Abstract: Este trabalho de tese de doutorado visou identificar as matérias primas naturais produzidas no Brasil e possíveis de serem utilizadas na produção de concretos de elevada massa específica. Desenvolver uma metodologia para a caracterização, preparo, moldagem, ensaios para determinação do coeficiente de atenuação linear experimental, calculo do coeficiente de atenuação linear teórico, e determinação do Z efetivo, culminando com a confecção de um banco de dados embrionário para os concretos de elevada massa específica preparados com matérias primas nacionais. Para tanto foram identificadas onze matérias primas produzidas no Brasil com caracteísticas adequadas para a produção de concretos de elevada densidade. Apresentamos os fundamentos teóricos ao bom entendimento do trabalho tanto no campo da proteção radiológica como naquela dos conceitos que podem ser usados para a produção de blindagem às radiações gama e X. Preparamos vinte e dois tipos de concretos de elevada massa específica com a utilização de matérias primas naturais e nacionais. Os concretos desenvolvidos foram preparados, moldados e ensaiados com uma fonte de 137Cs, de 3,7 1010 Bq (1Ci) de atividade. Foram calculados os coeficientes de atenuação linear com a utilização das análises químicas dos concretos preparados e encontrados os coeficientes de atenução linear experimentais para comparação e avaliação da técnica proposta. Foram medidas as massas específicas dos concretos preparados em virtude de sua importância para a formação da seção de choque do composto quando da predominância do efeito Compton, e determinado o Z efetivo para a região predominante do efeito fotoelétrico. Por fim foram calculados os custos de produção levando-se em conta somente os custos das matérias primas. Para as massas específicas os concretos apresentaram uma variação de 2,74 kg/dm3 até 3,76 kg/dm3, já para o coeficiente de atenuação linear experimental a variação foi de 0,2137 cm-1 a 0,2860 cm-1, o Z efetivo variou de 19 a 25. Finalizando o trabalho foram discutidos os resultados e sugeridos preferências de concretos para utilização em blindagens com a aplicação de alguns conceitos. Comparando os resultados encontrados com vários outros publicados em trabalhos internacionais, verificamos o grau de similaridade.

Palavras-Chave: raw materials; concretes; cesium 137; density; shielding materials; gamma radiation; x radiation; radiation protection; attenuation; chemical analysis

ALBUQUERQUE, SERGIO M. de. Estudo para o desenvolvimento e caracterização de concretos de mass específica elevada para proteção às radiações gama e X. Orientador: Gian-Maria Agostino Angelo Sordi. 2014. 156 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2014.tde-06102014-090452. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/11808. Acesso em: $DATA.

Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.

Como referenciar este item

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

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). Orientador: Wilson Aparecido Parejo Calvo. Coorientador: Elaine Bortoleti de Araújo. 2018. 667 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2019.tde-08022019-100951. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29837. Acesso em: $DATA.

Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.

Como referenciar este item

Abstract: O Brasil planeja construir uma planta de produção do 99Mo por fissão do 235U, devido à crescente utilização deste radioisótopo no setor de medicina nuclear. Neste trabalho buscou-se estimar as características físico-químicas e radiológicas dos rejeitos radioativos que serão gerados em tal instalação, além de fornecer subsídios teóricos a serem utilizados na definição do gerenciamento desses rejeitos. Estabelecidos dois cenários de produção para este projeto e utilizando-se o código Scale®, foram calculados os inventários radioisotópicos dos fluxos de rejeitos. Considerando-se o processamento químico dos alvos de urânio, foi possível caracterizar os rejeitos a partir de suas características químicas e radiológicas. Utilizando-se o software MicroShield®, determinou-se então as concentrações de atividade desses rejeitos em até 3 meses de produção. Este trabalho ainda apresenta o cálculo das taxas de dose variando-se tanto a espessura da blindagem, a ser utilizada numa embalagem para transporte in-site, quanto a quantidade de rejeito líquido retido em tal embalagem. Os radionuclídeos responsáveis pela maior parcela da dose de radiação foram identificados de forma a facilitar a determinação do método mais apropriado para o gerenciamento dos rejeitos após sua separação e antes de seu armazenamento. Os resultados aqui apresentados constituem uma compilação inicial do que é esperado em termos de rejeitos radioativos líquidos numa planta produtora de 99Mo e podem auxiliar no desenvolvimento do plano de gerenciamento de rejeitos de tal instalação.

Palavras-Chave: radioactive waste management; radioactive waste processing; radioactive waste disposal; liquid wastes; molybdenum 99; uranium 235; fission radioisotope generators; radiation protection; radiation doses; dosimetry; chemical properties; physical properties; radiation effects; data analysis

REGO, MARIA E. de M. Gestão dos rejeitos radioativos gerados na produção de 99Mo por fissão nuclear. Orientador: Goro Hiromoto. 2013. 139 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-16122013-113937. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10584. Acesso em: $DATA.

Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.

Como referenciar este item

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

BAPTISTA, TATYANA S. Implantação e desenvolvimento das Boas Práticas de Fabricação na produção de fontes de iodo-125 para Braquiterapia. Orientador: Maria Elisa Chuery Martins Rostelato. 2021. 91 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2021.tde-28012022-165251. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/32729. Acesso em: $DATA.

Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.

Como referenciar este item

Abstract: Um programa de monitoramento para fins de proteção radiológica deve mostrar como ele auxilia na obtenção e demonstração de um grau de proteção adequado e comprovar que as condições de trabalho continuam satisfatórias com o transcorrer do tempo. Para o controle operacional das exposições à radiação ionizante em qualquer local de trabalho, a Comissão Internacional de Proteção Radiológica (CIPR) recomenda um programa de proteção radiológica operacional, proporcional ao grau de risco, para garantir o gerenciamento efetivo das medidas necessárias para se satisfazer o principio da otimização. O presente trabalho de pesquisa tem como premissa o potencial das Tecnologias da Informação e Comunicação (TIC) como ferramenta para a comunicação e disseminação do conhecimento em Proteção Radiológica. O trabalho inclui a informatização da filosofia e técnica do monitoramento e sua otimização, unificando e inter-relacionando informações advindas de diversas publicações nacionais e internacionais, oferecendo às instalações radiativas brasileiras um veículo completo para informação e pesquisa, que permite dimensionar os esforços de otimização tornando-os eficazes e justificados. O sistema oferece ainda tópicos de discussões no intuito de ampliar o repertório dos profissionais do campo da proteção radiológica, suscitando novas reflexões a favor da segurança. Trata-se dos temas desenvolvidos nesta tese, a saber: a necessidade de um monitoramento auditor e discussões mais aprofundadas sobre as exposições potenciais. As reflexões propostas na presente tese vêm ao encontro das novas exigências internacionais, propondo ações passíveis de serem incorporadas na prática laboral. Dentro dos princípios da proteção radiológica, a implementação de um programa de monitoramento auditor permite avaliar se os critérios e ações previamente estabelecidas pelo Serviço de Proteção Radiológica são ou não atendidos, se foram implementados com eficácia e se permanecem adequados. Os fatos resultantes dos procedimentos de auditoria auxiliam a detectar deficiências no processo, possibilitando conclusões e recomendações diante de possíveis fatores desencadeadores de exposições indevidas. Por meio de exames sistemáticos das atividades realizadas em cada tipo de monitoramento, a auditoria infere segurança ao processo, respaldando o trabalhador na realização do monitoramento relacionado com a tarefa e respaldando a instalação, que empreende ações responsáveis a favor da segurança. Em relação às exposições potenciais, somente duas publicações da CIPR são expressivas e desenvolvem o assunto. Entretanto, ainda que forneçam a fundamentação teórica, são incompletas em seus exemplos. Há uma grande falta de conhecimento das probabilidades de falhas, o que atualmente constitui um vasto campo de pesquisa da proteção radiológica. A presente tese propõe, a partir de árvores de falhas, caminhos que auxiliam a quantificar probabilisticamente a ocorrência das exposições potenciais e a probabilidade de se atingir um determinado valor da dose. Acreditamos que o potencial das TIC contribuirá largamente para a disseminação da informação para as instalações radiativas, estimulando o desenvolvimento neste país de grandes extensões territoriais, onde permanece um desafio oferecer o acesso à informação ao maior número de pessoas possível, minimizando custos e maximizando resultados.

Palavras-Chave: radiation protection; monitors; information systems; information dissemination; ionizing radiations; optimization; quality control

LEVY, DENISE S. Informatização e unificação dos programas de proteção radiológica: monitoramento das radiações ionizantes e sua otimização. Orientador: Gian Maria Agostino Angelo Sordi. 2015. 149 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2015.tde-15102015-090116. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/25196. Acesso em: $DATA.

Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.

Como referenciar este item

Abstract: A importância de métodos de projeto vem crescendo nos últimos anos à medida que sistemas sócio-técnicos complexos se tornam mais numerosos. Além da complexidade, o tamanho e o investimento financeiro destes sistemas amplificam a gravidade dos erros de projeto. O objetivo geral deste trabalho foi desenvolver uma metodologia de especificação e projeto que reduza o tempo e energia para desenvolver um sistema complexo cujas funções sejam conhecidas a priori, gerenciando em paralelo os riscos. O objetivo específico foi verificar a viabilidade econômica de usinas nucleares móveis de pequeno porte. Este trabalho adotou como princípio a lei construtal que prevê o sucesso de sistemas que facilitem os fluxos necessários à sua existência. Após a identificação dos fatores chave para facilitar o fluxo de informações, esta tese desenvolveu um conjunto de conceitos para facilitar o trabalho de engenharia. Aplicando tais conceitos, este trabalho desenvolveu sequências de atividades que descrevem o método proposto, sendo cada atividade detalhada por uma lista de requisitos. A demonstração das vantagens do método proposto foi feita por meio de análise de árvore de eventos e árvore de falhas. Usando o método, esta tese desenvolveu especificações e projetos em vários níveis (empresarial, usina, caldeira nuclear, circuito primário e gerador de vapor). Baseando-se em dados da marinha americana, esta tese desenvolveu um modelo de custo para reatores de pequeno porte. Concluiu que a energia nuclear pode ser competitiva se a potência elétrica média efetiva ao longo da vida útil ficar acima de 30MWe e se o tempo de vida útil for igual ou maior do que 60 anos. Tal fato decorre dos altos custos de aquisição que requerem uma vida longa para compensar o investimento e dos efeitos de economia de escala especialmente pronunciados para reatores a água pressurizada.

Palavras-Chave: mobility; nuclear power plants; energy security; energy supplies; design; nuclear engineering; metrology; ship propulsion reactors; nuclear ships; steam; vapor generators; physical vapor deposition; maritime laws; atomic energy laws; environmental policy; radiation protection

FREIRE, LUCIANO O. Metodologia de especificação e projeto aplicado a usinas nucleares móveis. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. 2018. 183 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2018.tde-01112018-155151. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29585. Acesso em: $DATA.

Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.

Como referenciar este item

Abstract: Tanto em Medicina Nuclear como em outras aplicações científicas as ferramentas para cálculos dosimétricos são de suma importância para atender os princípios básicos de proteção radiológica. Este trabalho desenvolve o manequim matemático da mulher brasileira, para ser usado como base em cálculos das Frações Absorvidas Específicas (FAEs) nos órgãos do corpo e no esqueleto, em virtude dos objetivos com relação à diagnose ou à terapia em Medicina Nuclear. O manequim ora desenvolvido é similar, na forma, ao manequim de Snyder tornando-o mais realístico para as condições antropomórficas da mulher brasileira. Para isso, utilizou-se o formalismo do método Monte Carlo, através do código computacional ALGAM-97®. Como contribuição aos objetivos deste trabalho, foi desenvolvido e implementado o sistema computacional cFAE – consulta Fração Absorvida Específica, que se torna mais versátil para a consulta do usuário pesquisador. A interface de diálogo com o operador foi projetada seguindo a atual tendência de utilização de uma linguagem orientada para o evento. Essa interface permite que o usuário navegue através dos manequins referência, escolha o órgão fonte, a energia desejada e receba as respostas num diálogo eficiente e intuitivo. O sistema fornece, além dos dados referentes à mulher brasileira, também aqueles referentes ao modelo de Snyder e ao modelo do homem brasileiro. O sistema possibilita não apenas introduzir os dados individuais para as FAEs dos três manequins, mas também a comparação entre eles.

Palavras-Chave: phantoms; fractionated irradiation; dosimetry; mathematical models; computer calculations; biological models; women; brazil; radiation protection

XIMENES, EDMIR. Modelagem computacional do manequim matemático da mulher brasileira para cálculos de dosimetria interna e para fins de comparação das frações absorvidas específicas com a mulher referência. Orientador: Gian Maria Agostini A. Sordi. 2006. 222 f. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2006.tde-11062007-134946. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/11451. Acesso em: $DATA.

Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.

Como referenciar este item

Abstract: A Agenda 2030 para o Desenvolvimento Sustentável das Nações Unidas estabelece 17 Objetivos de Desenvolvimento Sustentável (ODS). Técnicas nucleares e isotópicas contribuem diretamente para alcançar os ODS relacionados à energia, saúde humana, produção de alimentos, gerenciamento de água e proteção ambiental. Esta tese propõe um modelo de sistema de gestão da sustentabilidade para organizações operadoras de reatores nucleares de pesquisa apoiado em quatro pilares da sustentabilidade: institucional, econômico, ambiental e social. Cada pilar da sustentabilidade é formado por categorias de indicadores encontrados nas referências bibliográficas e validados por especialistas acadêmicos nucleares e de sustentabilidade, utilizando a metodologia Delphi. O modelo de sistema de gestão proposto tem uma estrutura de alto nível baseada em padrões estabelecidos pela International Organization for Standardization (ISO), considera os requisitos de segurança da International Atomic Energy Agency (IAEA) e os requisitos de sustentabilidade corporativa encontrados nas referências bibliográficas. Os requisitos e expectativas das partes interessadas são entradas do sistema de gestão. O foco do sistema de gestão é a segurança nuclear e o compromisso da organização com o desenvolvimento sustentável. Uma metodologia para a validação do sistema de gestão da sustentabilidade, uma matriz de desenvolvimento sustentável para avaliar a maturidade da gestão da sustentabilidade ao longo do tempo e um modelo de valor sustentável que avalia o caminho da organização em direção ao desenvolvimento sustentável são ferramentas que apoiam o sistema de gestão proposto. As saídas do sistema de gestão são decisões gerenciais que atendem à política, objetivos e processos da organização; produtos que atendem aos requisitos e expectativas das partes interessadas; e um Relatório de Sustentabilidade que contém indicadores nas dimensões institucional, econômica, ambiental e social. Adicionalmente, uma pesquisa de campo foi realizada para avaliar a percepção da sustentabilidade na gestão estratégica dos institutos da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) que operam reatores nucleares de pesquisa.

Palavras-Chave: sustainable development; economic development; human factors engineering; targets; international organizations; international regulations; international agreements; emissions trading; standards; international convention on nuclear safety; research reactors; nuclear facilities; nuclear power; radiation protection; environmental protection

KIBRIT, EDUARDO. Modelo de sistema de gestão da sustentabilidade para organizações operadoras de reatores nucleares de pesquisa. Orientador: Afonso Rodrigues de Aquino. 2019. 216 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2020.tde-05022020-171939. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30801. Acesso em: $DATA.

Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.

Como referenciar este item