Abstract: Um estudo do decaimento β- do 127Te, via espectroscopia gama, foi realizado utilizando um detector de HPGe de alta resolução. As medidas foram realizadas na região de energia de 30 keV a 1,0 MeV, com o objetivo de obter uma melhor compreensão de sua estrutura nuclear. As fontes radioativas de 127Te foram obtidas a partir da reação nuclear 126Te(n,γ)127Te, produzidas no reator IEA-R1 do IPEN/CNEN-SP. Cinco transições anteriormente atribuídas a este decaimento foram confirmadas com melhor precisão. Foi realizada também a medida da meia-vida do 127Te com incerteza significativamente menor. Utilizando um conjunto dos dados experimentais, selecionados da medida de espectroscopia gama, foi elaborada e aplicada uma proposta didática para alunos do Ensino Médio utilizando o programa Excel.

Palavras-Chave: tellurium 127; decay; half-life; gamma spectroscopy; high-purity ge detectors; nuclear physics; learning

BATISTA, WAGNER F. Determinacao de parametros nucleares do nucleo de sup(127)Te: uma proposta para o ensino de fisica nuclear. Orientador: Cibele Bugno Zamboni. 2011. 66 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2011.tde-01072011-135048. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9949. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Neste estudo foi realizada a avaliação de seis substâncias sintéticas resultantes de processos industriais e de atividades antropogênicas dietilftalato, dibutilftalato, nonilfenol, pentaclorofenol, bisfenol A e benzo[a]pireno os quais possuem capacidade de interferir negativamente no funcionamento normal do sistema endócrino de animais e de seres humanos (xenoestrógenos), em águas tratada e bruta de quatro municípios do Vale do Paraíba paulista. Para tanto, utilizou-se um método analítico de alta seletividade e sensibilidade, sendo a determinação por cromatografia gasosa acoplada ao detector de espectrometria de massas (GC/MS), precedida da concentração das amostras pelo método SPE (extração em fase sólida). Como não são suficientes apenas boas técnicas analíticas para garantir a qualidade dos dados gerados e a confiabilidade dos resultados, a metodologia desenvolvida foi submetida ao processo de validação, onde foram avaliados os parâmetros: seletividade, especificidade, linearidade, faixa linear de trabalho, limites de detecção e quantificação, precisão, exatidão, recuperação e robustez, além da incerteza na medição. Os resultados demonstraram que o método proposto é adequado para quantificação das amostras do rio Paraíba do Sul, e pela sua aplicação foi constatada a presença de todos os poluentes estudados tanto na água bruta quanto na potável em pelo menos um dos três períodos de amostragem, sendo as maiores concentrações mensuradas nas águas brutas e no período seco. Estes resultados evidenciam que as atividades antrópicas na região influenciam a qualidade da água do recurso hídrico estudado, bem como a qualidade da água de distribuição.

Palavras-Chave: brazil; water quality; water treatment; endocrine diseases; synthetic materials; validation; sample preparation; gas chromatography; mass spectroscopy

SOUZA, RENATA R. de. Desenvolvimento e validação de metodologia analítica para determinação de disruptores endócrinos resultantes de atividade antrópicas nas águas da região do Rio Paraíba dos Sul, SP. Orientador: Elaine Arantes Jardim Martins. 2011. 186 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2011.tde-25082011-144150. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10015. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Em testes físicos de reatores que são realizados na criticalização, após uma troca de combustível, por exemplo, como ocorre nos reatores PWR, é muito importante monitorar continuamente a reatividade durante o processo de criticalização. Medir a reatividade utilizando o método da Cinética Inversa é um processo bastante utilizado durante a operação de um reator nuclear, e é possível determinar a reatividade em tempo real baseado nas equações de cinética pontual. Essa técnica é aplicada com sucesso a altas potências, ou em núcleos que trabalham sem a existência de uma fonte externa, já que nesse caso o Termo Fonte na equação de cinética pontual pode ser desprezado. Para operações a baixas potências, a contribuição da fonte de nêutrons precisa ser levada em consideração, e isso implica em conhecer um valor proporcional à intensidade da fonte e, portanto esse valor precisa ser determinado. O Método dos Mínimos Quadrados em Cinética Inversa (Least Square Inverse Kinetics Method LSIKM) foi testado com modelo teórico e aplicado em experimentos no Reator Nuclear IPEN/MB-01 para a determinação do Termo Fonte com a utilização de um reatímetro que ignora o Termo Fonte em primeira instância. Após a determinação da Fonte S de forma consistente, seu valor foi inserido ao algoritmo de Cinética Inversa, e utilizando dados de detectores durante a criticalização, o reatímetro com Termo Fonte foi usado para medir a reatividade no domínio subcrítico, nos passos de criticalização, após experimento.

Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; criticality; reactivity meters; kinetic equations

LOUREIRO, CESAR A.D. Desenvolvimento e aplicações de reatímetro digital subcrítico. Orientador: Adimir dos Santos. 2011. 92 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2011.tde-01032012-103426. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10062. Acesso em: $DATA.

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

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

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

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Abstract: Os lodos provenientes de estação de tratamento de água brasileira são, frequentemente, dispostos e lançados diretamente nos corpos d\'água, causando um impacto negativo no meio ambiente. Também, cinzas de carvão são produzidas pela queima de carvão em usinas termelétricas e é o resíduo sólido industrial mais gerado no sul do Brasil: cerca de 4 milhões ton/ano. A disposição eficiente das cinzas de carvão é um problema devido ao seu volume maciço e aos riscos nocivos para o ambiente. O objetivo deste trabalho foi estudar a viabilidade da incorporação desses dois resíduos industriais em uma massa utilizada na fabricação de tijolos ecológicos. As amostras de cinzas leve do filtro ciclone da usina termelétrica localizada no Município de Figueira, Estado do Paraná, Brasil e o lodo de estação de tratamento de água localizada no município de Terra Preta, Estado de São Paulo, Brasil, foram utilizados no estudo. Tijolos de cinzas leve-lodo e cinzas leve-lodo-solo-cimento foram moldados e testados de acordo com padrões brasileiros. Os materiais foram caracterizados por análises físico-químicas, difração de raios X, análise térmica, análise morfológica, espectroscopia no infravermelho com transformada de Fourier e análise granulométrica. Os resultados indicaram que o lodo de estação de tratamento de água e as cinzas de carvão podem ser usados na manufatura de tijolos prensados solo-cimento de acordo com a Norma Brasileira NBR 10836/94.

Palavras-Chave: bricks; coal; ashes; sludges; industrial wastes; chemical physics; x-ray diffraction; water treatment plants

SILVA, MAURO V. da. Desenvolvimento de tijolos com incorporação de cinzas de carvão e lodo proveniente de estação de tratamento de água. Orientador: Denise Alves Fungaro. 2011. 131 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2011.tde-05032012-143621. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10064. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O diagnóstico precoce de tumores e metástase constitui atualmente o elemento de maior impacto dentro das políticas de saúde públicas contra o câncer. No câncer de mama e melanoma, a técnica de biópsia de linfonodo sentinela, para o diagnostico de metástase, tem sido muito utilizada evitando a dissecção total dos nodos da região anatômica afetada, e permitindo definir com precisão o procedimento terapêutico a utilizar. O objetivo principal deste trabalho centrou-se no desenvolvimento de conjugados radiomarcados de dextran-manose para diagnóstico, utilizando o núcleo de tecnécio altamente estável, [99mTc(CO)3]+. A cisteína, ligante tridentado, foi incorporada na estrutura dos conjugados, como agente quelante do Tecnécio-99m. As condições de marcação definidas para os produtos avaliados garantiram altos valores de pureza radioquímica (>90%) e atividade específica (>59,9 MBq/nmol) assim como uma alta estabilidade in vitro. Os conjugados de dextran-cisteína-manose demonstraram uma captação superior (4 vezes maior) nos nodos linfáticos em relação aos homólogos que não possuíam manose na estrutura. O conjugado de dextran-cisteína-manose de 30 kDa radiomarcado (99mTc-DCM2) foi o traçador com melhor desempenho biológico entre os avaliados à diferentes atividades injetadas. Demonstrou-se que concentrações superiores a 1 M favorecem a retenção do produto nos nodos linfáticos. As comparações com radiofármacos já utilizados no Brasil (Dextran-500 e Fitato) para detecção de linfonodo sentinela evidenciaram a superioridade do 99mTc-DCM2.

Palavras-Chave: carcinomas; lymph nodes; diagnosis; metastases; tracer techniques; technetium 99; labelling; radiopharmaceuticals; dextran

FERNANDEZ NUNEZ, EUTIMIO G. Desenvolvimento de conjugados de dextran manose radiomarcados para deteccao de linfonodo sentinela. Orientador: Bluma Linkowski Faintuch. 2011. 117 f. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2011.tde-29062011-164358. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9957. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Neste trabalho foram desenvolvidas amostras de materiais padrão de referência para difratometria de policristais. Materiais de alta pureza foram tratados mecânica e termicamente até atingirem as características necessárias para serem usados como materiais padrão de referência de alta qualidade, comparáveis àqueles produzidos pelo NIST. As medidas foram feitas inicialmente em vários difratômetros convencionais de laboratório de difração de raios X, com geometria de Bragg -Brentano, difratômetros de nêutrons e, posteriormente, em equipamento de alta resolução com fonte síncrotron. Os parâmetros de rede obtidos foram calculados pelo programa Origin e ajustados pelo Método dos Mínimos Quadrados. Esses ajustes foram comparados com os obtidos pelo Método de Rietveld, usando o programa GSAS através da interface gráfica EXPGUI, mostrando-se bastante satisfatórios. Os materiais obtidos foram alumina-α, ítria, silício, céria, hexaboreto de lantânio e fluoreto de lítio, que apresentaram qualidade semelhante e, em alguns casos, superiores aos padrões desenvolvidos e comercializados pelo NIST, a custos bem menores.

Palavras-Chave: diffractometers; x-ray diffraction; calibration standards; polycrystals; crystallography; crystal structure

GALVAO, ANTONIO de S. Desenvolvimento de amostras padrão de referência para difratometria. Orientador: Luis Galego Martinez. 2011. 95 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2011.tde-25082011-153452. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10005. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Neste trabalho, a investigação das propriedades de proteção proporcionadas por novos tratamentos de preparação da superfície do alumínio visando substituição de tratamentos prejudiciais ao meio ambiente e à saúde humana, foi realizada. Foram avaliados os seguintes tratamentos: passivação à base de cromo trivalente, tratamento com moléculas auto-organizáveis (Self Assembling Molecules-SAM), tratamento de imersão em água em ebulição para crescimento de óxido sobre o alumínio, imersão em água em ebulição com aditivos, especificamente, partículas de zircônia (ZrO2) e íons de cério. A combinação destes últimos tratamentos com o tratamento com moléculas autoorganizáveis também foi estudada. Foi também testado o efeito do tratamento da superfície do alumínio comercialmente puro (AA1050) com complexos de Flúor/Zircônio [ZrF6]-2. A resistência à corrosão do alumínio com os vários tratamentos foi avaliada por diversas técnicas, especificamente ensaios acelerados em câmara de névoa salina, segundo norma ASTM B-117, técnicas eletroquímicas e de microscopia eletrônica de varredura (MEV). As técnicas eletroquímicas adotadas foram medidas de potencial de circuito aberto (PCA) em função do tempo, espectroscopia de impedância eletroquímica (EIE) e curvas de polarização, anódica e catódica. Os resultados mostraram que os tratamentos à base de Zr, seja com partículas nanocerâmicas (ZrO2) ou complexos de Flúor/Zircônio [ZrF6]-2, não resultaram em aumento na resistência à corrosão do alumínio, o que ficou evidente pelos ensaios de névoa salina. O tratamento com moléculas auto-organizáveis da superfície desengraxada e desoxidada também não mostrou efeito favorável na proteção contra a corrosão do alumínio. O tratamento de imersão em água em ebulição causou a formação de um filme de óxi-hidróxido poroso que favoreceu o ataque localizado na forma de corrosão por pites nas regiões de defeitos/porosidades. O tratamento com moléculas auto-organizáveis após tratamento de imersão em água fervente, por sua vez, produziu melhoria nas propriedades de proteção da camada superficial mostrando a importância da camada de oxi-hidróxido na adsorção de moléculas auto-organizáveis. O tratamento de passivação à base de cromo trivalente adotado resultou em superfície com maior resistência à corrosão que a superfície do alumínio tratada com passivante à base de cromo hexavalente mostrando que a passivação com cromo trivalente é uma alternativa viável e equivalente àquela associada com substância tóxica e poluente, como é o caso do cromo hexavalente. O tratamento associado com as melhores características de proteção contra a corrosão do alumínio AA1050 foi o de imersão em água fervente contendo íons de cério, os quais foram incorporados ao filme de oxi-hidróxido. A presença destes íons na camada de oxi-hidróxido levou à formação de precipitados de hidróxido de cério nas regiões catódicas devido ao aumento localizado da alcalinidade. A combinação deste tratamento com o tratamento com moléculas auto-organizáveis causou a deterioração das propriedades da camada superficial ao diminuir a tendência à formação dos precipitados de cério que conferem proteção nas regiões de atividade de corrosão. A combinação de ensaios acelerados de névoa salina, técnicas eletroquímicas e avaliação por microscopia eletrônica de varredura permitiram a seleção de tratamentos de modificação da superfície do alumínio que resultam em maior resistência à corrosão.

Palavras-Chave: aluminium alloys; corrosion resistance; surface treatments; chromium; coatings; corrosion protection; cerium

SANTOS, WAGNER I.A. dos. Carcterização da resistência a corrosão de ligas de aluminio após tratamentos alternativos a cromatização, com e sem revestimento orgânico. Orientador: Isolda Costa. 2011. 120 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2011.tde-01072011-132755. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9948. Acesso em: $DATA.

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Abstract: No início dos anos 90, os primeiros indícios do tráfico ilícito de materiais nucleares e radioativos foram observados principalmente na região européia. Uma década marcada por inúmeros casos de apreensão desse tipo de material. Como resultado, esses atos passaram a ser alvo de investigações criminais forenses, desenvolvendo-se a partir daí, a ciência forense nuclear. No Brasil não há registros oficiais do tráfico ilícito de material nuclear, entretanto, é amplamente conhecida a extração e o transporte ilegal de materiais geológicos radioativos, assim como a apreensão de fragmentos de materiais utilizados como blindagem de fontes radioativas. Uma das principais ferramentas utilizadas na ciência forense nuclear consiste no estabelecimento de bancos de dados de materiais nucleares. Esses documentos devem conter o maior número possível de informações sobre as características físicas, químicas e nucleares do material apreendido, permitindo a identificação de sua origem, processo de fabricação ou mesmo a idade (age). Assim, se estabelecem padrões de composição característicos de cada material, denominados assinaturas químicas (chemical finger print). Nesse trabalho foi adotado o protocolo forense nuclear seguindo as três etapas de avaliação sugeridas pela Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA) na identificação da origem de Siliceto de urânio (U3Si2). Realizaram-se ensaios de caracterização física, química e isotópica dos materiais em estudo e compararam-se os dados com aqueles obtidos para outros compostos de urânio (Tetrafluoreto de urânio, UF4; óxidos de urânio, UO2 e U3O8; tricarbonato de amônio e uranila, TCAU) estabelecendo-se uma assinatura característica para cada um. A partir dos resultados foi possível classificar os compostos por grupos de origem, uma vez que são provenientes de diferentes processos de fabricação e/ ou origem. Demonstrou-se também a importância da criação e manutenção de um banco de dados nuclear na investigação de um evento forense nuclear.

Palavras-Chave: uranium silicides; radioactive materials; nuclear materials management; crime detection; iaea; recording systems

ROSA, DANIELE S. Caracterização química, física e isotópica de Usub(3)Sisub(2) para fins forenses nucleares. Orientador: Jorge Eduardo de Souza Sarkis. 2011. 105 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2011.tde-01032012-102729. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10061. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Este trabalho apresenta os resultados dos valores de fluxo de nêutrons obtidos a partir da implantação de uma armadilha de nêutrons no núcleo do Reator IPEN/MB-01. Foram analisadas várias configurações de armadilhas implantadas no núcleo do reator IPEN/MB-01 de forma a se eleger a armadilha mais eficiente. Para a caracterização energética, foram irradiados no centro da armadilha de nêutrons, detetores de ativação de vários materiais diferentes (Au, Sc, In, Ti, Ni). As respectivas espectrometrias gama desses elementos após a irradiação com e sem cobertura de cádmio, forneceram valores experimentais das taxas de reação nuclear (atividade de saturação) por núcleo alvo e as respectivas incertezas que servem de entrada ao código SANDBP que calculou o espectro de energia dos nêutrons no centro do Flux-Trap em 50 grupos de energia, utilizando-se dos espectros de entrada calculados na posição de irradiação (centro do \"Flux Trap\") por códigos de Física de Reatores. Os resultados obtidos constataram um aumento do fluxo de nêutrons térmico no centro da armadilha da configuração 203 em relação a configuração sem armadilha (padrão) da ordem de 350% sem contudo haver a necessidade de se aumentar a potência do reator. Foram também efetuadas comparações entre os espectros desdobrados obtidos pelo SANDBP, em relação aos calculados pelos códigos MCNP-4C e XSDRNPM. A caracterização espacial do fluxo de nêutrons térmicos é feita com folhas de ativação na forma de uma liga infinitamente diluída em massa de 1% de Au e 99% de Al em alguns pontos internos da configuração 203 (axialmente ao Flux Trap\" e adjacências radiais) e os resultados mostraram um aumento significativo da magnitude de seus valores quando comparados a configuração padrão retangular.

Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; reactor cores; neutron flux; trapping; neutron spectra; foils

MURA, LUIZ E.C. Caracterização dos campos neutrônicos obtidos por meio de armadilhas de nêutrons no interior do núcleo do reator nuclear IPEN/MB-01. Orientador: Ulysses d'Utra Bitelli. 2011. 139 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2011.tde-16092011-135032. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9999. Acesso em: $DATA.

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