Abstract: O método mais comum de tratamento da resina de troca iônica radioativa é a imobilização em cimento, que reduz a liberação de radionuclídeos para o meio ambiente. Apesar de eficiente, esse método é custoso, pois a quantidade final de rejeito gerada é elevada, já que a capacidade de carga de imobilização é baixa. Este trabalho tem como objetivo desenvolver um método de degradação das resinas provenientes do reator de pesquisa nuclear do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, utilizando o Processo Oxidativo Avançado (POA) com reagentes de Fenton. Isso permitiria uma incorporação maior no cimento. Três formas da resina foram avaliadas: catiônica, aniônica, e uma mistura de ambas as resinas. As reações foram realizadas variando a concentração do catalisador (25, 50, 100 e 150 mM), do volume de peróxido de hidrogênio (320 a 460 mL), e de três temperaturas diferentes, 50, 60 e 70 °C. A solução de catalisador mais eficiente foi a de concentração de 50 mM e volume de 330 mL de peróxido, degradando aproximadamente 98% da quantidade de resina. A temperatura mais eficiente foi a de 60 º C.

Palavras-Chave: spent fuels; resins; ion exchange materials; solidification; cements; oxidation; reagents; iear-1 reactor; thermal degradation; hydrogen peroxide; catalysts; radioactive wastes; storage

ARAUJO, LEANDRO G. de. Degradação da resina de troca iônica utilizando o reagente de Fenton. Orientador: Julio Takehiro Marumo. 2013. 90 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-06092013-145637. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10534. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A aceitação de rejeitos radioativos em um repositório final depende, entre outras coisas, do conhecimento do inventário radioisotópico presente neles. Para obter essa informação, é necessário fazer a caracterização primária dos rejeitos de modo que a composição seja conhecida e oriente os passos seguintes da gestão. Os filtros cartucho que são utilizados no sistema de retratamento de água do reator de pesquisa IEA-R1 é um desses rejeitos. O IEA-R1 é um reator de pesquisa do tipo piscina, operando entre 2 e 5 MW, que utiliza a água como líquido de arrefecimento, moderador e blindagem biológica Além do seu uso em pesquisa, também é utilizado para produzir radioisótopos e irradiar amostras. Ele está localizado no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nuclear, no campus da Universidade de São Paulo. Os filtros cartucho são utilizados para reter o material particulado em suspensão presente na água. Quando os filtros ficam saturados e são incapazes de manter o fluxo dentro dos limites estabelecidos, eles são substituídos e descartados como rejeito radioativo. Após um período de espera para o decaimento da atividade, são enviados para Gerência de Rejeitos Radioativos (GRR). O objetivo deste trabalho é apresentar os estudos realizados para determinar a atividade dos emissores gama presentes nos filtros cartucho. As atividades foram calculadas utilizando as taxas de dose medidas com detectores portáteis, as relações entre as taxas de emissão de fótons avaliadas por espectrometria gama, e o método de Point Kernel, que correlaciona a atividade de uma fonte com as taxas de dose a várias distâncias. O método descrito pode ser utilizado para determinar de modo rotineiro o inventário radioisotópico destes filtros, dispensando análises radioquímicas destrutivas, e a necessidade de calibração da geometria de medição.

Palavras-Chave: iear-1 reactor; filters; radioactive wastes; waste disposal; gamma radiation; radiometric analysis

TESSARO, ANA P.G. Desenvolvimento de métodos radiométricos para a caracterização de rejeitos radioativos. Orientador: Roberto Vicente. 2015. 82 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2015.tde-16112015-141005. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/25354. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Após o aumento de potência do reator IEA-R1 de 2 MW para 5 MW observou-se um aumento da taxa de corrosão nas placas laterais de alguns elementos combustíveis e algumas dúvidas surgiram com relação ao valor de vazão utilizada nas análises termo-hidráulicas. A fim de esclarecer e medir a distribuição de vazão real pelos elementos combustíveis que compõe o núcleo do reator IEA-R1, um elemento combustível protótipo, sem material nuclear, chamado DMPV-01 (Dispositivo para Medida de Pressão e Vazão), em escala real, foi projetado e construído em alumínio. A vazão no canal entre dois elementos combustíveis é muito difícil de estimar ou ser medida. Esta vazão é muito importante no processo de resfriamento das placas laterais. Este trabalho apresenta a concepção e construção de um elemento combustível instrumentado para medir a temperatura real nestas placas laterais para melhor avaliar as condições de resfriamento do combustível. Quatorze termopares foram instalados neste elemento combustível instrumentado. Quatro termopares em cada canal lateral e quatro no canal central, além de um termopar no bocal de entrada e outro no bocal de saída do elemento. Existem três termopares para medida de temperatura do revestimento e um para a temperatura do fluido em cada canal. Três séries de experimentos, para três configurações distintas, foram realizadas com o elemento combustível instrumentado. Em dois experimentos uma caixa de alumínio foi instalada ao redor do núcleo para reduzir o escoamento transverso entre os elementos combustíveis e medir o impacto na temperatura das placas externas. Dada a tamanha quantidade de informações obtidas e sua utilidade no projeto, melhoria e capacitação na construção, montagem e fabricação de elementos combustíveis instrumentados, este projeto constitui um importante marco no estudo de núcleos de reatores de pesquisa. As soluções propostas podem ser amplamente utilizadas para outros reatores de pesquisa.

Palavras-Chave: iear-1 reactor; water cooled reactors; enriched uranium reactors; research reactors; reactor cores; graphite moderated reactors; beryllium moderated reactors; fuel assemblies; fuel elements; reactor components; plates; thermal hydraulics; thermal analysis; flow rate; dynamic function studies; flow regulators; temperature surveys; nuclear engineering; comparative evaluations

UMBEHAUN, PEDRO E. Desenvolvimento de um elemento combustível instrumentado para o reator de pesquisa IEA-R1. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. 2016. 100 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2016.tde-30062016-132417. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26935. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Em instalações nucleares o controle do material nuclear é uma das atividades da maior importância. A Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e a Agencia Internacional de Energia Atomica (AIEA) quando de suas inspeções rotineiras tem os dados fornecidos como um fator de segurança. Ter um sistema de controle de material nuclear que permita a qualquer momento reportar a quantidade e a localização dos diversos itens a serem inspecionados é um fator de primordial importância nos dias de hoje. Neste trabalho objetivou-se aprimorar um sistema já existente utilizando para seu desenvolvimento uma plataforma mais amigável através da linguagem de programação VisualBasic (Microsoft Corporation) para facilitar a equipe de operação do Reator IEA-R1 o fornecimento de dados que possibilitem o melhor controle dos materiais nucleares do Reator IEA-R1. Esses dados tem permitido o desenvolvimento de trabalhos a serem apresentados em congressos nacionais ou internacionais bem como em dissertações de mestrado ou teses de doutorado. O programa foi desenvolvido para atender as exigências das normas de salvaguarda da CNEN e da AIEA, mas suas funções podem ser ampliadas conforme as necessidades futuras. Este sistema poderá ser utilizado em outros reatores que por ventura sejam contruidos no pais, pois é bem pratico e sua utilização permite um um controle efetivo sobre o material nuclear da instalação.

Palavras-Chave: nuclear materials management; data base management; programming; iear-1 reactor

TONDIN, JULIO B.M. Desenvolvimento de um programa computacional para gerenciamento de banco de dados de material nuclear. Orientador: Tufic Madi Filho. 2011. 54 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2011.tde-03042012-110437. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10086. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Dentre as diversas aplicações dos radioisótopos, a utilização dos radiotraçadores é considerada uma das mais importantes, no diagnóstico de funcionamento dos equipamentos de processos, em plantas de indústrias químicas e petroquímicas. Os radiotraçadores são utilizados em procedimentos analíticos para obtenção de dados qualitativos e quantitativos de sistemas, em estudos de transferências físicas e físico-químicas. Na produção de radioisótopos gasosos utilizados como traçadores em processos industriais, destacam-se o 41Ar e 79Kr, gases nobres (inertes) que possuem baixa reatividade com os demais elementos químicos. O 41Ar é um emissor gama de alta energia (1,29 MeV) e apresenta elevada porcentagem de transformações com essa energia, o que resulta em quantidades relativamente pequenas necessárias em relação a outras para uma detecção eficaz, mesmo em componentes com grandes espessuras. Atualmente, a produção de radioisótopos gasosos em reatores nucleares de pesquisa é realizada em pequenas quantidades (bateladas), por meio de ampolas de quartzo contendo o gás natural 40Ar ou 78Kr. Nesse sentido, o objetivo desse estudo é desenvolver um sistema de irradiação capaz de produzir em escala contínua, o radioisótopo gasoso 41Ar, dentre outros, com atividade de 7,4x1011 Bq (20 Ci) por ciclo de irradiação, por meio do Reator IEA-R1 de 4,5 MW, fluxo de nêutrons térmicos médio de 4,71 x 1013 ncm-2s-1, para suprir uma demanda existente em empresas de END e inspeções, e pelo próprio Centro de Tecnologia das Radiações, no IPEN/CNEN-SP. O sistema de irradiação (SI) é constituído por uma cápsula de irradiação em alumínio, linhas de transferência, válvulas agulhas, conexões anilhadas, conectores rápidos, manovacuômetro, sistema de vácuo, dewar de liquefação, blindagem em chumbo, cilindros de armazenamento e transporte (CAT), dentre outros. O SI foi aprovado nos testes de estanqueidade e estabilidade (testes de formação de bolhas, pressurização, evacuação e com equipamento leak detector SPECTRON 600 T). Na produção experimental para obtenção de 1,07x1011 Bq (2,9 Ci) de 41Ar, distribuíram-se dosímetros de alanina em diversos componentes e dispositivos do SI. Além disso, determinaram-se as taxas de exposição na parede da blindagem em chumbo, ao concentrar o gás radioativo liquefeito e no CAT, após a transferência do 41Ar, pelo medidor de radiação portátil Teletector ® Probe 6150 AD-t/H.

Palavras-Chave: argon 41; krypton 79; tracer techniques; radiators; irradiation capsules; valves; joints; pressure gages; dewars; lead; storage; shielding materials; leak detectors; iear-1 reactor; petrochemicals; chemistry; industry; gaseous diffusion; radiation sources; isotope production; quality control; quantitative chemical analysis; nuclear engineering

CARDOZO, NELSON X. Desenvolvimento de um sistema de irradiação para produção de radioisótopos gasosos aplicados em processos industriais. Orientador: Wilson Aparecido Parejo Calvo. 2016. 75 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2017.tde-09012017-080638. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/27408. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O filtro cuno faz parte do circuito de tratamento de água do reator IEA-R1 que , quando saturado, é substituído, se tornando um rejeito radioativo que deve ser gerenciado. Neste trabalho foi realizada a caracterização primária do filtro cuno do reator nuclear IEA-R1 do IPEN utilizando-se espectrometria gama associada ao método de Monte Carlo. A espectrometria gama foi realizada utilizando-se um detector de germânio hiperpuro (HPGe). O cristal de germânio representa o volume ativo de detecção do detector HPGe, que possui uma região denominada camada morta ou camada inativa. Na literatura tem sido reportada uma diferença entre os valores experimentais e teóricos na obtenção da curva de eficiência desses detectores. Neste trabalho foi utilizado o código MCNP-4C para a obtenção da calibração em eficiência do detector para a geometria do filtro cuno, onde foram estudadas as influências da camada morta e do efeito de soma em cascata no detector HPGe. As correções dos valores de camada morta foram realizadas variando-se a espessura e o raio do cristal de germânio. O detector possui 75,83 cm3 de volume ativo de detecção, segundo informações fornecidas pelo fabricante. Entretanto os resultados encontrados mostraram que o valor de volume ativo real é menor do que o especificado, onde a camada morta representa 16% do volume total do cristal. A análise do filtro cuno por meio da espectrometria gama, permitiu a identificação de picos de energia. Por meio desses picos foram identificados três radionuclídeos no filtro: 108mAg, 110mAg e 60Co. A partir da calibração em eficiência obtida pelo método de Monte Carlo, o valor de atividade estimado para esses radionuclídeos está na ordem de MBq.

Palavras-Chave: iear-1 reactor; filters; water treatment; radioactive wastes; gamma spectroscopy; monte carlo method; high-purity ge detectors; m codes; calibration

COSTA, PRISCILA. Desenvolvimento de uma metodologia para caracterização do filtro cuno do reator IEA-R1 utilizando o método de Monte Carlo. Orientador: Ademar José Potiens Junior. 2014. 53 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2015.tde-23032015-081657. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/23659. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A motivação deste trabalho vem da necessidade de agilizar, de maneira segura, o processo dos cálculos neutrônicos e termo-hidráulicos durante a realização da mudança de configuração do reator nuclear de pesquisas IEA-R1. A metodologia de cálculo existente envolve a execução de vários programas computacionais e códigos nucleares nas áreas de física de reatores e termo-hidráulica. Para tanto, foi elaborado uma plataforma de gerenciamento que conjuga os cálculos dos programas já consagrados ("Two Db", "Leopard", "Citation", "Dens" e "Cobra") numa única ferramenta computacional. A principal contribuição deste trabalho é a concepção de uma interface que simplificará a rotina de cálculos executados no reator IEA-R1, tendo um aspecto didático e uma aparência mais amigável e moderna.

Palavras-Chave: iear-1 reactor; calculation methods; simulation; reactor physics; thermal hydraulics; thermodynamic properties; research reactors; neutronic damage functions; computer codes; resource development

PARRO, DAVI P. Desenvolvimento e simulação de um programa computacional para cálculos neutrônicos e termo-hidráulicos do reator de pesquisas IEA-R1. Orientador: Thadeu das Neves Conti. 2018. 65 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2018.tde-17052018-155827. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28897. Acesso em: $DATA.

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Abstract: 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.

Palavras-Chave: iear-1 reactor; radioactive waste management; radioactive waste disposal; dosimetry; radiation dose distributions; radiation dose units; measuring instruments; nuclear decay; radiochemical analysis; scalers; pulse analyzers; correlation functions; cobalt 60; cesium 137

TADDEI, MARIA H.T. Determinação de fatores de escala para estimativa do inventário de radionuclídeos em rejeitos de média e baixa atividade do reator IEA-R1. Orientador: Luis Antônio Albiac Terremoto. 2013. 168 f. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2013.tde-25112013-155403. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10569. Acesso em: $DATA.

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