Abstract: O emissor - 177Lu é um radioisótopo terapêutico promissor para o tratamento curativo de câncer usando proteínas marcadas. Possui meia-vida de 6,71 dias e energia - máxima e média de 421 e 133 keV, respectivamente, resultando na radiação de em uma pequena área do tecido. O decaimento é acompanhado pela emissão de raios-g com baixa energia de 208 keV (11%) e 113 keV (6,4%), adequados para a aquisição de imagens. O 177Lu pode ser produzido por dois métodos diferentes, diretamente, irradiando-se alvos naturais de óxido de lutécio (Lu2O3) (176Lu, 2,6%) ou em alvos de Lu2O3 enriquecidos (em 176Lu), e também indiretamente, irradiando-se os alvos de óxido de itérbio (Yb2O3), acompanhado pela separação radioquímica dos isótopos de lutécio e itérbio. O objetivo deste trabalho é o desenvolvimento de um método de produção do 177Lu através de reação nuclear (n, g), tanto pelo método direto de produção, como pelo método indireto de produção. Foram irradiados alvos de óxido de lutécio e de itérbio para a avaliação da atividade produzida e a separação química do lutécio e do itérbio foi estudada utilizando diferentes resinas de troca de íons. Para a produção direta, o melhor resultado obtido foi utilizando o alvo Lu2O3 enriquecido em 39,6%. Já pelo método indireto de produção os melhores resultados obtidos foram com o processo de separação no qual se utiliza o -HIBA 0,25M como eluente. Pelos resultados obtidos é possível produzir o 177Lu de baixa atividade específica para o uso na marcação de moléculas destinadas ao alívio de dor óssea e para radiosinoviortese.

Palavras-Chave: iear-1 reactor; lutetium 177; ytterbium; radioisotopes; radiopharmaceuticals; therapy; targets

SILVA, GIOVANA P. da. Estudo da viabilidade de produção de lutécio - 177 no reator nuclear IEA-R1 do IPEN/CNEN-SP. Orientador: João Alberto Osso Junior. 2008. 67 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2008.tde-11092009-174703. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/11655. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A Terapia por Captura de Nêutrons, NCT (Neutron Capture Therapy) é uma técnica radioterápica em que a energia útil do tratamento vem da energia liberada em uma reação nuclear e não do feixe primário, como comumente utilizado em outros procedimentos radioterápicos. O Boro, por constituir-se em um elemento de baixa toxicidade e por apresentar um isótopo (10B) com alta seção de choque para a reação 10B(n,α)7Li tem sido o elemento mais utilizado nas pesquisas que visam o aprimoramento e a promoção desta técnica, derivando daí o termo BNCT (Boron Neutron Capture Therapy). Para fins de pesquisa em BNCT foi construída ao longo de um dos extratores de feixes (BH - Beam Hole) do reator IEA-R1 uma instalação, onde filtros e moderadores são posicionados entre o núcleo do reator e a posição de irradiação com o objetivo de modular o feixe de irradiação, otimizando a componente útil do feixe, os nêutrons térmicos, e reduzindo os contaminantes, raios gama e nêutrons em outras faixas energéticas. Tem-se realizado estudos visando a implementação de melhorias na caracterização e otimização do feixe obtido nesse arranjo instalado no BH-3. Atualmente a monitoração dos nêutrons é feita através de folhas de ativação, e a componente gama pelo TLD-400. Uma nova metodologia de monitoração tem sido estudada pelo grupo. A referida técnica consiste em usar TLDs de tipos diferentes, ou seja, que possuam sensibilidades distintas aos nêutrons térmicos, em virtude de diferenças na concentração dos isótopos de Lítio. No estudo dessa nova metodologia têm sido usados os TLD-600 e TLD-700. Este trabalho propõe uma metodologia usando o par TLD-100 e TLD-700. Inicialmente foi verificada a reprodutibilidade das respostas dos TLDs 700, 400 e 100 frente a campos gama puro e campos mistos, gama e nêutron. Campos estes obtidos em arranjos usando fontes de 60Co e 241AmBe. A partir de simulações usando o VI MCNP5 foi projetado e construído um Irradiador de campos mistos, que permitiu expor os dosímetros em campos mistos com diferentes espectros energéticos. As condições criadas no irradiador permitiram verificar, como a resposta do TLD é modificada pelas mudanças no espectro energético de um campo misto gama e nêutrons de baixo fluxo. O irradiador de campo misto permitiu condições para estabelecer uma relação entre o formato da curva termoluminescente e a composição do campo misto. A relação estabelecida relaciona o fluxo relativo e a razão entre a resposta das duas regiões de interesse dos TLDs 700 e 100. A partir de campos mistos com condições controladas, esse trabalho permitiu verificar a viabilidade do uso do par de TLD-100 e TLD-700 para monitoração de nêutrons térmicos na instalação de BNCT.

Palavras-Chave: neutron capture therapy; thermal neutrons; iear-1 reactor; boron 10; lithium; americium carbonates; beryllium carbonates; cobalt alloys; cobalt 60; gamma detection; gamma spectroscopy; neutron spectroscopy; mixed spectrum reactors; mixed bed ion exchangers; particle discrimination; thermoluminescent dosemeters; glow curve; measuring methods; radiation detection; resolution; radiotherapy; nuclear medicine

PAIVA, FABIO de. Estudo das respostas de TLD tipo LiF para caracterização de campos mistos. Orientador: Paulo de Tarso Dalledone Siqueira. 2016. 99 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-18102016-105401. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26930. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O presente trabalho estudou os efeitos das intera»c~oes hiper¯nas em dois sistemas de ¶oxidos: RCoO3 (R = Gd e Tb) com estrutura perovskita e ¯lmes ¯nos monocristalinos de HfO2 por meio da t¶ecnica de Correla»c~ao Angular Gama-Gama Perturbada (CAP), com o objetivo de fazer um estudo sistem¶atico do comportamento da varia»c~ao do gradiente de campo el¶etrico em fun»c~ao da temperatura. Para realiza»c~ao das medidas de intera»c~oes de quadrupolo el¶etrico utilizamos como de pontas de prova os n¶ucleos 111In ¡!111 Cd e o 181Hf ¡!181 Ta. As amostras de perovskitas foram confeccionadas por meio de um processo qu¶³mico denominado Sol-Gel e as an¶alises foram realizadas com aux¶³lio de difra»c~ao de raios-X. As pontas de prova foram inseridas nas solu»c~oes qu¶³micas durante o preparo das amostras. Os ¯lmes ¯nos foram fornecidos pelo Laborat¶orio de Intera»c~oes Hiper¯nas da Universidade de Lisboa e a ponta de prova de 181Hf foi ativada por meio da irradia»c~ao do ¯lme ¯no no reator IEA-R1 do IPEN no tempo adequado a espessura do ¯lme. As medidas foram realizadas na faixa de temperatura de 10 - 1560 K. Os resultados das medidas das amostras de perovskita indicam uma depend^encia do GCE com o s¶³tio de ocupa»c~ao dos ¶atomos da ponta de prova e uma varia»c~ao do GCE com a temperatura, que pode ser explicada por transi»c~oes de spins no ¶atomo de Co. As medidas do GCE dos ¯lmes ¯nos com mesma espessura apresentam uma segunda fra»c~ao, al¶em daquela correspondente a freqÄu^encia da HfO2 em amostras de bulk.

Palavras-Chave: x-ray diffraction; sol-gel process; perturbed angular correlation; electric fields; temperature measurement; perovskite; oxides; rare earths; cadmium; indium; hafnium; tantalum; hyperfine structure; films; iear-1 reactor

CAVALCANTE, FABIO H. de M. Estudo de interacoes hiperfinas em oxidos RCoOsub(3) (R=Gd e Tb) e filmes finos de HfOsub(2) por meio da tecnica de espectroscopia de correlacao angular gama-gama perturbada. Orientador: Artur Wilson Carbonari. 2009. 104 f. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2009.tde-05102009-143114. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9422. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O reator de pesquisas IEA-R1 opera em regime de 40 h semanais à potência de 4,5 MW. Nestas condições, os cestos disponíveis para o armazenamento dos elementos combustíveis irradiados possuem menos de metade da sua capacidade inicial. Assim, nestas condições de operação, teremos apenas cerca de seis anos de capacidade para armazenamento. Considerando que a vida útil desejada do IEA-R1 seja de pelo menos mais 20 anos, será necessário aumentar a capacidade de armazenamento de combustível irradiado. Dr. Henrik Grahn, especialista da Agência Internacional de Energia Atômica sobre o armazenamento molhado (em piscinas de estocagem), ao visitar o reator IEA-R1 (setembro/2012) fez algumas recomendações. Entre elas, a concepção e instalação de cestos fabricados com aço inoxidável borado e internamente revestidos com uma película de alumínio, de modo que a corrosão dos elementos combustíveis não ocorresse. Após uma revisão da literatura sobre opções de materiais disponíveis para esse tipo de aplicação chegamos ao BoralcanTM fabricado pela 3M devido suas propriedades. Este trabalho apresenta estudos sobre a análise de criticalidade com o código computacional MCNP-5 utilizando duas bibliotecas americanas de dados nucleares avaliados (ENDF/B-VI e ENDF/B-VII) comparativamente. Estas análises demonstraram a possibilidade de dobrar a capacidade de armazenamento de elementos combustíveis, no mesmo espaço ocupado pelos cestos atuais, atendendo a demanda do reator de pesquisas IEA-R1 e também satisfazendo os requisitos de segurança da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e da Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA).

Palavras-Chave: research reactors; iear-1 reactor; fuel elements; fuel element clusters; fuel storage pools; spent fuel storage; fuel densification; boron; stainless steels; aluminium; monte carlo method; probability; stochastic processes; nuclear data collections; comparative evaluations

RODRIGUES, ANTONIO C.I. Estudo e projeto de novos cestos com boro para o armazenamento de elementos combustíveis queimados do reator IEA-R1. Orientador: Tufic Madi Filho. 2016. 72 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-16092016-115614. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26823. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares IPEN-CNEN/SP atualmente produz rotineiramente o combustível nuclear necessário para a operação de seu reator de pesquisas IEA-R1. Esse combustível é formado por placas combustíveis contendo núcleos de compósitos U3Si2-Al, obtidas por laminação. O processo de laminação atualmente implantado foi desenvolvido com base em informações obtidas na literatura, as quais foram usadas como premissas para a definição dos atuais procedimentos de fabricação, segundo uma metodologia de caráter essencialmente empírico. Apesar do processo de laminação atual estar perfeitamente estável e reprodutível, ele não é totalmente conhecido. O objetivo deste trabalho é caracterizar o processo de laminação de placas combustíveis adotado pelo IPEN, especificamente no que se refere à evolução dos parâmetros dimensionais da placa combustível em função da sua deformação no processo de laminação. Estão apresentados resultados da evolução das espessuras do núcleo e revestimentos da placa combustível ao longo da sua deformação, assim como dos defeitos terminais, microestrutura e porosidade do núcleo.

Palavras-Chave: brazilian cnen; iear-1 reactor; fuel plates; uranium silicides; aluminium; deformation; microstructure; mechanical properties

VIEIRA, EDEVAL. Estudo paramétrico da deformação de placas combustíveis com núcleos de dispersão Usub(3)Sisub(2)-Al. Orientador: Michelangelo Durazzo. 2011. 123 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2011.tde-02032012-133617. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10060. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares IPEN-CNEN/SP produz rotineiramente o combustível nuclear necessário para a operação de seu reator de pesquisas IEA-R1. Esse combustível é formado por placas combustíveis contendo núcleos de dispersões U3Si2-Al, obtidas por laminação. As placas combustíveis sofrem um tratamento químico para limpeza de sua superfície, com o objetivo de garantir a remoção de qualquer impureza presente em suas superfícies, incluindo resíduos de urânio. Nos últimos 10 anos foram constatados de forma esporádica aumentos significativos na atividade radioativa da água da piscina do reator IEA-R1. O aumento da atividade no ambiente do reator foi relacionado à entrada na piscina de elementos combustíveis recém-fabricados, entrando em operação. Apesar do processo de tratamento superficial atual estar perfeitamente estável e reprodutível, uma possível causa para o aumento da atividade da água da piscina do reator IEA-R1 é a presença de contaminação residual de urânio na superfície não retirada pelo tratamento químico superficial. Durante anos, esse problema não foi observado devido à baixa potência de operação do reator, no nível de 2 MW. Contudo, com o aumento da potência, acima de 3,5 MW, esse problema começou a ser observado. Esse trabalho verifica a hipótese da contaminação residual de urânio na superfície das placas combustíveis de forma estatística e caracteriza a adequação do processo de tratamento superficial de placas combustíveis. Utilizou-se uma metodologia estatística de avaliação do processo em três níveis: produção presente, contaminação intencional, produção histórica. A contagem de emissões alfa por contador de NaI permitiu a quantificação de urânio residual. Como resultado global, verificou-se que pode ocorrer contaminação abaixo de 1 g de 235U por elemento combustível. Essa contaminação não é significante para causar eventuais acidentes de aumento de atividade no reator IEA-R1. Provou-se no presente trabalho que a metodologia de contagens de emissões alfa é segura, precisa e rápida para se analisarem contaminações superficiais de urânio nas placas combustíveis.

Palavras-Chave: nuclear fuels; fuel plates; surface contamination; uranium; alpha sources; counting rates; iear-1 reactor; pool type reactors; separation processes

SANTOS, OLAIR dos. Estudos do tratamento químico da superfície de placas combustíveis nucleares. Orientador: Adonis Marcelo Saliba Silva. 2014. 80 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2014.tde-06102014-105204. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/11799. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A segurança de instalações nucleares é uma preocupação mundial que tem crescido, sobretudo, após o acidente nuclear de Fukushima. O estudo de acidentes em reatores nucleares de pesquisa tal como o Acidente de Perda de Refrigerante (APR), considerado por muitas vezes um acidente base de projeto, é importante para garantir a integridade da instalação. O APR pode levar ao descobrimento parcial ou total do núcleo do reator e, como condição de segurança, deve-se garantir que haja a remoção do calor de decaimento dos elementos combustíveis. Esse trabalho teve o objetivo de realizar experimentos de descobrimento parcial e total no Elemento Combustível Instrumentado (ECI), construído no Instituto de Pesquisas Energética e Nucleares (IPEN), a fim de estudar os possíveis APRs em reatores de pesquisa. Uma seção de testes, denominada STAR, foi projetada e construída para simular os APRs. O ECI foi irradiado no núcleo do reator IEA-R1 (IPEN) e inserido na STAR, que ficou totalmente imersa na piscina do reator. No ECI, foram instalados termopares para medição das temperaturas do revestimento e do fluido em várias posições axiais e radiais. Foram realizados experimentos para cinco níveis de descobrimento do ECI, um total e quatro parciais, em duas condições distintas de calor de decaimento. Na análise dos resultados, verificou-se que os casos de descobrimento total foram os mais críticos, ou seja, as temperaturas do revestimento foram as maiores quando comparadas com os casos de descobrimentos parciais. Adicionalmente, foi realizada a simulação numérica de dois experimentos com o código RELAP5, cujos resultados demonstraram ótima concordância com os dos níveis experimentais, e temperaturas maiores que as experimentais. As máximas temperaturas do revestimento alcançadas em todos os experimentos ficaram bem abaixo da temperatura de empolamento do combustível, que é de 500°C. Assim, a STAR provou ser um aparato experimental seguro e confiável para a realização de experimentos de perda de refrigerante.

Palavras-Chave: reactor accidents; loss of coolant; iear-1 reactor; research reactors; data covariances; sensitivity analysis; radiosensitivity effects; computer codes; simulation

MAPRELIAN, EDUARDO. Experimentos de perda de refrigerante total e parcial no reator IEA-R1. Orientador: Gaianê Sabundjian. 2018. 188 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2018.tde-05072018-162522. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29118. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Neste trabalho, propõe-se um estudo para verificação do impacto da redução na concentração de urânio nas placas laterais dos elementos combustíveis do reator IEA-R1, nas análises neutrônica e termo-hidráulica. Ao se desenvolver o referido trabalho, reproduziu-se estudo conduzido anteriormente pelo IPEN-CNEN/SP, simulando a queima de elementos combustíveis, cujas placas laterais apresentam densidade de urânio reduzida para 50, 60 e 70% em relação às demais placas do elemento combustível. Tal estudo inicia-se com a análise neutrônica, cujo primeiro passo é o cálculo das seções de choque dos materiais presentes no núcleo a partir de suas concentrações iniciais, com a utilização do código computacional HAMMER; o segundo passo é o cálculo dos fluxos de nêutrons dos grupos rápido e térmico e das densidades de potência nos elementos combustíveis estudados em modelagem do núcleo feita no código computacional CITATION, que utiliza os dados gerados pelo HAMMER. Terminada a análise neutrônica e definidos os elementos combustíveis mais críticos com maior densidade de potência, executa-se a análise termo-hidráulica, que utiliza o modelo termo-hidráulico MCTR-IEA-R1, o qual é baseado no pacote comercial EES. A densidade de potência gerada pelo CITATION é utilizada como dado de entrada da análise termo-hidráulica nas equações de balanço de energia do modelo para o cálculo das temperaturas nos pontos de interesse. Neste trabalho, é feita a comparação da operação do reator com três diferentes densidades de urânio nas placas laterais. Concluiu-se que a redução da densidade de urânio contribui para que a temperatura da superfície do revestimento não ultrapasse o limite estabelecido como condição de operação do reator; não há impacto significativo na queima final dos elementos combustíveis, nem na reatividade do reator IEA-R1. A redução de urânio nas placas laterais dos elementos combustíveis do reator IEA-R1 mostrou ser uma opção viável para evitar problemas de corrosão devido a altas temperaturas.

Palavras-Chave: iear-1 reactor; fuel elements; uranium; fuel plates; reduction; neutrons; thermal hydraulics; thermal analysis; h codes; c codes

RIOS, ILKA A. Impacto da redução na concentração de Urânio nas placas laterais dos elementos combustíveis do reator IEA-R1 nas análises neutrônica e termo-hidráulica. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. 2013. 88 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-15042013-100350. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9944. Acesso em: $DATA.

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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

VAZ, ANTONIO C.A. Implementação e avaliação do sistema de proteção física do reator IEA-R1. Orientador: Thadeu das Neves Conti. 2016. 64 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-25072016-092417. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26621. Acesso em: $DATA.

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