Abstract: Buscar o entendimento do comportamento mecânico de materiais modernos de alta resistência e alta capacidade de absorção de energia é de suma importância para garantir integridade de estruturas de alta responsabilidade. Em um cenário onde a otimização de geometrias se mostra cada vez mais relevante, estudar o comportamento destes materiais sob a perspectiva da mecânica da fratura é imprescindível para garantir a operação segura e eficiente destas estruturas. Sabendo disso, este trabalho aborda os efeitos do tunelamento da frente de trinca e da plasticidade na técnica da flexibilidade elástica no descarregamento (do inglês elastic unloading compliance, EUC) com o objetivo de proporcionar a determinação mais precisa do tamanho instantâneo de trincas ao longo de ensaios de mecânica da fratura. Sequência da obra de Andrade (2016), onde estes efeitos foram investigados e propostas preliminares elaboradas, este trabalho almeja o aprofundamento da compreensão fenomenológica e o desenvolvimento de abordagens de correção para ambos os efeitos por meio de exploração numérica e ensaios de corpos de SE(B) e SE(T)c fabricados com aço X65MS. Para o efeito do tunelamento, foi validada a modelagem de trinca semielíptica utilizada por Andrade (2016), enquanto a proposta de correção do tunelamento, apesar de dependente de proporções geométricas dos corpos de prova, se mostrou promissora, o que possibilitou o desenvolvimento de alternativa independente deste fator com resultados no âmbito numérico bastante satisfatórios. Para a plasticidade, é buscado um entendimento individual de efeitos que ocorrem simultânea e concorrentemente ao carregar um corpo de prova da mecânica da fratura (com foco em blunting, redução da área do ligamento remanescente e rotação). Este estudo foi realizado por meio de simulações de elementos finitos, variando as não linearidades de material e de geometria (grandes deslocamentos), onde é possível concluir que o aumento da flexibilidade de corpos de prova ocorre apenas quando ambos os efeitos são ativados simultaneamente nos modelos. Isto possibilitou uma conclusão preliminar da existência de um efeito predominantemente geométrico que afeta a flexibilidade elástica de corpos de prova da mecânica da fratura quando estes são carregados além do limite elástico do material. Com isso, este trabalho demonstra que a redução de área do ligamento remanescente, em uma análise numérica contendo trinca estacionária, é bastante substancial e pode ser responsável pelo comportamento da evolução da flexibilidade com o CMOD mostrado por Andrade (2016). Simulações adicionais contendo modelo de dano GTN calibrados experimentalmente mostram que, apesar de existir correlação entre a área do ligamento remanescente e o tamanho instantâneo de trinca, fatores adicionais existem, e a elaboração de propostas de correção que sejam práticas para aplicação em laboratório necessitam de investigação adicional.

ANDRADE, LEONARDO G.F. de. Metodologias para correção de tunelamento e plasticidade na flexibilidade elástica de geometrias SE(B) e SE(T) - abordagem numérica e experimental. Orientador: Miguel Mattar Neto. 2023. 203 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2023.tde-10072023-154936. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/34172. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Este trabalho visa o desenvolvimento de uma formulação analítica e modelagem computacional da propagação de feixe de lasers contínuos de alta potência (HEL) através da atmosfera. São estudados os principais fenômenos que degradam a propagação, thermal blooming e cintilação. Para tanto, uma solução numérica acoplada foi feita usando as equações de Navier-Stokes de conservação de massa, momento e energia, a equação paraxial e um modelo de tela de fase para representar a turbulência óptica. O efeito thermal blooming é modelado através do acoplamento entre o sistema de equações de Navier- Stokes e a equação paraxial. Já a turbulência óptica é realizada através de um esquema de tela de fase que engloba alterações das flutuações de temperatura de forma estocástica, respeitando uma distribuição espectral baseada na teoria de Kolmogorov, para a faixa de turbulência isotrópica. Os resultados numéricos são apresentados variando parâmetros tais como: potência do laser, nível de turbulência e diâmetro do laser. Estas variações são realizadas alterando-se os números adimensionais que constituem as equações da fluidodinâmica.

MORAIS, PAULO J.D. de. Investigação teórica dos fenômenos da propagação atmosférica de feixes de laser de alta potência. Orientador: Wagner de Rossi. 2023. 116 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2023.tde-05102023-152137. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/34482. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O avanço no desenvolvimento da tecnologia a laser possibilitou a aplicação no processo de descontaminação em materiais radioativos. Os resíduos são provenientes de materiais que são aplicados em diversas áreas de atividades como usinas nucleares, procedimentos médicos, experimentos laboratoriais. Porém, nessas situações, esses materiais precisam ser reciclados ou reutilizados. Como uma opção mais tecnológica e segura para esse processo, podemos usar a ablação por pulso laser de nanossegundo para estimular a evaporação do contaminante radioativo presente no material, trazendo alguns benefícios como descontaminar geometrias complexas e promover a segurança do operador. Nesse caso, os estudos mostraram que a descontaminação pode não ser completamente eficiente devido ao fenômeno de internalização do contaminante inerente a alta temperatura da energia aplicada durante a ablação. O objetivo desse trabalho foi confirmar a internalização desses contaminantes com fluências entre 1 - 10 J/cm2 nas seguintes ligas de aço: inox 304, inox duplex AISI 2205, inox dual-phase Usibor e baixa liga ASTM A36, sendo este último o escolhido para continuidade dos testes laboratoriais por apresentar melhor visualização da faixa de alteração do tamanho de grão bem como a refusão na região da borda. Para a simulação da contaminação, também nesse material, foi aplicado um revestimento com filme de ouro. Para esse experimento, foi utilizado o laser Q-Switched Nd:YAG com duração de pulso de 7 ns e comprimento de onda de 1064 nm. Na identificação da alteração de fase, tamanho de grão e refusão na borda foi utilizado para a caracterização o microscópio eletrônico de varredura (MEV) e para a identificação da internalização de contaminantes o espectrômetro de massa LA-ICP-MS. Esse estudo confirmou a presença de partículas de ouro internalizados na faixa de refusão do material ASTM A36 após o processo com as fluências determinadas. A finalidade deste trabalho foi contribuir para o desenvolvimento de métodos de tratamento de rejeitos radioativos, no Serviço de Gerência de Rejeitos Radioativos do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares- IPEN.

SOUZA, WAGNER S. de. Internalização superficial de contaminantes após ablação laser nanossegundo. Orientador: Marcus Paulo Raele. 2023. 66 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2023.tde-06102023-154507. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/34469. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A circulação natural vem sendo um importante tópico de estudo em relação aos sistemas passivos de segurança no resfriamento do núcleo de reatores nucleares, principalmente pelo fato de ter como base a inerência das leis da Física, não dependendo de nenhuma força externa para sua aplicação. O estudo de circuitos experimentais de circulação natural e a simulação numérica com o código RELAP5, em suas diversas modalidades, para análise de transientes e acidentes que podem ocorrer em reatores nucleares têm sido amplamente estudados pela literatura. O presente estudo tem como objetivo estudar a capacidade do código RELAP5/MOD3.3 em reproduzir a fenomenologia da circulação natural em regimes monofásico e bifásico obtida por meio de um circuito de circulação natural (CCN) que se encontra no laboratório de termo-hidráulica do Centro de Engenharia Nuclear (CEENG) do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN) em São Paulo. Algumas melhorias foram realizadas no circuito experimental, como a inserção de um medidor de vazão, que mudaram as condições iniciais dos transientes ocorridos no circuito, como um sensor de fração de vazio, onde os dados experimentais da fração de vazio, da vazão, das temperaturas e da pressão são comparados com os resultados da simulação numérica obtida com o código RELAP5/MOD3.3. A modelagem dos dados de entrada (input) do CCN foi feita com uso do pré-processador FastLAP, que possui uma lógica de funcionamento mais intuitiva e visual do que outros pré-processadores, com janelas de criação padronizadas de acordo com o manual de uso do RELAP5/MOD3.3. Os resultados se mostraram satisfatórios, em que o código RELAP5/MOD3.3 é capaz de projetar tanto o escoamento monofásico quanto bifásico, sendo evidenciado que os modelos de transferência de calor e os padrões de escoamento utilizados no RELAP5/MOD3.3 estão em concordância com os resultados experimentais.

Palavras-Chave: natural convection; reactors; reactor cores; cooling systems; safety engineering; heat transfer; hydrodynamics; reactor accident simulation; computer codes

FRENZEL, LUCAS S. Experimentos no circuito de circulação natural e simulação numérica com o código RELAP5/MOD3.3. Orientador: Gaianê Sabundjian. 2023. 129 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2023.tde-12042023-115922. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/34117. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Breast cancer is the most incident cancer worldwide. The evaluation of molecular subtypes and their biomarkers plays an essential role in prognosis. The biomarkers used are Estrogen Receptor (ER), Progesterone Receptor (PR), Human Epidermal growth factor Receptor-type 2 (HER2), and Ki67. Based on these, subtypes are classified as Luminal A (LA), Luminal B (LB), HER2 subtype, and Triple-Negative Breast Cancer (TNBC). The gold standard for this analysis is histology and immunohistochemistry, semi-quantitative techniques that present inter-laboratory and inter-observer variations. The Fourier Transform Infrared micro-spectroscopy (micro-FTIR), which provides hyperspectral images with biochemical information of biological tissues, is applied together with artificial intelligence (AI) for cancer evaluation. In this thesis, twenty samples of two breast cancer cell lines, BT-474 and SK-BR-3, were used to define the optimal number of co-added scans for machine learning (ML) techniques. Linear Discriminant Analysis (LDA), Partial Least Squares Discriminant Analysis (PLS-DA), K-Nearest Neighbors (KNN), Support Vector Machines (SVM), Random Forest (RF), and Extreme Gradient Boosting (XGB) models were used. Sixty hyperspectral images of 320x320 pixels were collected from thirty patients of a human breast biopsies microarray, each containing a breast cancer (CA) and an adjacent tissue (AT) core. Automated methods based on K-Means clustering were developed for data organization and pre-processing to one-dimensional (1D) and two-dimensional (2D) data. The dataset was used to train two new deep learning models for breast cancer subtype evaluation: CaReNet-V1, a 1D Convolutional Neural Network (CNN); and CaReNet-V2, a 2D CNN. All ML models achieved similar performances with the b256_064 (256 background scans and 64 sample scans), b256_128, and b128_128 groups, where the best accuracy of 0.995 was presented by the XGB model. The b256_064 was established as the ideal among the three due to the shortest acquisition time. The K-Means-based method enabled fully automated preprocessing and organization, improving data quality and optimizing CNN training. CaReNet-V1 effectively classified CA and AT (individual spectra test accuracy of 0.89), as well as HER2 and TNBC subtypes (0.83 and 0.86), with greater difficulty for LA and LB (0.74 and 0.68). The model enabled the evaluation of the most contributing wavenumbers to the predictions, providing a direct relationship with the biochemical content of the samples. CaReNet-V2 demonstrated better performance than 1D, with test accuracies above 0.84, and enabled the prediction of ER, PR, and HER2 levels, where borderline values showed lower performance (minimum accuracy of 0.54). The Ki67 percentage regression demonstrated an absolute mean error of 3.6%. On the other hand, its impact evaluation by wavenumber was inferior to 1D. Thus, this study indicates image-based AI techniques using micro-FTIR as potential providers of additional information to pathological reports, also serving as patient biopsy screening techniques.

DEL VALLE, MATHEUS. Evaluation of breast cancer molecular subtypes using artificial intelligence in micro-FTIR hyperspectral images. Orientador: Denise Maria Zezell. Coorientador: Emerson Soares Bernardes. 2023. 126 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2023.tde-10072023-162427. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/34178. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Com uma licença de operação de até 5MW, o reator IEA-R1, além de ser o mais antigo, é o maior reator de pesquisa do Brasil. No presente momento, a produção de radioisótopos é restringida por alguns fatores como as instalações para processamento pós irradiação e capacidade de horas de operação. De forma a atender à crescente demanda de radioisótopos no país, em especial do Lutécio-177, existe um esforço sendo feito para que o ciclo operacional do reator seja aumentado para catorze dias, sendo nove dias de operação e cinco dias de parada e manutenção. Novas células quentes também estão sendo construídas para apoio aos processos pós irradiação. A compra de materiais altamente enriquecidos se trata de um processo de alta complexidade pois uma série de restrições são aplicadas à comercialização desse tipo de produto, e, o canal de segurança nuclear do reator IEA-R1 foi projetado de forma a utilizar uma câmara de fissão com um revestimento de urânio enriquecido a um valor superior a noventa porcento. Neste contexto, pensando em um aumento do ciclo operacional da planta, faz-se necessário avaliar a situação do equipamento, com o objetivo de se minimizar a depleção do seu material físsil e prolongar sua vida útil. Este trabalho, portanto, possui o foco de investigar e quantificar o fluxo neutrônico ao longo da tubulação do canal de segurança do reator (eixo vertical) e buscar uma posição que garanta uma extensão da vida útil da câmara de fissão mesmo com o aumento do ciclo operacional da planta. Para atingir esse objetivo, o núcleo do reator foi modelado utilizando a ferramenta de simulação através do Método de Monte Carlo do pacote de software SCALE, desenvolvido e fornecido pelo Laboratório Nacional de Oak Ridge (Oak Ridge National Laboratory) chamada KENO-VI.

SOUZA, FELIPE V. de. Estudo da viabilidade da alteração da posição da câmara de fissão no reator IEA-R1. Orientador: Frederico Antonio Genezini. 2023. 133 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2023.tde-10112023-162514. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/34470. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Todo rejeito radioativo precisa ser caracterizado para que seu repositório final seja definido conforme os critérios de segurança apresentados nas normas CNEN 6.06 e CNEN 6.09. Neste trabalho foram adaptadas metodologias para analisar os rejeitos radioativos de concentrado de evaporador e resinas de troca iônica das usinas nucleares de Angra dos Reis e determinar a concentração de atividade dos seguintes radionuclídeos de difícil medição: 63Ni, 59Ni, 90Sr, 129I e 135Cs, que apresentaram rendimento de separação, em média de 93, 40, 97 e 73% respectivamente. O 63Ni e o 59Ni foram separados por cromatografia de troca iônica em coluna de Ni resin da Eichron Technologies, o 63Ni foi medido por cintilação líquida e o 59Ni por espectrometria gama. O 90Sr foi separado por cromatografia de troca iônica em coluna Sr-spec e precipitação com oxalato. O 135Cs foi separado por cromatografia de troca iônica em coluna com resina Dowex 50W-X12 e coprecipitação com molibdato de amônio e o 129I foi separado por precipitação com PdCl2. As concentrações de atividade em Bq/g encontradas para o 59Ni ficaram entre 123 e 1685, para o 63Ni entre 40 e 6,53X105, para o 129I entre 0,61 e 535, para o 90Sr entre 0,35 e 58,04 e o 135Cs teve todas as suas medidas abaixo dos limites de detecção que variaram de 2,7 a 349. A metodologia desenvolvida para a separação do iodo não foi encontrada na literatura e apresenta melhorias significativas quando comparada com os métodos atuais para a mesma determinação.

Palavras-Chave: nuclear power plants; angra-1 reactor; angra-2 reactor; angra-3 reactor; radioactive waste management; ion exchange chromatography; beta decay; gamma detection; activity levels; radiochemistry

JUNQUEIRA, LUCAS S. Determinação da atividade de emissores beta e gama em rejeitos radioativos operacionais da central nuclear de Angra. Orientador: Paulo Sergio Cardoso da Silva. 2023. 76 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2023.tde-12042023-120926. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/34119. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O principal objetivo deste trabalho é implementar de uma metodologia para o desenvolvimento de um Programa de Garantia da Confiabilidade (PGC) específico para uma instalação nuclear experimental PWR em implantação no Brasil, através da análise da instalação experimental e do desenvolvimento de um PGC preliminar subsidiado por um modelo de Confiabilidade, Disponibilidade e Manutenibilidade (RAM, do inglês Reliability, Availability and Maintainability). Para isso, é realizada uma ampla pesquisa bibliográfica nos bancos de dados da área nuclear disponíveis, além do estudo de uma avaliação realizada no sistema de remoção de calor de decaimento de longo prazo durante uma parada para reabastecimento da planta experimental estudada, cujos dados foram usados para aplicação do PGC. Os passos necessários para aplicação do PGC desenvolvido são seguidos, usando-se os dados da avaliação do sistema da planta estudada, resultando em uma lista de componentes de risco significativo para o PGC, que têm uma influência importante no potencial de garantia de segurança, para os quais o objetivo do PGC deve ser garantir que o risco não aumente e proteger contra a deterioração do desempenho (manutenção e capacidade de manutenção aprimoradas e tempo fora de serviço minimizado). Destes últimos, foram identificados os que têm uma influência importante também no potencial de redução de risco, sendo que o objetivo do PGC para eles deve ser tornar o risco presente menor e receber a maior atenção na busca de possíveis melhorias.

GOMES, JERONIMO M. Desenvolvimento do Programa da Garantia da Confiabilidade em uma planta nuclear brasileira subsidiado por um modelo de Confiabilidade, Disponibilidade e Manutenibilidade. Orientador: Miguel Mattar Neto. 2023. 121 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2023.tde-06102023-142525. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/34489. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O iodo-131 é um radiofármaco produzido no Brasil pelo Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN) desde 1959. É utilizado, por exemplo, no tratamento do câncer de tireoide e Doença de Graves. A produção deste radiofármaco atualmente é realizada por meio da irradiação de alvos de telúrio e atende somente a 60% da demanda nacional, tornando necessária a importação do restante. O Reator Multipropósito Brasileiro é um projeto que pretende suprir a demanda nacional de iodo-131 a partir da obtenção do radiofármaco por meio de reações de fissão de urânio-235. No entanto, para ser utilizado como radiofármaco é preciso que esteja separado de interferentes e com elevada pureza. Neste contexto, o objetivo deste trabalho foi utilizar um método eletroquímico para realizar a separação do iodo de espécies interferentes como molibdênio, telúrio e rutênio, que são espécies presentes no produto de fissão de urânio. Esta separação torna-se possível visto que o íon iodeto é capaz de sofrer reação de oxidação formando iodo molecular em sua forma gasosa, separando-se das espécies interferentes que se mantém em meio aquoso. Inicialmente foi utilizada a técnica de voltametria cíclica para identificar o comportamento eletroquímico de cada elemento, assim como o potencial de oxidação do iodo e dos demais interferentes. Após esta etapa, a separação do iodo foi realizada comparativamente por duas técnicas: i) cronoamperometria - salto de potencial e ii) cronoamperometria - onda quadrada, variando temperatura, pH da solução e concentração dos elementos a serem separados. Os estudos indicaram que a separação de iodo por meio de técnicas eletroquímicas é viável, resultando em até 45,15% de rendimento em pH 5, 40ºC e 0,001 mol/L, utilizando a cronoamperometria - onda quadrada, destacando-se como um método inovador, com etapa de separação única e menor geração de resíduos. A separação pôde ser realizada, ainda que resultando em menores rendimentos, em pH 8, principalmente na temperatura de 25 ºC e concentração de 0,001 mol/L, utilizando cronoamperometria - salto de potencial, resultando em 28,82% de rendimento.

MARINHO, THAYNA C. Desenvolvimento de rotas eletroquímicas para separação seletiva e de alto rendimento de iodo-131 para aplicação como radiofármaco. Orientador: Elisabete Inácio Santiago. 2023. 97 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2023.tde-13112023-124103. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/34483. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Nos últimos anos, o Brasil tem se empenhado em fortalecer sua estrutura regulatória e o setor nuclear brasileiro como parte de sua visão estratégica para enfrentar os desafios futuros no setor energético. Um desses desafios é a busca por soluções sustentáveis e de baixa emissão de carbono, a fim de atingir as metas de descarbonização e mitigar os impactos das mudanças climáticas. Nesse contexto, o País vislumbra a possibilidade de investir em reatores nucleares como uma fonte eficiente de produção de energia. Todavia, esses reatores, ao término da fase de operação, seja pelo fim de sua vida útil, ou no caso de retirada precoce de operação por acidente, ou por decisão da organização operadora, são descomissionados, em um processo que envolve a descontaminação e o desmantelamento da estrutura e a gestão adequada dos rejeitos radioativos gerados. O processo de descomissionamento é composto por atividades técnicas e administrativas que visam desligar uma instalação nuclear, incluindo a remoção total ou parcial do controle regulatório. Em virtude da complexibilidade envolvida nesse processo, a AIEA recomenda que o descomissionamento de instalações nucleares deva ser executado como um projeto de engenharia, com a diferença que este envolve equipamentos e materiais radioativos que precisam ser manuseados e controlados conforme os pré-requisitos técnicos e regulatórios, colocando-os em condição que não represente um risco inaceitável. O projeto de descomissionamento de uma instalação nuclear começa com a elaboração de um plano preliminar de descomissionamento ainda na fase de projeto de construção da instalação, que acompanha toda a fase de construção e operação. Ao final da vida útil da instalação, é elaborado um plano final de descomissionamento, que deve ser aprovado pelo órgão regulador competente antes do início das atividades de descomissionamento. Assim, o descomissionamento pode levar décadas para ser planejado e executado, além de exigir um investimento significativo para alcançar seu objetivo. Nesse contexto, o projeto de descomissionamento deve ser conduzido por meio de uma estratégia específica, demonstrando sua viabilidade de implementação, alinhada com a estrutura regulatória e considerações técnicas, administrativas, sociais, ambientais e econômicas do país em questão. Com o aumento das atividades nucleares previstas nas políticas e estratégias nacionais e considerando as recentes mudanças regulatórias, foi desenvolvido nesse trabalho um conjunto de estratégias para o planejamento das atividades de descomissionamento de reatores nucleares de pequeno porte já na fase de projeto de construção. Essas estratégias, bem planejadas e sistemáticas, abrangem todo o ciclo de vida do reator deste a sua fase inicial de projeto até o seu descomissionamento e foram embasadas por meio de uma pesquisa bibliográfica sobre o tema e utilizando as técnicas do processo de avaliação de risco descritas na norma ABNT ISO/IEC 31010. Além disso, elas foram fundamentadas em boas práticas internacionais e em recomendações da AIEA, visando direcionar o descomissionamento de reatores nucleares de pequeno porte no Brasil.

CALDAS NETO, ALVARO B. Desenvolvimento de estratégias para descomissionamento de reatores nucleares de pequeno porte no Brasil. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. 2023. 291 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2023.tde-05102023-101722. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/34498. Acesso em: $DATA.

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