Navegação Teses por assunto "safety standards"

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  • IPEN-DOC 15356

    CAMPOS, FABIO E. de . Desenvolvimento de um modelo de cela para processamento de radiofarmacos injetaveis / Development of a pattern hot cell for production of injectable radiopharmaceuticals . 2010. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 185 p. Orientador: Elaine Bortoleti de Araujo. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-08082011-144547

    Abstract: Para que sejam atendidos os requisitos normativos e reguladores dentro dos padrões nacionais e internacionais que tratam das condições inerentes à produção-processamento de materiais sensíveis à contaminação, tais como medicamentos injetáveis, um ambiente com atmosfera controlada deve ser criado. Tratando-se de materiais que têm aplicação medicinal, através de procedimentos específicos, mas que também apresentam em suas constituições agentes tóxicos, radioativos e periculosos, o ambiente deve assegurar que estes materiais, que em alguns casos possuem ainda característica de serem voláteis, não escapem para meio ambiente, sem que isto ocorra de uma maneira seletiva e segura, totalmente controlada. A condição de trabalho neste caso, recomendada pelas normas nacionais e internacionais vigentes, refere-se a uma atmosfera negativa em relação aos ambientes adjacentes. Apesar de a literatura estar amplamente provida de tecnologias referentes ao dimensionamento de sistemas, baseados em normas que determinam claramente os requisitos necessários, verifica-se a necessidade de desenvolver um ambiente controlado para produção de radiofármacos, compatibilizando o conceito de área limpa aos requisitos de segurança para manipulação de fontes radioativas abertas. Neste trabalho, dispositivos foram criados, métodos e procedimentos estabelecidos, com objetivo de possibilitar classificações diferentes do ar no interior da cela, sem barreiras físicas na área de trabalho, estabelecendo uma condição ergonômica, flexível e prática, refletindo em maior produtividade. O projeto resultou na criação de um ambiente totalmente favorável ao pronto atendimento dos requisitos normativos, composto de uma câmara de passagem responsável pela entrada e saída de material, sem que condições internas ao micro-ambiente fossem comprometidas. A estanqueidade da cela foi obtida utilizando-se portas dotadas de sistema eficiente de vedação através de juntas ativas e intertravamentos. Manipuladores tipo pinça asseguraram as operações de maneira ergonômica e segura, sem comprometer a estanqueidade e classificação do ambiente com graus de limpeza A e B. Para isso, utilizou-se um eficiente sistema de ventilação/ exaustão, dotado de filtros e dispositivos especiais desenvolvidos com exclusividade para que as condições impostas ao micro ambiente fossem estabelecidas a contento. Todos os parâmetros de funcionamento da cela foram avaliados através do planejamento de ensaios específicos. Os resultados dos ensaios demonstraram o atendimento aos critérios estabelecidos, indicando o potencial do projeto para o desenvolvimento de uma cela de produção de radiofármacos.

    Palavras-Chave: radiopharmaceuticals; isotope production; hot cells; air quality; clean rooms; ventilation; contamination; occupational safety; radiation protection; safety standards

  • IPEN-DOC 21701

    FAUSTINO, MAINARA G. . Desenvolvimento e validação de metodologia para determinação de metais em amostras de água por espectrometria de emissão óptica com plasma de argônio (ICP-OES) / Development and validation of methodology for determination of metals in water samples by optical emission with argon plasma spectrometry (ICP-OES) . 2015. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 148 p. Orientador: Marycel Elena Barbosa Cotrim. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-11022016-133820

    Abstract: Para atender a legislação ambiental do Conselho Nacional do Meio Ambiente (CONAMA), a Resolução CONAMA 357/2005, é necessário desenvolver metodologias que se aplicam na medição analítica de forma correta e para um controle de qualidade é necessário a aplicação da validação de metodologia. Para atender as exigências legais, o presente trabalho desenvolveu uma metodologia para a identificação de 12 elementos metálicos, tais como: Al, Ba, Ca, Cd, Cr, Cu, Fe, K, Mg, Mn, Na e Ni em águas, avaliando 14 pontos, sendo eles GU000-01 (23°46\'49.6\"S-46°47\'22\"0W), GU000-02 (23°45\'29.5\"S-46°46\'18.7\"W), GU000-03 (23°44\'52.2\"S-46°46\'13.6\"W), GU106-04 (23°44\'44.6\"S-46°45\'25.8\"W), GU000-05 (23°44\'57.5\"S-46°45\'24.2\"W), GU107-06 (23°45\'01.2\"S-46°43\'61.5\"W), GU108-07 (23°43\'64.7\"S-46°43\'42.3\"W), GU000-08 (23°42\'96.9\"S-46°43\'61.2\"W), GU109-09 (23°43\'04.6\"S-46°43\'34.0\"W), GU105-10 (23°42\'89.9\"S-46°44\'68.7\"W), GU108-11 (23°42\'53.4\"S-46°43\'44.9\"W), GU103-12 (23°41\'88.5\"S-46°44\'67.3\"W), GU102-13 (23°41\'58.0\"S-46°43\'57.3\"W), GU000-14 (23°40\'78.2\"S-46°43\'55.0\"W), distribuídos pela Represa Guarapiranga, situada no Estado de São Paulo, aplicando a metodologia validade, realizada com base no guia do Instituto Nacional de Metrologia, Qualidade e Tecnologia (INMETRO), Orientação sobre Validação de Métodos Analíticos - DOQ-CGCE-008. Foram avaliados os parâmetros: seletividade, faixa de trabalho/linearidade, limites de detecção e quantificação, tendência/recuperação, precisão, robustez e incerteza de medição. Foi utilizado a técnica de espectrometria de Emissão Óptica com Plasma de Argônio (ICP-OES). O teste de seletividade comprovou que a matriz não interfere nas curvas analíticas elaborada; a faixa de trabalho apresentou um comportamento linear, para as amostras com e sem a matriz de interesse, com um coeficiente de correlação (r), entre 0,9965 a 1,0; os limites de detecção e quantificação do método atendem aos valores máximos permitidos pela Resolução CONAMA 357/2005; com os testes de repetitividade e de recuperação o método demonstrou ser preciso e exato, além de robusto. Posteriormente foi estimado uma incerteza de medição do método. A incerteza expandida estimada variou entre 3 e 18% da concentração encontrada. A validação da metodologia permitiu a sua aplicação para a avaliação da distribuição dos 12 elementos, nas águas da represa Guarapiranga. Foram observados valores altos para Ca, Na e K, em todos os pontos de coletas analisados, evidenciando que são os elementos que fazem parte da característica geológica da área. Os elementos Fe e Al obtiveram valores acima da legislação nos pontos da Represa (G000-01, G000-02 e G000-03). Com os testes dos parâmetros para a validação, com os cálculos estatísticos aplicados, foi possível desenvolver e aplicar uma metodologia adequada para o uso pretendido.

    Palavras-Chave: water; water pollution control; control elements; metals; semimetals; plasma; icp mass spectroscopy; analytical solution; statistical data; statistical models; calculation methods; safety standards

  • IPEN-DOC 21785

    SAID, DAPHNE de S. . Estudo de metodologias de controle de qualidade do Mo-99 utilizado no preparo de geradores de Mo-99/Tc-99m / Study of methodologies for quality control of 99Mo used in 99Mo/99mTc generators] . 2016. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 121 p. Orientador: João Alberto Osso Júnior. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-13052016-130311

    Abstract: O 99mTc é o radionuclídeo mais utilizado em medicina nuclear. No Brasil os geradores de 99Mo/99mTc são produzidos exclusivamente pelo Centro de Radiofarmácia do IPEN-CNEN/SP, com 99Mo importado de diferentes fornecedores. O 99Mo (t1/2 = 66 h), por ser um produto de fissão do 235U, pode conter impurezas radionuclídicas prejudiciais à saúde humana. Dessa forma, para que o gerador seja utilizado de forma segura, é necessário que o 99Mo seja avaliado por ensaios de controle de qualidade e atenda à alguma especificação descrita em farmacopeia. A Farmacopeia Europeia (FE) apresenta monografia, com parâmetros (identificação, pureza radioquímica e pureza radionuclídica), métodos de análise, e limites, para avaliação da qualidade da solução de [99Mo] na forma de molibdato de sódio, que é utilizada como matéria-prima no preparo dos geradores de 99Mo/99mTc. No entanto, observa-se uma dificuldade na implementação e execução dos métodos por parte dos produtores de geradores, com pouca literatura sobre o assunto, provavelmente devido à falta de praticidade dos métodos propostos e à extensa lista de reagentes utilizados. Nesse trabalho foram avaliados vários parâmetros de qualidade do 99Mo descritos na monografia da FE. Foram estudados métodos de separação do 99Mo de suas impurezas radionuclídicas por extração em fase sólida (SPE) e por TLC. Após separação por SPE, foi proposta a quantificação de metais por ICP-OES para avaliar a porcentagem de retenção de Mo e a porcentagem de recuperação de Ru e Te e Sr em diversos tipos de cartuchos, em substituição ao uso de radiotraçadores. Observou-se que a marca de cartucho de SPE para separação do 99Mo recomendada pela FE apresentou baixa recuperação para Ru, quando comparado aos outros cartuchos de troca aniônica disponíveis no mercado. Amostras de 99Mo de diferentes fornecedores mundiais foram analisadas. Observou-se que é possível realizar a quantificação de 103Ru em amostras de 99Mo mesmo com tempos de decaimento acima de 4 semanas. Um método alternativo de separação do 99Mo do 131I por TLC apresentou resultados promissores. Não foi feita a quantificação das impurezas radionuclídicas emissoras beta e alfa. Todas as amostras analisadas apresentaram resultados dentro das especificações da FE para pureza radioquímica (>95%) e pureza radionuclídica.

    Palavras-Chave: icp mass spectroscopy; positron computed tomography; single photon emission computed tomography; thin-layer chromatography; tomography; solids; structure factors; gamma spectroscopy; ge semiconductor detectors; proton decay radioisotopes; isotope production; radioisotope generators; radiopharmaceuticals; molybdenum 99; technetium 99; radiation quality; quality factor; quality assurance; safety standards; quality control; radiation protection

  • IPEN-DOC 25616

    CAMPOS, FABIO E. de . Estudo, desenvolvimento e construção de célula multipropósito para produção de radiofármacos, em acordo com parâmetros e padrões de Boas Práticas de Fabricação (BPF) / Study, development and assembling of a multipurpose hot cell for radiopharmaceuticals production in accordance with the Good Manufacturing Practices (GMP) requirements . 2018. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 667 p. Orientador: Wilson Aparecido Parejo Calvo. Coorientador: Elaine Bortoleti de Araújo. DOI: 10.11606/T.85.2019.tde-08022019-100951

    Abstract: Em cumprimento aos requisitos normativos e regulatórios, considerados os padrões nacionais e internacionais de Boas Práticas de Fabricação (BPF) de medicamentos, o ambiente de produção de radiofármacos (célula) é determinante para a qualidade do medicamento, quanto aos limites estabelecidos na legislação vigente para níveis de contaminantes, discriminados como partículas não viáveis (partículas em geral) e microrganismos viáveis, corroborado, ainda, pelo fator de decaimento radioativo, uma vez que os radiofármacos devem ser liberados e administrados aos pacientes pouco tempo após sua produção. Tão importante quanto proteger o produto contra uma possível contaminação do meio ambiente é o operador estar protegido contra a contaminação pelo manuseio do produto. Assim, o estudo, concepção e desenvolvimento de uma célula nacional implicou em análises minuciosas de cada um dos elementos de composição do ambiente de produção e de sua operação, orientado pelo conceito de Quality by Design, metodologia que vem sendo aplicada, recentemente, na indústria farmacêutica. O conhecimento do produto, a configuração do espaço de operação por meio de mockup, a abordagem quanto aos atributos críticos da qualidade, com definições claras quanto aos parâmetros do processo produtivo, validados em experimentos, definiram uma célula multipropósito para produção de radiofármacos em acordo com BPF.

    Palavras-Chave: radiopharmaceuticals; isotope production; hot cells; rmb reactor; reactor design; reactor planning; environmental protection; environmental impact statements; environmental engineering; radiation protection; safety standards

  • IPEN-DOC 21857

    TOYODA, EDUARDO Y. . Evolução das doses no ambiente do Reator IEA-R1 e tendências com base nos resultados atuais / The evolution of doses in THE IEA-R1 reactor environment and tendencies based on the current results . 2016. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 99 p. Orientador: Gian Maria Agostino Angelo Sordi. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-07062016-091546

    Abstract: O Ipen/Cnen-SP possui um Reator de Pesquisa(IEA-R1) em operação desde 1957. Ele utiliza água leve como blindagem, moderador e como fluido refrigerante, o volume desta piscina é de 273m3. Até 1995 a operação do Reator era descontinua, ou seja, operava diariamente sendo desligado no final do dia, a uma potência de 2,0 MW. A partir daquele ano, após algumas modificações de segurança, o Reator passou a operar de forma continua, ou seja, de segunda-feira a quarta-feira sem ser desligado, totalizando 64 horas semanais. A potência também foi aumentando até 4,5 MW em 2012. Em virtude dessas alterações, a saber, operação contínua e do aumento da potência, as doses dos trabalhadores aumentaram e por isso foram realizados vários estudos para diminui-las. Estudos demonstraram que uma das principais limitações para operação de um reator em potência elevada, provém das radiações gama emitidas pelo sódio-24. Outros elementos como magnésio-27, Alumínio-28, Argônio-51, contribuem de forma considerável para a atividade da água da piscina. A introdução de uma camada de água quente em sua superfície, estável e isenta de elementos radioativos com 1,5m a 2m de espessura constituiria uma blindagem às radiações provenientes dos elementos radioativos dissolvidos na água. Estudos de otimização provaram que a instalação da camada quente não era necessária para o regime e potência atual de operação do Reator, pois outros procedimentos adotados eram mais eficazes. A partir desta decisão o serviço de Proteção Radiológica do Reator IEA-R1, montou um programa de avaliação das doses para certificar-se de que elas se mantinham em valores razoáveis baseados em princípios estabelecidos em normas nacionais e internacionais. O intuito deste trabalho é realizar uma análise das doses individuais dos IOE (Individuo Ocupacionalmente Expostos), considerando as mudanças no regime de operação do Reator e sugerir opções de proteção e segurança, viáveis em primeira instância, para reduzir as doses analisadas, visando se chegar aos níveis de referencia de 3 mSv/ano adotados pela instalação em apreço.

    Palavras-Chave: layers; hot-water processes; fluid injection processes; fluid-structure interactions; reactor cores; pool type reactors; surface waters; gamma radiation; dosimetry; radiation doses; dose equivalents; dose limits; dose rates; dose-response relationships; personnel monitoring; radiation protection laws; safety standards; iear-1 reactor; brazil

  • IPEN-DOC 25456

    MOTA, KARINE A.G. . Experimentação animal no Brasil: uma abordagem normativa acerca da criação, manutenção e pesquisa com animais / The animal experimentation in developing coutries: a normative approach on the use of animals in brazilian researches . 2018. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 141 p. Orientador: Olga Zazuco Higa. DOI: 10.11606/T.85.2018.tde-15052018-115616

    Abstract: O estudo se desenvolveu de forma a analisar a regulamentação normativa acerca da criação, manutenção e do uso de animais em pesquisa no Brasil, com ênfase nos roedores no que tange às instalações físicas de biotério, observado ser o animal mais facilmente utilizado em pesquisa. Motivada pelo fato da República Federativa do Brasil ter por fundamento a Dignidade da Pessoa Humana, que coloca o homem em situação singular ao amparo legal, e, essencialmente pela proteção ao meio ambiente onde se inclui o direito dos animais, em especial a vedação de maus tratos. Encontrando-se a ética no uso de animais em pesquisa, o fator determinante para o reconhecimento e garantia dos direitos dos envolvidos nesse processo. Neste aparato, a problemática proposta pôde ser representada pela seguinte pergunta: A legislação do Brasil é suficiente e eficiente para regulamentar a experimentação científica e assegurar a proteção dos direitos dos animais? O objetivo foi analisar as normas gerais jurídico-positivas aplicáveis ao uso de animais em pesquisa no Brasil.

    Palavras-Chave: laboratory animals; animal shelters; animals; bioassay; biology; research programs; quality control; quality assurance; regulations; safety standards; recommendations; brazil

  • IPEN-DOC 25966

    SILVA, JULIO BATISTA RODRIGUES DA . Fabricação e caracterização de detector de Barreira de superfície a partir de substrato de silício comercial / Fabrication and characterization of surface barrier detector from commercial silicon substrate . 2016. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 83 p. Orientador: Fábio Eduardo da Costa. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-27062016-144119

    Abstract: Neste trabalho foram desenvolvidos detectores de radiação Barreira de superfície de silício que fossem capazes de detectar a presença da radiação gama de baixa energia proveniente de sementes de iodo-125 utilizada em tratamentos de braquiterapia. A partir de substratos comerciais de silício foram desenvolvidos os detectores, de uma sequência que partiu de tratamentos químicos nas superfícies destes substratos com a intenção de minimizar os possíveis ruídos gerados, validação das amostras obtidas como diodos, assegurando características detectoras, e a efetiva utilização como detector para fontes radioativas de iodo-125 com energia em torno de 25 kev e amerício-251 com energia na ordem de 59 kev. Finalizou realizando a análise dos espectros de energia obtidos e assim foi possível observar a capacidade destes detectores para mensuração da energia proveniente destas sementes.

    Palavras-Chave: radiation detectors; gamma detection; gamma radiation; construction; radiotherapy; brachytherapy; internal irradiation; surface barrier detectors; semiconductor devices; silicon iodides; iodine 125; americium iodides; dosimetry; radiation doses; dose equivalents; comparative evaluations; safety standards

  • IPEN-DOC 23005

    ANA, VANESSA DA . A flexibilização da competência e do processo normativo em relação à segurança e a proteção radiológica / The flexibility of competence and regulatory process regarding safety and radiation protection . 2016. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 122 p. Orientador: Gian Maria Agostino Angelo, Sordi. DOI: 10.11606/D.85.2017.tde-12012017-100139

    Abstract: O uso e a aplicação cada vez mais constante da tecnologia nuclear consistente em áreas relacionadas à saúde, energia, industrial, bélica, agrícola, entre outras, faz com que haja a necessidade de uma regulamentação de acordo com os padrões de segurança e proteção radiológica internacionais. Dessa forma, utilizando-se de conceitos provenientes do Direito Constitucional, do Direito Ambiental e do Direito do Trabalho, o enfoque da presente pesquisa foi investigar a difícil questão da competência nuclear e a competência ambiental, a impossibilidade de legislar dos Estados, bem como a falta de regulamentação sobre Rejeitos radioativos. Para tanto, foram atualizados e revisados critérios e métodos de interpretação constitucional para solucionar possíveis antinomias jurídicas advindas de múltipla positivação de normas pelos entes federados que dificultam tanto o asseguramento quanto o aprimoramento da Proteção radiológica do trabalhador e do meio ambiente. Finalmente, a hipótese considerada demonstrou que as mudanças na estrutura legislativa nas três esferas de poderes são necessárias, visando à aplicabilidade de responsabilidade legal na esfera nuclear, principalmente no que se refere às entidades administrativas e estatais.

    Palavras-Chave: safety standards; radiation protection; international cooperation; environment; personnel; radioactive waste management; inspection; identification systems; physical protection devices; safeguards; security

  • IPEN-DOC 13790

    BARBOZA, ALEX . Gestao de rejeitos radioativos em servicos de medicina nuclear / Radioactive waste management of the nuclear medicine services . 2009. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 77 p. Orientador: Jose Claudio Dellamano. DOI: 10.11606/D.85.2008.tde-16062009-180157

    Abstract: O uso de radioisótopos em medicina nuclear, seja para terapia ou diagnóstico, gera rejeitos radioativos. A quantidade e características desses rejeitos variam em função da quantidade de pacientes atendidos, do tipo de procedimento realizado e do radioisótopo utilizado. A gestão desses rejeitos abrange todas as atividades técnicas e administrativas envolvidas no manuseio dos rejeitos, desde a sua geração até seu destino final e deve ser considerada e planejada desde o momento da implementação do serviço de medicina nuclear. O objetivo principal da gestão de rejeitos radioativos é garantir a proteção do homem e a preservação do meio ambiente. O regulamento que estabelece as bases para a boa gestão dos rejeitos radioativos foi elaborado pela Comissão Nacional de Energia Nuclear, em 1985. Trata-se da Norma CNEN-NE-6.05 Gerência de rejeitos radioativos em instalações radiativas que embora seja um marco relacionado à gestão dos rejeitos radioativos e ajude em grande parte no papel de orientar no projeto de um sistema de gestão em instalações radioativas de usuários de radioisótopos, aborda os tópicos de forma generalizada e não considera aspectos particulares das diferentes instalações, como é o caso dos serviços de medicina nuclear. O presente trabalho pretende colaborar com referências que forneçam orientações sobre como cumprir as exigências regulatórias e descrever o sistema de gerência de rejeitos radioativos em serviços de medicina nuclear.

    Palavras-Chave: radioactive waste management; waste disposal; radiation sources; nuclear medicine; radioisotopes; safety standards

  • IPEN-DOC 28496

    BAPTISTA, TATYANA S. . Implantação e desenvolvimento das Boas Práticas de Fabricação na produção de fontes de iodo-125 para Braquiterapia / Implementation and development of Good Manufacturing Practices in iodine-125 production for Brachytherapy . 2021. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 91 p. Orientador: Maria Elisa Chuery Martins Rostelato. DOI: 10.11606/T.85.2021.tde-28012022-165251

    Abstract: Garantia da Qualidade (GQ) consiste em um conjunto de atividades planejadas e sistematicamente implementadas no âmbito de Sistema da Qualidade, necessárias para garantir que um processo / produto / sistema estão em condições de satisfazer os requisitos da qualidade. Boas Práticas de Fabricação conhecidas como BPF ou internacionalmente como Good Manufacturing Practices (GMP), são um conjunto de procedimentos que visam garantir que produtos sejam consistentemente produzidos e controlados, de acordo com os padrões necessários de qualidade. Estes procedimentos são baseados em normas, nacionais e internacionais, específicas para cada ramo de atividade industrial. As BPFs abrangem todos os aspectos de produção, desde os insumos e matéria prima, instalações e equipamentos até o treinamento e higiene pessoal dos funcionários. Procedimentos operacionais padrão (POP's) escritos detalhados são essenciais para cada processo que possa afetar a qualidade do produto e deve haver sistemas para fornecer provas documentadas de que os procedimentos corretos são seguidos consistentemente em cada etapa do processo de fabricação. Portanto a Garantia da Qualidade incorpora as Boas Práticas de Fabricação (BPF) e outras ferramentas que visam o desenvolvimento de um produto com qualidade. As BPFs tem seus requisitos descritos em resoluções colegiadas da ANVISA e são muito semelhantes a ABNT ISO IEC 17025:2017 e aos princípios das Boas Práticas de Laboratório. O objetivo deste trabalho foi a implantação e o desenvolvimento das Boas Práticas de Fabricação através de um Sistema de Garantia da Qualidade na produção de fontes para Braquiterapia, no Centro de Tecnologia das Radiações - IPEN. Primeiramente todas as etapas de produção foram definidas e descritas em procedimentos, relacionando aos equipamentos, utilidades e instalações necessárias para sua execução. Consequentemente foi avaliado a efetividade da higienização da área produtiva através da determinação do melhor produto de limpeza aplicado (sanitizante) para reduzir a contaminação radiológica superficial a níveis aceitáveis, durante a produção das fontes de iodo-125. Neste caso foi estabelecido um programa de limpeza, onde três diferentes sanitizantes foram testados durante a produção de três lotes de iodo-125, respectivamente: (1) detergente neutro (Extran®); (2) peróxido de hidrogênio (6%) e (3) hidróxido de sódio (1M). Em outra análise, realizou-se um estudo de validação de processo, utilizando dois parâmetros: eficiência na soldagem e detecção de vazamento (estanqueidade) das sementes. A eficiência da soldagem não possui parâmetro estabelecido em normativa, sendo então avaliada visualmente pelo operador, já a detecção de vazamento, deve estar de acordo com o estabelecido na norma ISO 9.978, ou seja, ser inferior a 5nCi. Os resultados de eficiência produtiva foram de 79 a 87% e no estudo de validação para o vazamento em todas as sementes foram abaixo de 5nCi, este último em conformidade com a normativa. De acordo com os resultados relacionados aos métodos de higienização, o melhor sanitizante para remoção da contaminação superficial das sementes de iodo-125, durante a sua produção, foi o peróxido de hidrogênio. Em geral, todos estes dados, indiretamente, foram de suma importância porque avaliaram a implantação do Sistema de Garantia de Qualidade como um todo, além dos POPs elaborados, estando de acordo com os preceitos de "Boas Práticas de Fabricação".

    Palavras-Chave: iodine 125; brachytherapy; safety standards; quality assurance; radiotherapy; radiation protection; clinical trials

  • IPEN-DOC 21866

    VAZ, ANTONIO C.A. . Implementação e avaliação do sistema de proteção física do reator IEA-R1 / The implementation and evaluation of physical protection system of the IEA-R1 reactor . 2016. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 64 p. Orientador: Thadeu das Neves Conti. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-25072016-092417

    Abstract: Os ataques terroristas ocorridos nos Estados Unidos em setembro de 2001, o acidente ocorrido na central nuclear de Fukushima em março de 2011 e os recentes ataques em Paris em novembro de 2015 são exemplos de eventos que corroboram a necessidade da Agência Internacional de Energia Atômica em melhorar a segurança nas instalações nucleares. O governo brasileiro vem contribuindo com este projeto e investindo recursos para melhoria do Sistema de Proteção Física, do reator nuclear de pesquisas localizado no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares São Paulo, sistema que tecnicamente é colocado em prática pelos subsistemas de detecção, retardo e a resposta. O Sistema de Proteção Física é um conjunto integrado de pessoas, equipamentos e procedimentos usados para proteger instalações e fontes nucleares e/ou radioativas, contra ameaça, roubo, sabotagem ou outras ações dolosas causadas pelo homem; buscando sempre evitar, mitigar ou minimizar as consequências causadas por estas ações. Baseado na metodologia desenvolvida por especialistas em segurança do Sandia National Laboratories, AlbuquerqueEUA, o estudo apresenta a avaliação da eficácia do Sistema de Proteção Física do reator IEAR1. Essa metodologia possibilita a mensuração da eficácia do sistema e a identificação das suas vulnerabilidades por meio de análises hipotéticas, probabilísticas e estimativas de valores. Após a aplicação da metodologia obteve-se o valor aproximado de 40% para o indicador PE, o que demonstra a necessidade de implementar melhorias no sistema para minimizar as vulnerabilidades.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; reactor monitoring systems; reactor accidents; design-basis accidents; reactor protection systems; physical protection; quality assurance; quality control; evaluation; licensing; reliability; safety standards; agreements; iaea safeguards; standardization; validation

  • IPEN-DOC 22062

    NISTI, MARCELO B. . Lixiviação de metais e radionuclídeos em solos tropicais condicionados com fosfogesso / Lixiviation of natural radionuclides and heavy metals in tropical soils amended with phosphogypsum . 2016. Tese (Doutorado em tecnologia Nuclear ) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 149 p. Orientador: Bárbara Paci Mazzilli. DOI: 10.11606/T.85.2017.tde-23012017-090819

    Abstract: O fertilizante fosfatado brasileiro é obtido pela reação por via úmida da rocha fosfática de origem ígnea com ácido sulfúrico concentrado, obtendo como produto final, o ácido fosfórico e como resíduo, o fosfogesso, que é estocado em pilhas, a céu aberto, junto às instalações produtoras. Parte do fosfogesso vem sendo utilizada na agricultura como condicionador de solos, devido a sua alta solubilidade, podendo melhorar a estrutura do solo, reduzir a erosão do solo, aumentar os níveis de enxofre e fósforo disponíveis e melhorar a composição dos fertilizantes. Mas a presença de radionuclídeos e metais no fosfogesso impõem restrições sobre o uso na agricultura. Para garantir uma utilização segura, é importante estimar a lixiviação dos radionuclídeos e metais presente no fosfogesso. O objetivo deste trabalho foi estudar a disponibilidade dos radionuclídeos relevantes do ponto de vista radiológico (238U, 232Th, 226Ra, 228Ra, 210Pb e 210Po) e dos metais (As, Cd, Cr, Ni, Se, Hg e Pb) presentes no fosfogesso de procedência brasileira, levando em consideração sua aplicação em solo agricultável. Para esta finalidade, foi desenvolvido um protocolo experimental em escala de laboratório, no qual colunas foram preenchidas com misturas de solos arenosos e argilosos típicos brasileiros condicionados com fosfogesso. A essas colunas foi adicionada água, a fim de se alcançar uma extração branda desses elementos. Foi implantado um procedimento analítico para a determinação sequencial dos radionuclídeos de interesse na solução obtida na lixiviação. As frações disponíveis foram obtidas utilizando-se a razão entre as concentrações dos radionuclídeos no lixiviado e as concentrações dos radionuclídeos nas amostras de solo, solo condicionado com fosfogesso e fosfogesso. Os valores de concentração dos radionuclídeos 238U, 232Th, 226Ra, 228Ra, 210Pb e 210Po obtidos no fosfogesso das duas procedências variaram de 86 Bq kg-1 a 352 Bq kg-1. As concentrações de 226Ra e 228Ra obtidas no fosfogesso ficaram abaixo do limite máximo permitido pela resolução da Comissão Nacional de Energia Nuclear, atendendo às condições necessárias para o seu uso na agricultura. Os resultados obtidos para os metais As, Cd, Cr, Ni, Pb, Se e Hg no fosfogesso foram inferiores ao limite máximo para condicionador de solo e para fertilizantes estabelecidos pelo Ministério da Agricultura, Pecuária e Abastecimento, atendendo às condições necessárias para o seu uso na agricultura. Os radionuclídeos 226Ra, 210Pb, 210Po e 228Ra apresentaram frações disponíveis nos solos e solos condicionados com fosfogesso variando de 0,05% a 1,2%; para o 238U e 232Th as frações disponíveis apresentaram valores inferiores a 0,05%. Os metais apresentaram frações disponíveis nos solos e solos condicionados com fosfogesso variando de 0,05% a 1,07%. Os resultados obtidos para a fração disponível de metais e radionuclídeos no solo condicionado com fosfogesso demostraram que mesmo utilizando concentrações de fosfogesso dez vezes acima da dose recomendada, a disponibilização foi desprezível. Pode-se concluir que a utilização do fosfogesso como condicionador de solos é viável, no que concerne a disponibilidade dos metais e radionuclídeos estudados.

    Palavras-Chave: fertilizers; sulfate minerals; heavy metals; phosphorus compounds; phosphates; gypsum; radioisotopes; radium 226; radium 228; lead 210; uranium 238; uranium 232; leaching; neutron activation analysis; gamma spectroscopy; soil conservation; safety standards

  • IPEN-DOC 21700

    MARQUES, JOYCE R. . Otimização e validação de metodologia analítica para determinação de metais e semimetais em efluentes líquidos por espectrometria de emissão óptica com plasma de argônio (ICP-OES) / Optimization and validation of analytical methodology for determination of metals and semimetals in wastewater by inductively coupled plasma optical emission spectrometry (ICP-OES) . 2015. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 194 p. Orientador: Marycel Elena Barbosa Cotrim. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-11022016-132739

    Abstract: Além da Resolução CONAMA 430/11 definir limites para o lançamento de efluentes, também define que os laboratórios que realizam análises ambientais devem ser acreditados pelo INMETRO e também devem ter sistema de controle de qualidade implantado. Para o atendimento destes requisitos legais, o presente trabalho visa otimizar, validar e implantar a metodologia analítica desenvolvida e aplicada no Centro de Química e Meio Ambiente (CQMA) do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN/ CNEN SP) para a quantificação dos elementos cádmio, chumbo, cobre, prata, crômio, zinco, estanho, níquel, ferro, bário, manganês e boro em amostras de efluentes líquidos por Espectrometria de Emissão Óptica com Plasma Acoplado Indutivamente (ICP-OES). Esta metodologia é utilizada para a determinação de metais e semimetais em amostras coletadas no Programa de Monitoramento Ambiental PMA-Q do IPEN. Todo o processo de validação desta dissertação foi baseado no guia Orientativo do INMETRO DOQ-CGCRE-008 - Orientação sobre Validação de Métodos Analíticos. No estudo de seletividade verificou-se que a matriz não interfere nas curvas analíticas do método em estudo; a faixa de trabalho foi determinada com base nos valores máximos permitidos (VMP) pelas legislações ambientais vigentes (Resolução CONAMA 430/11, DE 8.468/76 e DE 15.425/80) e no histórico de dados do PMA-Q e todas as curvas analíticas apresentam comportamento linear na faixa de trabalho abrangida pelo método; os limites de detecção e quantificação do método atendem aos limites definidos pelas legislações ambientais vigentes e à precisão e exatidão necessárias; a precisão e exatidão apresentaram resultados satisfatórios para a finalidade do método analítico; além do método demonstrar-se robusto, embora seja necessário que o analista se atente à variação de alguns fatores no momento da realização das análises. Também foi possível realizar a estimativa de incerteza do método de modo que fosse alcançado nível de confiança de 95% dos resultados, foram levadas em consideração todas as etapas de preparo e análise das amostras e foi possível obter incerteza global entre 4,6% e 12,23%. Através dos resultados obtidos nos testes estatísticos e pela avaliação do analista foi possível verificar que o método desenvolvido e aplicado no CQMA é adequado para o fim pretendido.

    Palavras-Chave: environmental exposure; environmental impacts; wastes; waste water; liquid wastes; waste processing; control elements; metals; semimetals; plasma; icp mass spectroscopy; analytical solution; evaluation; safety standards

  • IPEN-DOC 21814

    SILVESTRE, LARISSA J.B. . PCRELAP5 - Programa de cálculo para os dados de entrada do código RELAP5 / PCRELAP5 - Data calculation program for RELAP 5 code . 2016. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 344 p. Orientador: Gaianê Sabundjian. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-13052016-104652

    Abstract: Após os acidentes nucleares ocorridos no mundo, critérios e requisitos extremamente rígidos para a operação das instalações nucleares foram determinados pelos órgãos internacionais que regulam essas instalações. A partir da ocorrência destes eventos, as operadoras de plantas nucleares necessitam simular alguns acidentes e transientes, por meio de programas computacionais específicos, para obter a licença de operação de uma planta nuclear. Com base neste cenário, algumas ferramentas computacionais sofisticadas têm sido utilizadas como o Reactor Excursion and Leak Analysis Program (RELAP5), que é o código mais utilizado para a análise de acidentes e transientes termo-hidráulicos em reatores nucleares no Brasil e no mundo. Uma das maiores dificuldades na simulação usando o código RELAP5 é a quantidade de informações geométricas da planta necessárias para a análise de acidentes e transientes termo-hidráulicos. Para a preparação de seus dados de entrada é necessário um grande número de operações matemáticas para calcular a geometria dos componentes. Assim, a fim de realizar estes cálculos e preparar dados de entrada para o RELAP5, um pré-processador matemático amigável foi desenvolvido, neste trabalho. O Visual Basic for Applications (VBA), combinado com o Microsoft Excel, foi utilizado e demonstrou ser um instrumento eficiente para executar uma série de tarefas no desenvolvimento desse pré-processador. A fim de atender as necessidades dos usuários do RELAP5, foi desenvolvido o Programa de Cálculo do RELAP5 PCRELAP5 onde foram codificados todos os componentes que constituem o código, neste caso, todos os cartões de entrada inclusive os opcionais de cada um deles foram programados. Adicionalmente, uma versão em inglês foi criada para PCRELAP5. Também um design amigável do PCRELAP5 foi desenvolvido com a finalidade de minimizar o tempo de preparação dos dados de entrada e diminuir os erros cometidos pelos usuários do código RELAP5. Nesse trabalho, a versão final desse pré-processador foi aplicada com sucesso para o Sistema de Injeção de Emergência (SIE) da usina Angra 2.

    Palavras-Chave: accident management; reactor accident simulation; physical protection devices; design-basis accidents; emergency plans; computer codes; programming; reactor safety; nuclear power plants; feasibility studies; safety standards; calculation methods; angra-2 reactor

  • IPEN-DOC 23013

    SILVA, MIRNA M.S. e . Processo oxidativo avançado com ozônio de efluentes contaminados por manganês e outros metais pesados originados na drenagem ácida em mina de urânio / Advanced oxidative process with ozone of effluents contaminated by manganese and other heavy metals originated in the acid drainage in uranium mine . 2016. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 146 p. Orientador: Humberto Gracher Riella. DOI: 10.11606/D.85.2017.tde-22032017-155550

    Abstract: Durante a exploração de uma mina, vários impactos são causados no meio ambiente, entre eles a geração da drenagem ácida de minas (DAM), que consiste da exposição de minerais sulfetados ao ar, água e microorganismos do tipo ferroxidantes, apresentando reações de oxidação e formação de ácido sulfúrico solubilizando metais ali presentes contaminando o solo e as águas. O objetivo deste trabalho de pesquisa foi estudar uma solução tecnológica fazendo uso da oxidação avançada com ozônio de metais pesados presentes em efluentes contaminados, em mina de urânio, com especial foco na remoção do manganês. A mina de urânio das Indústrias Nucleares do Brasil INB, em Caldas, Minas Gerais, local de aplicação deste estudo, enfrenta o problema da DAM e tem como principais contaminantes de suas águas superficiais os elementos, alumínio (Al), manganês (Mn), zinco (Zn), ferro (Fe), sulfatos (SO4+2), fluoretos (F-), metais de terras raras, alem do urânio (U) e do tório (Th). Os testes com ozônio realizados em laboratório com os efluentes da INB e in situ, mostraram uma grande eficiência para remoção do ferro, manganês e cério em até 99%. A concentração total de manganês ficou abaixo dos limites estabelecidos pela resolução 430 e 357 do CONAMA. Elementos como neodímio (Nd), lantânio (La) e zinco (Zn) pouco se oxidam com O3. O Al se mantém praticamente inalterado, enquanto que o tório e o urânio decaem, mas com o passar do tempo de ozonização voltam a se concentrar, porém com um valor inferior ao inicial. O precipitado obtido após a ozonização consiste de até 85% de oxido de manganês. A fim de descartar, após a ozonização, o efluente líquido para o ambiente é necessário uma correção do pH, de modo a atender os parâmetros da legislação CONAMA, sendo utilizado 50 a 86% menos reagente (CaOH2), do que as quantidades utilizadas no processo adotado pela INB.

    Palavras-Chave: ozone; atmospheric explosions; sulfuric acid; heavy metals; rare earths; oxidation; radioactive effluents; liquid wastes; uranium mines; drainage; manganese; ground water; waste processing; waste management; nuclear industry; environmental protection; safety standards

  • IPEN-DOC 25571

    LAINETTI, ELIZABETH B. de F. . Proposta conceitual de uma instalação para manuseio de mini porcos (minipigs) utilizados em pesquisas científicas / Conceptual proposal of a facility for handling minipigs used in scientific research . 2018. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 127 p. Orientador: Carlos Roberto Jorge Soares. DOI: 10.11606/T.85.2019.tde-22022019-143417

    Abstract: Para a realização de pesquisas científicas biológicas universais e reprodutivas, é fundamental a produção e o fornecimento de animais de laboratório de alta qualidade. Contudo, a qualidade e a saúde desses animais dependem, em grande parte, das instalações disponíveis para a sua produção e alojamento, de forma a garantir a qualidade sanitária e o seu bem-estar, respeitando os princípios éticos que regem a atividade. Nas instalações destinadas a criação, manutenção e experimentação com animais de laboratório são adotadas diretrizes, tanto nacionais como internacionais, para garantir a biossegurança e o bem-estar animal. Além disso, as instalações devem preencher outros requisitos, tais como: a funcionalidade dos ambientes, que devem possibilitar o manejo adequado e eficiente dos animais, facilitando a execução das atividades rotineiras; a climatização ambiental; a instalação de barreiras sanitárias para limitar e impedir o acesso de agentes indesejáveis; o respeito a princípios ergonômicos, para proporcionar um ambiente seguro e o bem-estar dos operadores; a biossegurança, para prevenir, minimizar ou eliminar riscos à saúde do homem e dos animais, a preservação do meio ambiente e a qualidade dos resultados. Dessa forma, o projeto das instalações é de importância vital para que os requisitos mencionados sejam atingidos, com a obtenção de animais sadios, com o mínimo de estresse, proporcionando o bem-estar e reduzindo variações que podem afetar os resultados de pesquisa. Neste documento, é apresentada uma introdução com a importância do suíno na medicina e na experimentação animal, além de alguns parâmetros importantes adotados na construção de instalações destinadas à criação e alojamento desta espécie. Finalmente, é apresentado um projeto conceitual de uma instalação, que reunirá características que representem o estado-da-arte sobre o assunto, para que o espaço destinado ao alojamento dos animais atenda, da melhor maneira, as recomendações sobre aspectos inerentes dos animais de laboratório, com relação à saúde, à alimentação, controle da transmissão de doenças, á adequação das instalações às exigências e às normas internacionais que visam o bem-estar animal. O projeto da instalação reunirá características únicas e inéditas, para que seja possível realizar pesquisas científicas avançadas, contribuindo para o crescimento da ciência nacional, bem como para o desenvolvimento inovador no âmbito da CNEN.

    Palavras-Chave: laboratory animals; biological materials; in vivo; animal tissues; safety; safety standards; biological models; miniature swine; testing; breeding; maintenance facilities; food; contamination; control; diseases; design; test facilities; quality assurance; inspection; environmental impacts; technology utilization; technology assessment

  • IPEN-DOC 21978

    MELLO, JOSÉ ROBERTO de . Regulamentação do sistema elétrico do reator IEA-R1 / Eletrical system regulations of the IEA-R1 reactor . 2016. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 92 p. Orientador: Tufic Madi Filho. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-24102016-144026

    Abstract: O reator IEA-R1 do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPENCNEN/ SP) é um reator de pesquisa tipo piscina aberta, projetado e construído pela empresa norte-americana \"Babcock & Wilcox\", tendo, como refrigerante e moderador, água leve deionizada e berílio e grafite como refletores. Até cerca de 1988, os sistemas de segurança do reator recebiam alimentação de uma única fonte de energia. Nos anos de 1989 e 1990, uma reforma de modernização do sistema elétrico para aumentar a potência do reator e, também, para atender às normas técnicas da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e da Associação Brasileira de Normas Técnicas (ABNT) foi realizada. Este trabalho tem o objetivo de mostrar a relação entre o sistema de energia elétrica e a segurança do reator IEA-R1. Além disso, ele demonstra que, caso ocorra alguma interrupção de energia elétrica durante a operação do reator, esta ocorrência não irá começar um evento de acidente.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; water cooled reactors; enriched uranium reactors; research reactors; graphite moderated reactors; beryllium moderated reactors; babcock and wilcox-dupont process; films; cooling systems; power systems; security; reactor operation; energy storage; control equipment; reactor monitoring systems; reactor core disruption; reactor accidents; safety standards; radiation protection laws; comparative evaluations

  • IPEN-DOC 27280

    GUIMARAES, RAQUEL F.L. . Segurança no transporte : uma proposta de blindagem para radiofármacos / Safety in transportation: a shielding proposal for radiopharmaceuticals . 2015. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 98 p. Orientador: Jesualdo Luiz Rossi. DOI: 10.11606/D.85.2015.tde-18092020-165421

    Abstract: A produção de radiofármacos e radiotraçadores demanda uma estrutura que envolve a extração de minério, o transporte até os pontos onde esses serão beneficiados e, após esta etapa, seu armazenamento ou transporte até os hospitais e clínicas. Um dos radiotraçadores mais utilizados é o Tc-99m, atualmente importado. Seu uso inclui diagnóstico de câncer, doenças renais, do coração, cerebrais entre outras. Este trabalho traz uma pesquisa bibliográfica, descrevendo o embalado que é usado no transporte do radionuclídeo Tc-99m. Esse radionuclídeo será inserido no gerador que será levado aos hospitais que farão uso nos como radiofármaco (terapia) ou radiotraçador (diagnóstico). Os embalados usados atualmente foram importados por empresas que já não os certificam para uso. Além disso, a construção do reator multipropósito brasileiro (RMB), implica em ter embalados para o transporte de radionuclídeos, principalmente o Tc-99m que tem amplo uso na medicina. Assim, nasceu uma nova necessidade: a de se criar um produto nacional, de valor razoavelmente próximo ao comprado anteriormente, se possível com menor tamanho e massa, de modo que se tenham meios de manter o transporte de matéria-prima e produtos não só para a medicina, mas também para áreas como indústria, agronomia entre outras. Este trabalho teve foco no embalado produzido pela empresa Nordion do Canadá, utilizado para o transporte de Mo-99 para o posterior uso em geradores de Tc-99m, analisando o existente e propondo alternativas possíveis de serem produzidos no país. O material de blindagem contra radiação indicado pela documentação da Nordion é um metal, o urânio empobrecido. Uma avaliação de exemplar existente foi feita sendo sugerido o urânio para a blindagem e materiais diversos para as demais partes. A metodologia adotada foi a pesquisa bibliográfica e de campo (para conhecimento do objeto). Como resultado, foram apresentados casks com espessura e massa para a blindagem próximas às dos atualmente utilizados.

    Palavras-Chave: shielding materials; transport; radiopharmaceuticals; mhd generators; molybdenum 99; technetium 99 target; radioisotopes; packaging rules; equivalent radiation doses; radiation dose units; interaction range; radiotherapy; diagnosis; radiation protection; recommendations; safety standards

  • IPEN-DOC 15699

    CARVALHO, CLAUDIA A.Z. de . Sistema de gestao integrado: melhores praticas para laboratorios radioecologicos / Integrated management system best practices in radioecological laboratories . 2010. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 128 p. Orientador: Desiree Moraes Zouain. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-02082011-085553

    Abstract: A pesquisa tem por objeto estudar as melhores práticas existentes para subsidiar uma proposta conceitual de SGI - Sistema de Gestão Integrado (qualidade, meio ambiente, segurança e saúde no trabalho) aplicável a Laboratórios Radioecológicos. O planejamento da pesquisa está organizado nas seguintes etapas: realizou-se, numa primeira etapa, a pesquisa bibliográfica e documental em SGI, levantamento e estudo das normas aplicáveis (SGQ NBR ISO 9000 (2005), NBR ISO 9001 (2008), NBR ISO 9004 (2000), SGA NBR ISO 14001 (2004) e SGSST OHSAS 18001 (2007) e OHSAS 18002 (2008)), identificação e caracterização de processos em Laboratórios Radioecológicos e estudo de metodologia de melhores práticas e benchmarking; na segunda etapa da pesquisa desenvolveu-se o estudo de caso (pesquisa qualitativa, com a aplicação de questionários via correio eletrônico e entrevistas presenciais, quando possível), precedido de um levantamento e seleção de Laboratórios Radioecológicos internacionais e nacionais estudados e, em seguida, esses laboratórios foram contatados e parte deles concordou em participar na pesquisa; na terceira etapa da pesquisa foi construída a matriz de melhores práticas que mostrou resultados que puderam subsidiar uma proposta conceitual de SGI para Laboratórios Radioecológicos; a quarta e última etapa da pesquisa consistiu na construção da referida proposta conceitual de estrutura de SGI para Laboratórios Radioecológicos, tendo sido, então alcançado objetivo inicial da pesquisa.

    Palavras-Chave: laboratories; radioecology; information systems; knowledge management; occupational safety; planning; iso; safety standards

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Buscar os artigos apresentados em um evento internacional de 2015, sobre loss of coolant, do autor Maprelian.

Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

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Ano de publicação: 2015

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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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