimado e declarado. Os limites autorizados são definidos em função das doses de radiação que indivíduos do público podem vir a receber anualmente a partir do repositório. Tais limites se referem principalmente às concentrações de atividade, dadas em Bq/g, dos radionuclídeos presentes nos embalados com rejeitos. A grande maioria dos radionuclídeos emissores de raios-gama pode ter a respectiva concentração de atividade determinada diretamente por medidas externas aos embalados. Entretanto, determinação análoga para os radionuclídeos emissores exclusivos de partículas alfa ou beta, bem como de alguns emissores de raios-gama e/ou raios-X cuja energia, intensidade absoluta de emissão e/ou atividade são muito baixas denominados genericamente Radionuclídeos de Difícil Medição (RDMs) requer procedimentos radioquímicos complexos para isolar a espécie química de interesse dos interferentes presentes nas matrizes de rejeitos. Ademais, nesse caso é necessário coletar amostras de cada embalado, acarretando elevadas doses de radiação para os operadores e altos custos logísticos, decorrentes do grande número de embalados com rejeitos radioativos que necessitam de caracterização em uma instalação nuclear. Uma metodologia alternativa para abordar esse problema consiste em obter correlações empíricas entre alguns radionuclídeos possíveis de serem medidos diretamente, como 60Co e 137Cs denominados Radionuclídeos Chave (RCs) e os RDMs. Essa metodologia, denominada Fator de Escala, foi aplicada no presente trabalho com a finalidade de determinar tais correlações, na forma de Fatores de Escala ou Funções de Correlação, para os principais rejeitos de baixa e média atividades do reator nuclear de pesquisa IEA-R1. / Regulations regarding transfer and final disposal of radioactive waste require that the inventory of radionuclides for each container enclosing such waste must be estimated and declared. The regulatory limits are established as a function of the annual radiation doses that members of the public could be exposed to from the radioactive waste repository, which mainly depend on the activity concentration of radionuclides, given in Bq/g, found in each waste container. Most of the radionuclides that emit gamma-rays can have their activity concentrations determined straightforwardly by measurements carried out externally to the containers. However, radionuclides that emit exclusively alpha or beta particles, as well as gamma-rays or X-rays with low energy and low absolute emission intensity, or whose activity is very low among the radioactive waste, are generically designated as Difficult to Measure Nuclides (DTMs). The activity concentrations of these DTMs are determined by means of complex radiochemical procedures that involve isolating the chemical species being studied from the interference in the waste matrix. Moreover, samples must be collected from each container in order to perform the analyses inherent to the radiochemical procedures, which exposes operators to high levels of radiation and is very costly because of the large number of radioactive waste containers that need to be characterized at a nuclear facility. An alternative methodology to approach this problem consists in obtaining empirical correlations between some radionuclides that can be measured directly such as 60Co and 137Cs, therefore designated as Key Nuclides (KNs) and the DTMs. This methodology, denominated Scaling Factor, was applied in the scope of the present work in order to obtain Scaling Factors or Correlation Functions for the most important radioactive wastes with low and intermediate-activity level from the IEA-R1 nuclear research reactor.

Made available in DSpace on 2011-05-04T12:36:27Z (GMT). No. of bitstreams: 0 Previous issue date: 2010 / O número de casos de câncer tem aumentado de maneira considerável em todo o mundo, tornando-se um problema de saúde pública mundial. Entre as modalidades terapêuticas para o tratamento câncer estão a quimioterapia e a radioterapia. A quimioterapia é um método que utiliza compostos químicos, chamados quimioterápicos, e a radioterapia é o uso médico de radiação ionizante como parte do tratamento do câncer. Resíduos de quimioterápicos e radioterápicos são considerados perigosos, devido a suas características tóxicas, podendo acarretar riscos ao trabalhador, ao ambiente hospitalar e ao meio ambiente. Mas como é o gerenciamento desses resíduos? Esta dissertação tem como objeto a legislação internacional e nacional vigente, nas áreas de Saúde e Meio Ambiente, visando à luz destas, analisar as diretrizes para o gerenciamento de resíduos de quimioterápicos e radioterápicos, frente aos demais resíduos de serviços de saúde, considerando os riscos intrínsecos destes, no intuito de proteger e preservar a saúde humana e o meio ambiente. Buscou-se discutir se os procedimentos recomendados na literatura científica, para a degradação / inativação, e destinação final destes resíduos estão sendo adotados no Brasil. Como síntese deste trabalho pretende-se contribuir, sugerindo, possíveis alterações na legislação brasileira vigente, das áreas de Saúde e Meio Ambiente, objetivando melhorias na operacionalização e no controle da geração, tratamento e destinação final destes resíduos, através de mecanismos de monitoramento. / The number of cancer cases has increased drastically in the world, becoming a worldwide public health problem. Among the therapeutic modalities for cancer treatment are chemotherapycs and radiotherapy. Chemotherapy is a method that uses chemicals, called chemotherapy, and radiotherapy is the medical use of ionizing radiation as part of cancer treatment. Chemotherapy and radiotherapy are considered hazardous due to their toxic characteristics and may result in risks to the worker, the hospital environment and the environment. But how is the management of such wastes? This work studies the international and national laws in force, in the areas of Health and Environment, in order to analyze the guidelines for management of chemotherapy and radiotherapy, compared to other wastes of health services, considering the in inherent risks, in order to protect and preserve human health and the environment. We tried to discuss if the procedures recommended in the scientific literature for the degradation/inactivation, and disposal of these wastes are being adopted in Brazil. As a summary of this work we intend to contribute, suggesting possible changes in Brazilian legislation, in the areas of Health and Environment, aiming at improvements in operations and in the generation, treatment and disposal of these wastes through tracking mechanisms.