Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-07-01T11:08:37Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-07-01T11:08:37Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:36:01Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:48Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Pasta de cimento é um material comum em repositórios para rejeitos radioativos, atuando como material estrutural e de imobilização. Sua utilização como material de preenchimento em um repositório tipo poço tubular profundo para fontes seladas, no entanto, requer um maior tempo de vida útil do material. O conhecimento de seu comportamento em longo prazo é necessário para garantir a segurança da instalação em milhares de anos. O presente trabalho avaliou as alterações na pasta de cimento induzidas por fatores de degradação, como ataque de agentes agressivos, alta temperatura e presença de campo de radiação. Corpos de prova (cps) de pasta de cimento foram submetidos a ensaios acelerados de degradação e os efeitos deletérios foram avaliados por meio de ensaios de resistência mecânica, variação dimensional, lixiviação/penetração de íons, DRX, TGA e MEV. Observou-se que a hidratação dos cps foi beneficiada pela imersão (em água destilada ou em solução salina) e alta temperatura, resultando em uma resistência maior. O armazenamento à seco prejudicou a hidratação, mantendo a resistência mais baixa. O tempo de imersão e a irradiação não foram capazes de alterar a mineralogia e a resistência da pasta de cimento. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:27:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:44Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho apresenta o levantamento de parâmetros para implementação adequada e segura de pisos, portas, janelas, bancadas, capelas entre outros, de um laboratório radioquímico. A disposição de cada item segue orientações de guias, normas nacionais da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e internacional da Agencia Internacional de Energia Atômica (IAEA), com objetivo de garantir a proteção radiológica do trabalhador e do ambiente. A disposição adequada dos itens do laboratório radioquímico, garante a qualidade e segurança na produção de fontes radioativas seladas de 57Co 137Cs e 133Ba com atividades 185, 9.3 e 5.4 MBq respectivamente. Estas fontes são utilizadas na verificação de medidores de atividade, equipamento que todo Centro de Medicina Nuclear deve ter disponível segundo recomendações da norma CNEN-NN-3.05 Requisitos de Radioproteção e Segurança para Serviços de Medicina Nuclear para verificação da atividade de radiofármacos que serão administrados nos pacientes para fins de diagnóstico e terapia. Um medidor de atividade fora adquirido pelo laboratório de produção de fontes, com o qual foram realizados os testes de precisão, exatidão, reprodutibilidade e linearidade, que devem apresentar resultados dentro dos limites estabelecidos na norma CNEN-NN-3.05. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-04-08T12:52:45Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-04-08T12:52:45Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A braquiterapia é a modalidade de tratamento radioterápico que utiliza fontes radioativas seladas a uma distância curta do tumor, diminuindo o risco de aplicação de uma dose indesejável em tecidos sadios adjacentes. Para que a braquiterapia seja confiável, é necessário estabelecer um programa de práticas dosimétricas visando a determinação da dose ideal de radiação para esta prática radioterápica. Neste trabalho apresenta a aplicação de duas metodologias destinadas à dosimetria utilizando filmes radiocrômicos. Medidas experimentais foram realizadas com filmes EBT3 em objetos simuladores composto de material homogêneo e heterogêneo (pulmão, osso e tecidos moles) construídos especialmente para medidas de dose em braquiterapia. Os processamentos e analises das imagens resultantes do procedimento experimental foram realizados com o software IMAGEJ e MATLAB. Os resultados foram avaliados a partir de comparações medidas experimentais de dose e obtidas por simulações pelo Método de Monte Carlo. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-06-22T14:06:41Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-06-22T14:06:41Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / As expectativas da Organização Mundial de Saúde para o ano de 2030 são que o número de mortes por câncer seja de aproximadamente 13,2 milhões, evidenciando a elevada parcela desta doença no problema de saúde mundial. Com relação ao câncer de próstata, de acordo com o Instituto Nacional do Câncer, o número de casos diagnosticados no mundo em 2012 foi de aproximadamente 1,1 milhão, enquanto que no Brasil os dados indicam a incidência de 68 mil novos casos. O tratamento deste tipo de neoplasia pode ser realizado com cirurgia (prostatectomia) ou radioterapia. Dentre a radioterapia, podemos destacar a técnica de braquiterapia, a qual consiste na introdução (implante) de pequenas fontes radioativas (sementes) no interior da próstata, onde será entregue um valor elevado de dose no volume de tratamento e baixa dose nos tecidos ao redor. No Brasil, a classe médica estima uma demanda de aproximadamente 8000 sementes/mês, sendo o custo unitário de cada semente de pelo menos U$ 26,00. A Associação Americana de Físicos na Medicina publicou alguns documentos descrevendo quais parâmetros e análises devem ser realizadas para avaliações da distribuição de dose, como por exemplo, os parâmetros Constante de taxa de dose, Função radial e Função de anisotropia. Estes parâmetros podem ser obtidos através de medidas experimentais da distribuição de dose ou por simulações computacionais. Neste trabalho foram determinados os parâmetros dosimétricos da semente OncoSeed-6711 da empresa Oncura-GEHealthcare e da semente desenvolvida pelo Grupo de Dosimetria de Fontes de Braquiterapia do Centro de Tecnologia das Radiações (CTR IPEN-CNEN/SP) por simulação computacional da distribuição de dose utilizando o código MCNP5, baseado no Método de Monte Carlo. A semente 6711 foi modelada, assim como um sistema dosimétrico constituído por um objeto simulador cúbico de 30x30x30 cm3 preenchido com água. Os valores obtidos da semente 6711 foram comparados com alguns apresentados na literatura, onde o parâmetro Constante de taxa de dose apresentou erro relativo em relação ao valor publicado no TG- 43 de 0,1%, sendo que os outros parâmetros analisados também apresentaram boa concordância com os valores publicados na literatura. Deste modo, pode-se considerar que os parâmetros utilizados nas simulações (espectro, modelagem geométrica e avaliação de resultados) estão compatíveis com outros estudos, sendo estes parâmetros também utilizados nas simulações da semente do IPEN. Considerando as análises de incerteza estatística, os valores obtidos da semente do IPEN são semelhantes aos valores da semente 6711. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-07-01T11:08:37Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-07-01T11:08:37Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Mery Piedad Zamudio Igami (mery@ipen.br) on 2017-03-10T15:11:24Z No. of bitstreams: 1 22059.pdf: 9657330 bytes, checksum: ed07f8d493b8c9079bd2d57c8807b411 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-03-10T15:11:24Z (GMT). No. of bitstreams: 1 22059.pdf: 9657330 bytes, checksum: ed07f8d493b8c9079bd2d57c8807b411 (MD5) / O planejamento estratégico é uma das ferramentas da administração de grande importância para a tomada de decisão. A área nuclear representa um segmento de grande importância na sociedade moderna, não só na produção de energia, bem como em muitos outros setores da economia. Objetivou-se nesse trabalho de doutorado propor a implantação de um planejamento norteado pela ferramenta estratégica, o BSC-Balanced Scorecard por meio dos indicadores de desempenho relacionais, de modo a facilitar a visualização da forma mais simples possível pelos gestores, com base nos atuais planos estratégicos institucionais do Laboratório de Produção de Fontes Seladas. A metodologia utilizada nesse estudo acadêmico de doutorado foi o estudo de caso, o qual considerou o período de pesquisa de 2008 a 2015. Entre os principais resultados esperados com esse estudo podem ser citados: uma melhor visualização dos planos estratégicos, uma ferramenta adicional de apoio a gestão, a possibilidade de mudança de periodicidade de análises de resultados e metas a serem atingidas entre outros. Diante dos resultados esperados foi possível concluir que este estudo poderá ser de grande valia para o Laboratório de Produção de Fontes Seladas, caso seu gestores optem por adotar essa ferramenta de gestão. Por fim, esta proposição possibilitaria a este laboratório, uma maior facilidade no processo de identificação e mapeamento de futuras direções da organização a partir dos recursos que possui e que, de certa forma, trarão como benefícios, maior visibilidade e ações mais eficazes. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear ) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-06-22T11:16:05Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-06-22T11:16:05Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / As fontes radioativas seladas são usadas na verificação de detectores de câmara de ionização, os quais medem a atividade dos radioisótopos usados nas mais diversas áreas, como na Medicina Nuclear. A medida da atividade dos radioisótopos deve ser feita com exatidão, pois será administrada em um paciente. Para garantir o adequado funcionamento dos detectores de câmara de ionização, são estipulados ensaios normatizados pela Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA) e a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) utilizando-se fontes radioativas seladas de Bário-133, Césio-137 e Cobalto-57. Os testes avaliam a exatidão, precisão, reprodutibilidade e linearidade da resposta do equipamento. O foco deste trabalho foi o estudo e o desenvolvimento dessas fontes radioativas padrão de Bário-133, Césio-137 e Cobalto-57, utilizando um polímero, no caso resina epóxi comerciais do tipo éter diglicidílico do bisfenol A e um agente de cura a base de poliamina modificada da dietilenotriamina ,para imobilizar o material radioativo. A matriz polimérica apresenta a função primordial de fixar e imobilizar o conteúdo radioativo não permitindo seu vazamento dentro dos limites técnicos exigidos pelas normas de proteção radiológica no quesito de características de uma fonte selada e, adicionalmente, ter a capacidade de reter a emanação de quaisquer gases que venham a se formar durante o processo de fabricação e do período de vida útil deste artefato. O processo de manufatura de uma fonte selada padrão consiste no envasamento, em um frasco de geometria padronizada, de uma quantidade, em volume fixo, de uma matriz polimérica no interior da qual é adicionada e dispersada homogeneamente uma quantidade precisa e exata em atividade de um material radioativo padrão. Nesse sentido, realizou-se um estudo para a escolha da resina epóxi, analisando suas características e propriedades. Foram realizados estudos e testes, verificando a máxima miscibilidade da resina com a água (solução ácida, simulando as condições da solução radiativa), perdas de propriedades mecânicas e térmicas, bem como o controle de dose radioativa para a completa cura (irradiadores de cobalto).Foram produzidas fontes de césio-137 e bário-133, realizou-se testes para determinação do grau de homogeneidade na dispersão do material radioativo na matriz e testes de imersão das fontes seladas produzidas para verificar a estanqueidade do sistema desenvolvido, obtendo um resultado satisfatório de acordo com as normas. Analisando todos os resultados obtidos, as fontes seladas podem ser confeccionadas em matriz epóxi DGEBA e endurecedor poliamínico DETA modificado, desde que a quantidade de material radioativo, na forma de solução ácida, adicionado à composição não ultrapasse um teor de 20%. A cura da resina epóxi pode ser melhorada em relação a ambiente, com uso da irradiação desde que seja exposta a uma dose ao redor de 33 kGy durante a cura. Nos testes de estanqueidade, verificou-se que as fontes são estanques, as medições da atividade da água utilizada nos testes mostraram um valor inferior a 185 Bq (de acordo com a International Standard Organization- Radiation protection sealed radioactive sources - ISO 9978), comprovando a eficiência da resina epóxi como material para selar o material radioativo. Tendo a finalidade de criar uma tecnologia nacional capaz de suprir a demanda deste produto no mercado interno e atingir excelência em qualidade através da acreditação e certificação do produto junto aos órgãos competentes. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Pedro Silva Filho (pfsilva@ipen.br) on 2018-01-31T16:42:14Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2018-01-31T16:42:14Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior (CAPES) / 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. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP / CAPES:1231206