Navegação Teses por assunto "ion exchange"

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  • IPEN-DOC 03766

    SARKIS, JORGE E. de S. . Aplicacao da tecnica de correlacao isotopica para determinacao da concentracao dos nuclideos AM-241 e AM234 em combustiveis nucleares irradiados. 1990. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 198 p. Orientador: Claudio Rodrigues.

    Palavras-Chave: nuclear fuels; americium 241; americium 243; radionuclide kinetics; ion exchange; isotope dilution; actinides; mass spectroscopy; fission products; spent fuels; pwr type reactors; concentration ratio; isotope ratio; correlations

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  • IPEN-DOC 00406

    SAWAKUCHI, ROBERTO S. . Avaliacao dos residuos radioativos no Instituto de Energia Atomica .Criterios para a eliminacao e estudo de tecnicas para seu tratamento. 1977. Dissertacao (Mestrado) - Escola Politecnica, Universidade de Sao Paulo - POLI/USP, São Paulo. 84 p. Orientador: Alcido Abrao.

    Palavras-Chave: ion exchange; precipitation; radioactive wastes; semimetals; tellurium; waste processing

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  • IPEN-DOC 25962

    GERALDO, BIANCA . Caracterização radioisotópica dos filtros de purificação da água do circuito primário do reator IEA-R1, e efluentes líquidos eventualmente liberados, por meio de técnicas radioanalíticas de separação para a determinação dos radionuclídeos de difícil medição e fatores de escala / Radioisotopic characterization of the water purification filters of the primary circuit of the IEA-R1 reactor, and eventually released liquid effluents, using radioanalytical separation techniques for the determination of difficult-to-measure radionuclides and scaling factors . 2018. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 80 p. Orientador: Júlio Takehiro Marumo. Coorientador: Roberto Vicente. DOI: 10.11606/T.85.2019.tde-23072019-143255

    Abstract: Técnicas radioquímicas de separação têm sido comumente utilizadas para a caracterização de rejeitos radioativos. No entanto, a determinação de radionuclídeos emissores alfa, beta e gama por análise radioquímica, em amostras de filtro cartucho utilizado no processo de retratamento da água de um reator do tipo piscina, não foi abordada anteriormente na literatura. Este trabalho tem como objetivo estabelecer um método de solubilização para os filtros, identificar e quantificar os radionuclídeos presentes nestes rejeitos, sendo eles os Radionuclídeos Chaves (RC) (60Co, 108mAg, 110mAg) e principalmente os Radionuclídeos de Difícil Medição (RDM) (63Ni, 90Sr, 234U, 235U, 238U, 238Pu, 239+240Pu, 241Pu, 241Am, 242Cm e 243+244Cm), para posterior aplicação do método de Fator de Escala (FE) no trabalho rotineiro de caracterização de rejeitos radioativos. A distribuição dos radionuclídeos no filtro cartucho foi investigada pela determinação dos radionuclídeos emissores gama e os resultados obtidos foram utilizados para calcular o escore-Z. Os resultados indicaram que todos os filtros podem ser considerados homogêneos, atendendo aos critérios de homogeneidade recomendados pela Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA), e com isso foi possível definir a quantidade de amostras representativas a serem analisadas. Foram determinados, a partir de dados analíticos, a correlação existente entre os RDMs e RCs selecionados e foram obtidos FEs para todos os RDMs, com exceção do 241Pu.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; pool type reactors; research reactors; filters; purification; liquid wastes; radioactive effluents; radioactive waste processing; radioisotopes; fission products; solubility; radionuclide kinetics; radionuclide migration; radionuclide metrology; ion exchange; ion exchange chromatography; gamma radiation; beam extraction; separation processes; scale models; standardization; comparative evaluations

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  • IPEN-DOC 00879

    SOUZA FILHO, G. . Comportamento das especies cationicas, anionicas e coloidais do titanio, do zirconio e do torio frente as resinas trocadoras de ions. 1974. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Quimica, Universidade de Sao Paulo - IQ/USP, Sao Paulo. p. Orientador: Alcidio Abrao.

    Palavras-Chave: ion exchange; thorium; titanium; zirconium

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  • IPEN-DOC 11469

    MANOSSO, HELENA C. . Desenvolvimento de eletrodos de troca iônica eletroquímica para o tratamento de rejeitos contendo íons crômio ou césio. 2006. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. p. Orientador: Christina Aparecida Leao Guedes de Oliveira Forbicini. DOI: 10.11606/T.85.2006.tde-08062007-145808

    Abstract: Atualmente são muito discutidos temas que abordam a preservação do meio ambiente, para o desenvolvimento de tecnologias de produção que não a agridam, gerando resíduos menos tóxicos e em menor quantidade. Resíduos poluentes contendo metais como o crômio, têm sido lançados nos solos e rios, degradando a água utilizada para o consumo humano. Não diferentes são os problemas decorrentes de atividades nucleares, as quais geram rejeitos nas instalações e laboratórios de pesquisa. Embora estes rejeitos não sejam lançados no meio ambiente, muitas vezes encontram-se armazenados em laboratório inadequadamente, o que pode resultar em graves acidentes. Na intenção de solucionar estes problemas, existem várias técnicas para o tratamento de rejeitos, entre elas a troca iônica eletroquímica (EIX – electrochemical ion exchange). A EIX é um processo avançado que une as vantagens da troca iônica convencional com o fato de usar como reagente o elétron, reduzindo consideravelmente o volume da solução a ser tratada. Esta técnica consiste na elaboração de um eletrodo, no qual o trocador iônico é incorporado fisicamente em uma estrutura do eletrodo com um aglutinante. Optou-se neste trabalho pela resina catiônica Amberlite CG-50 para o tratamento dos rejeitos contendo íons crômio e o trocador catiônico inorgânico fosfato de zircônio para os íons césio, pois apresentam boa estabilidade química em meio oxidante e perante radiação ionizante. A quantidade de carvão, de grafita e aglutinante para a formulação do eletrodo mais eficiente também foi estudada. Após a escolha dos melhores eletrodos, verificaram-se retenções para o Cr e para o Cs da ordem de 99,3% e 99,8%, respectivamente. A eluição completa tanto do íon crômio quanto do íon césio, sem nenhuma adição de reagentes, revelou-se uma das principais vantagens deste processo, o que torna possível a reutilização do eletrodo sem perda de sua capacidade. Com base nos resultados apresentou-se um processo contínuo de tratamento de rejeitos utilizando-se uma célula eletrolítica de fluxo (CELFLUX) de alta capacidade de retenção para o íon Cr e Cs. A alta eficiência desta célula tanto na retenção quanto na eluição, levando a uma redução importante no volume do rejeito e, até mesmo, possibilitando a reutilização dos íons separados, torna o processo altamente viável para o emprego industrial.

    Palavras-Chave: radioactive wastes; chromium ions; cesium ions; waste processing; electrodes; ion exchange; electrochemistry

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  • IPEN-DOC 25701

    CASTANHO, DAVI H. de M. . Desenvolvimento de material zeolítico de alta pureza a partir de cinzas de carvão para aplicação na captura de dióxido de carbono / Development of zeolite material of high purity from coal ash for application in the capture of carbon dioxide . 2019. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 110 p. Orientador: Denise Alves Fungaro. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-03072019-151023

    Abstract: Atualmente o mundo vem passando por algumas mudanças climáticas, sendo que um dos fatores que contribuem para essas mudanças é o aumento da emissão de gases de efeito estufa, principalmente o CO2. Uma das fontes de CO2 é a queima de combustíveis fósseis. A combustão do carvão para produção de energia, além de emitir gases de efeito estufa, gera uma grande quantidade de cinzas. A utilização das cinzas de carvão para síntese de zeólitas de alta pureza e utilização dessas zeólitas para a adsorção do CO2 pode ser uma estratégia interessante para mitigar a problemática da gestão de resíduos e da emissão de gases. O objetivo deste trabalho foi sintetizar e caracterizar zeólitas tipo Na-A de elevada pureza a partir de cinzas de carvão e avaliar sua aplicação como material adsorvente de CO2. As amostras de três tipos de cinzas de carvão (cinzas manga, cinzas ciclone e cinzas pesadas) foram coletadas na usina termelétrica de Figueira-PR. O tempo total do processo de síntese pelo método de duas etapas foi otimizado. As seguintes características dos produtos de síntese foram determinadas: composição mineralógica, composição química, morfologia, grupos funcionais e capacidade de troca iônica. Os produtos de síntese apresentaram relação SiO2/Al2O3 de 1,2 e uma relação de aproximadamente 80% de zeólita do tipo Na-A. As zeólitas foram usadas como material adsorvente de gás carbônico apresentando capacidade de adsorção entre 492 a 655 mg/g. A maior capacidade de adsorção foi obtida com a zeólita sintetizada a partir das cinzas pesadas. As zeólitas saturadas mostraram-se estáveis em temperatura ambiente e a dessorção do CO2 ocorreu entre 140-150 °C.

    Palavras-Chave: zeolites; ashes; coal; pyrosol process; hydrothermal systems; adsorbents; adsorption; carbon dioxide; cations; ion exchange; sodium ions; calcium ions; aluminium oxides; silica; gravimetry; chemical analysis; air pollution control

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  • IPEN-DOC 18261

    MARTINS, PATRICIA de A. . Desenvolvimento de método para separação química de gálio-67 pela técnica de difusão térmica / Development of method to chemical separation of gallium-67 by thermal diffusion technique . 2012. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 101 p. Orientador: João Alberto Osso Junior. DOI: 10.11606/T.85.2012.tde-16012013-102607

    Abstract: Radioisótopos de gálio são estudados e avaliados para aplicações médicas desde 1949. Nos últimos 50 anos 67Ga tem sido amplamente utilizado no diagnóstico de diversas patologias, incluindo lesões inflamatórias crônicas e agudas, bacterianas ou estéreis e diversos tipos de tumores. No Brasil 30% das clinicas que prestam serviços de Medicina Nuclear utilizam o Citrato de 67Ga com uma demanda de distribuição no IPEN-CNEN/SP de 37 GBq (1 Ci) por semana. O 67Ga apresenta meia-vida física de 3,26 dias (78 horas) e decai 100% por captura eletrônica para o 67Zn estável. Seu decaimento inclui a emissão de raios γ com energias de 93,3 keV (37%), 184,6 keV (20,4%), 300,2 keV (16,6%) e 888 keV (26%). No IPEN o 67Ga era produzido a partir da reação 68Zn(p, 2n)67Ga. Após a irradiação, o alvo era totalmente dissolvido em HCl concentrado e a solução percolada em resina catiônica DOWEX 50W-X8, 200-400 mesh, condicionada em HCl 10 mol L-1. Zinco, níquel e cobre eram eluídos em HCl 10 mol L-1 e o 67Ga em HCl 3,5 mol L-1. O produto final era obtido na forma de citrato de 67Ga. Este trabalho apresenta um método inédito, rápido, direto e eficiente de separação química e obtenção de 67GaCl3 a partir da difusão térmica (aquecimento do alvo) aliada à extração em ácido acético concentrado. A purificação foi realizada por cromatografia de troca iônica. Realizou-se a eletrodeposição do zinco natural em placas de cobre niquelado como substrato e os depósitos de zinco obtidos foram aderentes ao substrato, levemente brilhantes e uniformes. Os alvos foram irradiados com prótons de 26 MeV e corrente integrada de 10 μA.h. Após a irradiação, os alvos foram aquecidos a 300 °C por 2 horas e colocados em contato com ácido acético concentrado por 1 hora. O rendimento médio de extração de 67Ga obtido foi de (72±10)%. Esta solução foi evaporada e o resíduo foi retomado em NH4OH 0,5 mol L-1. O 67Ga foi purificado em resina catiônica Dowex 50WX8 em meio de NH4OH. A recuperação obtida foi de (98 ± 2) %, de 67Ga. O eluido foi evaporado e retomado em HCl 0,1 mol L-1. A pureza química foi verificada por ICP-OES encontrando-se (2 ± 1) μg mL -1 de zinco. As concentrações de ferro, cobre e níquel foram inferiores ao limite de detecção do método e aos limites de utilização de 67Ga. A pureza radionuclídica foi verificada por espectroscopia-γ utilizando um detector de germânio Hiper-Puro encontrando-se valor superior a (99,9%). Este método inédito permite a obtenção de 67Ga com alta pureza química, radioquímica e radionuclídica em condições de processamento menos agressivas e corrosivas que o método comumente utilizado.

    Palavras-Chave: nuclear medicine; diagnostic techniques; radiopharmaceuticals; gallium 67; copper alloys; ion exchange; resins; gamma radiation; separation processes; thermal diffusion

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  • IPEN-DOC 16075

    BARRIO, GRACIELA . Desenvolvimento de tecnologias de preparo de geradores de sup(90)Sr/sup(90)Y na Diretoria de Radiofarmacia do IPEN/CNEN-SP / Development of technology for the preparation of 90Sr/90Y generators at the radiopharmacy directory of IPEN/CNEN-SP . 2010. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 118 p. Orientador: Joao Alberto Osso Junior. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-10082011-100655

    Abstract: 90Y (T1/2 = 2,67 dias; Eβmáx = 2,28 MeV) é um radionuclídeo com eficácia estabelecida para diversas terapias de câncer, marcando biomoléculas e no tratamento da radiosinovectomia. Devido às suas propriedades nucleares, é obtido através do decaimento do 90Sr (T1/2 = 28 anos), na forma de um gerador. Vários tipos de geradores de 90Sr/90Y foram desenvolvidos, e os mais empregados são os que usam resinas de troca catiônica, onde Sr e Y são adsorvidos e 90Y é seletivamente eluído com acetato ou EDTA. A desvantagem deste tipo de gerador é a radiólise, que degrada o seu uso. O gerador eletroquímico é uma solução proposta devido ao fato de não haver efeitos significativos da radiação sobre o próprio gerador. Neste conceito, a diferença entre os potenciais eletroquímicos dos elementos Y e Sr é utilizada para se obter uma rápida separação do 90Y do 90Sr. A produção de 90Y via formação de colóides é o método mais simples para a separação, baseando-se na formação de colóides de Y em pH altamente alcalino, podendo ser filtrado e separado do Sr, sendo posteriormente dissolvido em HCl. O objetivo deste trabalho consistiu no desenvolvimento de tecnologias para o preparo de geradores de 90Sr/90Y, onde foram desenvolvidos três tecnologias, a saber: geradores do tipo coluna utilizando resinas catiônicas, geradores via formação de colóides e geradores eletroquímicos. Foram também avaliadas metodologias para o controle de qualidade radionuclídico do 90Y dos geradores desenvolvidos: cintilação líquida, identidade radionuclídica, cromatografia por extração em papel (EPC) utilizando complexantes para 90Y e técnica por Espectrometria de Emissão Ótica com Plasma Indutivamente Acoplado (ICPOES). Os resultados mostraram que os geradores utilizando resinas catiônicas obtiveram os melhores resultados em relação ao rendimento e eficiência (~ 83%) de eluição, reprodutibilidade e a pureza radionuclídica. O gerador eletroquímico mostrou um potencial para o desenvolvimento, tendo a vantagem de não sofrer os efeitos da radiólise do par 90Sr/90Y, como acontece com a resina. Das metodologias de controle qualidade radionuclídica estudadas, uma comparação e avaliação mostrou que a EPC é muito sensível e permite a avaliação praticamente instantânea da qualidade do 90Y eluído dos geradores.

    Palavras-Chave: brazilian cnen; radioisotope generators; strontium 90; yttrium 90; isotope production; therapeutic uses; chemical preparation; ion exchange; edta; electrochemistry; liquid scintillators; chromatography; icp mass spectroscopy

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  • IPEN-DOC 13098

    ALENCAR, MARCOS M. de . Determinacao de isotopos de uranio e torio em amostras de liquens Canoparmelia Texana / Determination of uranium and thorium isotopes in lichens samples Canoparmelia texana . 2008. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 59 p. Orientador: Barbara Paci Mazzilli. DOI: 10.11606/D.85.2008.tde-21092009-104759

    Abstract: Os liquens desempenham um importante papel no estudo da poluição atmosférica. Podem ser usados na avaliação de vários contaminantes do ar, incluindo metais pesados e radionuclídeos. O principal objetivo deste estudo é verificar a possibilidade do uso da espécie de líquen Canoparmelia texana para a avaliação das concentrações dos isótopos de U e Th no ar nas adjacências de instalações que manipulam estes radionuclídeos. Duas regiões foram escolhidas: a indústria de fertilizantes fosfatados e o Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN), ambos localizados no estado de São Paulo, Brasil. O IPEN tem como principal atividade, a realização de pesquisa no campo do ciclo do combustível nuclear e manuseia quantidades consideráveis de radionuclídeos naturais. A indústria de fertilizantes fosfatados, localizada em Cubatão, utiliza como matéria prima a rocha fosfática e gera como subproduto o fosfogesso, o qual é armazenado em pilhas a céu aberto. Na produção de fertilizantes fosfatados, ocorre um enriquecimento dos radionuclídeos das séries naturais do U e Th no fosfogesso. Os teores dos isótopos de U e Th em amostras de liquens foram determinados por espectrometria alfa após separação radioquímica com resina de troca iônica e medidas dos elementos de interesse em detector de silício do tipo barreira de superfície. Os resultados obtidos no IPEN para o urânio variaram de 2,4 ± 0,4 Bq kg-1 a 8,7 ± 0,5 Bq kg-1 para o 238U e de 2,7 ± 0,6 Bq kg-1 a 9,0 ± 0,2 Bq kg-1 para o 234U. Para o tório, as concentrações variaram de 4,4 ± 0,3 Bq kg-1 a 12,1 ± 2,6 Bq kg- 1 para o 232Th e de 4,6 ± 0,6 Bq kg-1 a 8,9 ± 0,6 Bq kg-1 para o 230Th. Na região de Cubatão, os resultados obtidos variaram de 13,2 ± 3,8 Bq kg-1a 68,4 ± 7,4 Bq kg-1 para o 238U e de 16,5 ± 4,3 Bq kg-1 a 56,8 ± 6,4 Bq kg-1 para o 234U. Para o tório, as concentrações variaram de 7,2 ± 2,1 Bq kg-1 a 28,8 ± 6,0 Bq kg-1 para o 232Th e de 7,4 ± 2,1 Bq kg-1 a 30,7 ± 6,1 Bq kg-1 para o 230Th. Os resultados obtidos para os isótopos de U e Th mostram que a região da indústria de fosfato é mais impactada que a área de influência do IPEN. Os resultados obtidos em ambos locais de coleta sugerem que a espécie de líquen estudada pode ser usada como bioindicador de contaminação atmosférica por radionuclídeos.

    Palavras-Chave: environment; pollution; lichens; sample preparation; biological indicators; uranium; thorium; alpha spectroscopy; ion exchange; chromatography

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  • IPEN-DOC 21786

    SORDO FILHO, GIOVANNI del . Estudo da adsorção de íons metálicos em caulinita para água de reuso / Metal ion adsorption study in kaolinite for applications in water reuse . 2015. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 109 p. Orientador: Paulo Sergio Cardoso da Silva. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-25042016-102831

    Abstract: A demanda crescente por água tem feito de seu reúso planejado um tema atual e de grande importância, já citada na Agenda 21, que recomendou implementação de políticas de gestão dirigidas para o uso e reciclagem de efluentes, integrando proteção de saúde pública de grupos de risco com práticas ambientais adequadas. De acordo com as Resoluções CONAMA nº 357 e 420 os efluentes somente podem ser descartados em corpos d´água se os seus parâmetros característicos se situarem de acordo com o balizamento dado para cada classe de corpo de água. Íons metálicos podem ser removidos de soluções aquosas por diferentes processos sendo a adsorção em argilas um método que pode ser considerado efetivo e barato quando comparado aos demais. Neste estudo foi avaliada a capacidade de adsorção dos íons metálicos Cr3+, Zn2+, Cd2+, Pb2+, Cu2+ e Ni2+ em solução utilizando-se caulinita comercial com a finalidade de reúso e/ou descarte. A caracterização mineralógica e química das amostras comerciais obtidas indicou que aquela denominada caulinita C foi a que mais se adequou ao estudo visto que apresenta elevado teor de pureza mineralógica, baixos teores de elementos traço, e maior capacidade de troca catiônica. O estudo da remoção dos íons em solução indicou que o aumento razão adsorvente:adsorvato aumenta a eficiência de adsorção. O estudo da influência do pH indicou que a maior adsorção ocorre em pH levemente alcalino, pH 8. E o estudo do tempo de contato indicou que o equilíbrio de adsorção é atingido em menos de trinta minutos para todos os íons, exceto para o Ni. A análise das isotermas de adsorção indicou que a caulinita empregada neste estudo é adequada principalmente à remoção dos íons Zn (II), Cu (II) e PB (II).

    Palavras-Chave: aluminium silicates; kaolinite; adsorption; ion exchange; demineralization; chromium; zinc; cadmium; lead; copper; nickel; removal; waste processing; waste water; liquid wastes; recycling; water treatment

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  • IPEN-DOC 01390

    SEPULVEDA MUNITA, CASIMIRO J.A. . Estudo da troca isotopica associada a troca ionica para a separacao radioquimica de sup(233)Th. Aplicacao da tecnica na determinacao de torio por analise por ativacao. 1983. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, São Paulo. 149 p. Orientador: Laura Tognoli Atalla.

    Palavras-Chave: actinides; thorium; neutron activation analysis; isotopic exchange; ion exchange; separation processes; sample preparation; radiochemical analysis; thorium 233

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  • IPEN-DOC 12888

    ENOSHITA, MARGARIDA . Estudo de metodo para determinacao da queima de elementos combustiveis nucleares pela analise quantitativa de ND-148. 1978. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Quimica, Universidade de Sao Paulo - IQ/USP, 69 p. Orientador: Fausto Walter de Lima.

    Palavras-Chave: activation analysis; chromatography; ion exchange; quantitative chemical analysis

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  • IPEN-DOC 03871

    CHARBEL, MARIA Y. . Estudo para a remocao de fluoreto em aguas e efluentes. 1990. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 191 p. Orientador: Alcidio Abrao.

    Palavras-Chave: chemical effluents; fluorides; ion exchange; drinking water; fluorides; ion exchange; liquid wastes; fluorides; ion exchange

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  • IPEN-DOC 05174

    BABINSKI, MARLY . Idades isocronicas Pb/Pb e geoquimica isotopica de Pb das rochas carbonaticas do grupo Bambui na porcao sul da bacia do Sao Francisco. 1993. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares, Sao Paulo, Sao Paulo. 133 p. Orientador: Koji Kawashita.

    Palavras-Chave: brazil; carbonate rocks; experimental data; geochemistry; geology; ion exchange; isotope dating; age estimation; isotope dilution; isotope ratio; lead; mass spectroscopy; tectonics; uranium; separation processes; geologic formations; rocks; lead isotopes

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  • IPEN-DOC 05579

    LIU , CHUN HUNG . Imobilizacao de resinas de troca ionica em polimeros. 1994. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 100 p. Orientador: Humberto Gracher Riella.

    Palavras-Chave: polymers; ion exchange; resins; spectroscopy

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  • IPEN-DOC 26101

    SILVA, JAQUELINE de S. da . Membranas nanoestruturadas de Nafion obtidas por conformação por moldagem assistida por campo elétrico e magnético / Nafion nanostructured membranes produced by casting assisted by electric and magnetic field . 2019. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 99 p. Orientador: Fabio Coral Fonseca. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-25092019-134038

    Abstract: Dentre os materiais aplicados como eletrólito em células a combustível de membrana de troca protônica (PEMFC do inglês Proton Exchange Membrane Fuel Cell), os ionômeros perfluorados, como o Nafion, são os mais promissores por possuírem alta condutividade protônica e estabilidade química. A estrutura do Nafion é composta pelo empacotamento eletrostático de agregados poliméricos cilíndricos que possuem maior condutividade protônica ao longo de seu comprimento. Destarte, o alinhamento dos agregados poliméricos do Nafion pode permitir o aumento da condutividade ao longo da espessura do filme, visando o aumento do desempenho da PEMFC. A proposta deste trabalho de mestrado é investigar os mecanismos de polarização do Nafion e aplicar os conhecimentos obtidos para confecção de filmes nanoestruturados por meio da aplicação do campo elétrico e magnético. Para isso, membranas de Nafion com diferentes concentrações de íons foram preparadas por substituição nucleofílica para estudar o mecanismo de polarização e, a partir dos resultados obtidos, membranas de Nafion foram nanoestruturadas por conformação por evaporação em molde (casting) assistido por campo elétrico e magnético. A caracterização da microestrutura e das propriedades elétricas das membranas poliméricas fabricadas foi realizada por meio da espectroscopia vibracional no infravermelho (FTIR), espalhamento de raios X em baixo ângulo (SAXS), espectroscopia de impedância elétrica (EIS) e microscopia de força atômica (AFM). Os resultados obtidos no estudo das membranas com diferentes valores de peso equivalente mostraram que os domínios iônicos do Nafion possuem alta polarizabilidade, a qual permitiu a nanoestruturação de tais domínios pela aplicação de campo elétrico e magnético de baixa intensidade. Os filmes de Nafion conformados pelo método de casting assistido por campo elétrico e magnético revelaram uma estrutura lamelar para o empacotamento dos domínios iônicos. Testes iniciais de células a combustível usando os eletrólitos fabricados por meio da aplicação do campo magnético indicaram um aumento pronunciado do desempenho.

    Palavras-Chave: proton exchange membrane fuel cells; nanostructures; ion exchange; polytetrafluoroethylene; alignment; magnetic fields; electric fields; casting; vibrational states; infrared spectra; x-ray spectra; scattering; electric impedance; spectroscopy

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  • IPEN-DOC 18241

    FERREIRA, HENRIQUE P. . Modificação e poli(fluoreto de vinilideno) induzida por radiação gama para aplicação como compósito ionomérico de metal-polímero / Poly(vinylidene fluoride) modification induced by gamma irradiation for application as ionic polymer-metal composite . 2012. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 97 p. Orientador: Ademar Benevolo Lugão. DOI: 10.11606/D.85.2011.tde-07112012-073635

    Abstract: Foi estudada a enxertia de estireno induzida por radiação gama em filmes de poli(fluoreto de vinilideno) (PVDF) com espessura de 0,125 mm com doses entre 1 e 100 kGy em presença de soluções de estireno/N,Ndimetilformamida (DMF) (1:1, v/v) e estireno/tolueno (1:1, v/v) com taxa de dose de 5 kGy.h-1 por meio do método simultâneo de irradiação sob atmosfera de nitrogênio e em temperatura ambiente, usando raios gama de uma fonte de Co- 60. Depois de enxertados, os polímeros foram sulfonados em soluções de ácido clorossulfônico/1,2-dicloroetano (2 e 10 %). Os filmes foram caracterizados antes e depois de cada modificação com o cálculo do Grau de enxertia, (DOG), espectrometria no infravermelho (FT-IR), microscopia eletrônica de varredura (MEV), calorimetria exploratória diferencial (DSC) e termogravimetria (TG/DTG). Os resultados do grau de enxertia mostraram que a enxertia aumenta com o aumento da dose e varia enormemente de acordo com o solvente utilizado, com enxertias cerca de 20 vezes maiores quando do uso da DMF em relação ao do tolueno. Foi possível confirmar a enxertia do estireno por FT-IR graças ao aparecimento de novos picos característicos e por TG/DTG e DSC por meio das alterações do comportamento térmico dos materiais enxertados/sulfonados. Os materiais sulfonados ainda foram caracterizados por suas capacidades de troca iônica (IEC), que mostraram que tanto os aumentos do grau de enxertia quanto os da concentração do ácido clorossulfônico aumentam o IEC. Os resultados mostraram que é possível obter materiais com capacidades de troca iônica com possibilidade de aplicação como compósitos ionoméricos de metal-polímero.

    Palavras-Chave: physical vapor deposition; thin films; polymers; ion exchange; ionic composition; composite materials; gamma radiation; cobalt 60

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  • IPEN-DOC 28022

    PIRANI, DEBORA A. . Resinas de troca iônica e materiais nanoestruturados aplicados no tratamento de efluentes de urânio / Ion exchange resins and nanostructured materials applied to the treatment of uranium effluents . 2021. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 99 p. Orientador: Marycel Elena Barboza Cotrim. DOI: 10.11606/D.85.2021.tde-14072021-110940

    Abstract: Os inúmeros processos do ciclo do combustível nuclear além de produzir os materiais de interesse, geram efluentes contendo urânio em concentrações suficientemente elevadas que impedem que se descarte diretamente na rede de coleta de esgotos. Devido ao seu comportamento químico, o urânio estará presente em solução aquosa predominantemente como íon uranila, UO22+ (UVI). Na presença de ânions como SO42-, Cl-, PO42- e CO32- o íon uranila formará outros complexos aniônicos. Técnicas como a extração por solvente, co-precipitação, troca iônica e separação por membranas são usadas para a separação do urânio em solução aquosa. O objetivo deste trabalho é separar o urânio em concentrações da ordem de 100 mg L-1 presentes em soluções aquosas e avaliar a adequação de materiais nanoestruturados e/ou trocadores iônicos no tratamento de efluentes contendo esse metal. Para remover o urânio de efluentes foram utilizadas duas técnicas: troca iônica e adsorção em quitosana depositada sobre nanopartículas de magnetita. Na técnica de troca iônica avaliou-se as resinas Dowex 1-X8 e IRA 910. Utilizou-se uma coluna de 2 cm de diâmetro empacotada com 30 mL de resina. Foram realizados quatro experimentos variando o pH (3, 5, 7 e 8). O experimento realizado com pH 8 apresentou melhores resultados para remoção de urânio. Houve uma eficiência de remoção de 99,99%, diminuindo o teor de urânio da solução de 163 para 0,02 mg L. As amostras foram analisadas por Espectrometria de Emissão Óptica com Fonte de Plasma de Argônio, ICP-OES e por Espectrometria de Massas com Fonte de Plasma de Argônio, ICP-MS. As nanopartículas de magnetita revestidas com quitosana foram preparadas em quatro etapas: a obtenção das nanopartículas de magnetita por precipitação simultânea dos íons férrico e ferroso em pH 11; o preparo da solução acética de quitosana e a obtenção do revestimento das partículas de magnetita por quitosana. As nanopartículas foram posteriormente caracterizadas por Microscopia Eletrônica de Transmissão, MET, e por Difratometria de Raios X, DRX.

    Palavras-Chave: aqueous solutions; chitin; fuel cycle; ion exchange; magnetite; nanoparticles; nuclear fuels; transmission electron microscopy; uranium; x-ray diffraction

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  • IPEN-DOC 06906

    VASCONCELLOS, MARI E. de . Resolucao da mistura torio e terras raras por precipitacao fracionada e tecnologia de troca ionica. 2000. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 118 p. Orientador: Alcidio Abrao.

    Palavras-Chave: thorium hydroxides; thorium; rare earths; precipitation; ion exchange; chromatography; thorium nitrates; separation processes

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  • IPEN-DOC 00724

    NASTASI, MARIA J.C. . Separacao de actinio-227 de seus descendentes pela tecnica de resinas cationicas. 1970. Dissertacao (Mestrado) - Escola Politecnica, Universidade de Sao Paulo - POLI/USP, Sao Paulo. 52 p. Orientador: Fausto Walter de Lima.

    Palavras-Chave: actinium 227; thorium 227; cations; daughter products; daughter products; ion exchange; nitric acid; solvent extraction

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Autor: Maprelian

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O gerenciamento do Repositório está a cargo da Biblioteca do IPEN. Constam neste RI, até o presente momento 20.950 itens que tanto podem ser artigos de periódicos ou de eventos nacionais e internacionais, dissertações e teses, livros, capítulo de livros e relatórios técnicos. Para participar do RI-IPEN é necessário que pelo menos um dos autores tenha vínculo acadêmico ou funcional com o Instituto. Nesta primeira etapa de funcionamento do RI, a coleta das publicações é realizada periodicamente pela equipe da Biblioteca do IPEN, extraindo os dados das bases internacionais tais como a Web of Science, Scopus, INIS, SciElo além de verificar o Currículo Lattes. O RI-IPEN apresenta também um aspecto inovador no seu funcionamento. Por meio de metadados específicos ele está vinculado ao sistema de gerenciamento das atividades do Plano Diretor anual do IPEN (SIGEPI). Com o objetivo de fornecer dados numéricos para a elaboração dos indicadores da Produção Cientifica Institucional, disponibiliza uma tabela estatística registrando em tempo real a inserção de novos itens. Foi criado um metadado que contém um número único para cada integrante da comunidade científica do IPEN. Esse metadado se transformou em um filtro que ao ser acionado apresenta todos os trabalhos de um determinado autor independente das variáveis na forma de citação do seu nome.

A elaboração do projeto do RI do IPEN foi iniciado em novembro de 2013, colocado em operação interna em julho de 2014 e disponibilizado na Internet em junho de 2015. Utiliza o software livre Dspace, desenvolvido pelo Massachusetts Institute of Technology (MIT). Para descrição dos metadados adota o padrão Dublin Core. É compatível com o Protocolo de Arquivos Abertos (OAI) permitindo interoperabilidade com repositórios de âmbito nacional e internacional.

1. Portaria IPEN-CNEN/SP nº 387, que estabeleceu os princípios que nortearam a criação do RDI, clique aqui.


2. A experiência do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) na criação de um Repositório Digital Institucional – RDI, clique aqui.

O Repositório Digital do IPEN é um equipamento institucional de acesso aberto, criado com o objetivo de reunir, preservar, disponibilizar e conferir maior visibilidade à Produção Científica publicada pelo Instituto, desde sua criação em 1956.

Operando, inicialmente como uma base de dados referencial o Repositório foi disponibilizado na atual plataforma, em junho de 2015. No Repositório está disponível o acesso ao conteúdo digital de artigos de periódicos, eventos, nacionais e internacionais, livros, capítulos, dissertações, teses e relatórios técnicos.

A elaboração do projeto do RI do IPEN foi iniciado em novembro de 2013, colocado em operação interna em julho de 2014 e disponibilizado na Internet em junho de 2015. Utiliza o software livre Dspace, desenvolvido pelo Massachusetts Institute of Technology (MIT). Para descrição dos metadados adota o padrão Dublin Core. É compatível com o Protocolo de Arquivos Abertos (OAI) permitindo interoperabilidade com repositórios de âmbito nacional e internacional.

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