Abstract: Para o licenciamento de reatores nucleares é essencial que sejam apresentados cálculos e evidência experimental comprovando que sua operação obedece à normas de segurança impostas pelos órgãos reguladores. Este trabalho se propõe a efetuar uma análise de sensibilidade e quantificação de incertezas sobre o código TRANSURANUS adaptado para o uso do revestimento de aço inoxidável AISI-348 em varetas de combustível de um reator PWR, permitindo identificar quais os dados de entrada mais relevantes aos modelos do TRANSURANUS, bem como um intervalo de confiança para os resultados obtidos. A análise foi feita através da amostragem por métodos de Monte Carlo, onde os dados de entrada referentes à geometria e composição da vareta de combustível apresentam uma distribuição normal truncada nas tolerâncias de fabricação. Os valores aleatórios gerados foram usados como dados de entrada do TRASURANUS e, após múltiplas execuções, os resultados do TRANSURANUS referentes à temperatura central do combustível, pressão interna da vareta e deformação do revestimento foram usados para a obtenção do intervalo de confiança e a realização de uma análise de sensibilidade por decomposição da variância.

Palavras-Chave: nuclear fuel; fuel management; spent fuel elements; production; fuel rods; cladding; surface coating; stainless steel-348; pwr type reactors; activation analysis; accuracy; performance; sensitivity; data covariances; computer codes

DANTAS, ANA C.B. Análise de sensibilidade em códigos de desempenho de combustíveis nucleares. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. 2021. 78 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2021.tde-14072021-114644. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/32253. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Neste trabalho desenvolveu-se uma metodologia analítica para determinação do teor de trialometanos THMs em amostras de águas potáveis, utilizando a técnica de purga e armadilha acoplada à cromatografia a gás (GCPT). Os THMs são subprodutos da cloração da água que devem possuir um limite máximo de 100 μg.L-1 segundo a legislação brasileira, estes compostos são suspeitos carcinogênicos humanos com base em estudos em animais de laboratório. A técnica de purga e armadilha extrai eficientemente estes compostos da água e a separação no cromatógrafo a gás ocorre utilizando coluna de leve polaridade e detector por captura de elétrons. Este detector é seletivo e o mais sensível para estes compostos halogenados. A metodologia desenvolvida foi validada nos itens de: linearidade, seletividade, exatidão, precisão, limite de quantificação, limite de detecção e robustez. O limite de detecção para os THMs foi menor do que 0,5 μg.L-1. A exatidão e precisão foram adequadas para ensaios de compostos traços. As amostras de água potável foram coletadas na cidade de Suzano-SP, que pertence à região do Alto do Tietê, nesta região nas margens do rio a vegetação é predominante. Entre todos os THMs, o composto encontrado na água potável em maiores concentrações foi o clorofórmio onde os resultados quantitativos, utilizando esta metodologia apresentaram teores entre 15,9 à 111,0 μg.L-1 em águas potáveis.

Palavras-Chave: drinking water; methane; chlorination; gas chromatography; electron-capture detectors; accuracy

COSTA JUNIOR, NELSON V. da. Caracterizacao e otimizacao analitica na determinacao de trialometanos em aguas potaveis por purga e armadilha acoplada a cromatografia a gas. Orientador: Jose Oscar Willian Vega Bustillos. 2010. 77 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-12082011-154723. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9521. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Em Metrologia Nuclear, há muitos anos, o método absoluto de medida de atividade radioativa por coincidência 4πβ-γ tem sido considerado um padrão primário, em razão de seu alto grau de exatidão e por depender de grandezas observáveis para a obtenção de resultados. O Laboratório de Metrologia Nuclear (LMN), do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN), dentre suas técnicas de medida, utiliza a metodologia de coincidência 4πβ-γ. Uma nova técnica, conhecida como medida de coincidência por software tem sido empregada na padronização de radionuclídeos, com muitas vantagens sobre a metodologia convencional. Com o objetivo de atualizar sua metodologia de padronização de radionuclídeos, o LMN desenvolveu um novo sistema de medida de coincidências por software, descrito neste trabalho. O sistema eletrônico emprega os mesmos arranjos de detecção beta e gama utilizados em seus sistemas. O novo sistema é constituído por uma placa de aquisição de dados da National Instruments (NI), conectada a um microcomputador e, através de um painel de conexão, aos arranjos de detecção. O gerenciamento é obtido através de software desenvolvido em LabVIEW, proprietária da NI. Este sistema registra as amplitudes e os instantes de ocorrência dos pulsos de detecção beta e gama, em arquivos de disco. Os arquivos são posteriormente analisados por um programa apropriado, o software de análise de coincidências, de forma a obter as contagens beta, gama e de coincidências, e executando o processamento necessário para a determinação da atividade da amostra radioativa de interesse. O trabalho também apresenta e discute os resultados obtidos, utilizando a primeira versão de software desenvolvida especialmente para este trabalho, bem como perspectivas para futuros trabalhos.

Palavras-Chave: radioisotopes; radioactivity; activity meters; accuracy; coincidence methods; pulse analyzers; proportional counters; four-pi counting; programming; digital computers; l codes; radiation sources

TOLEDO, FABIO de. Desenvolvimento de um sistema eletronico com registro simultaneo de amplitude e instante de ocorrencias dos pulsos, aplicado ao metodo de coincidencias 4'pi''beta''gama'. Orientador: Mauro da Silva Dias. 2009. 92 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2009.tde-22092011-091715. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9473. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O herbicida glifosato foi introduzido no mercado em 1970 e hoje é amplamente utilizado em todo o mundo. Após a aplicação, esse herbicida pode ser metabolizado pelas plantas ou submetido à água ou ao solo e pode ser degradado por microrganismos presentes no solo. Fatores, como pH, granulometria e matéria orgânica contribuem para sua adsorção no solo. Dependendo do teor de matéria orgânica do solo, este herbicida é degradado em seu principal metabólito, o ácido aminmetilfosfônico (AMPA). Atualmente, devido à complexidade dessa matriz, não existe legislação que regule o Limite Máximo de Resíduos (LMR) de glifosato e AMPA em solo no mundo. Portanto, o objetivo deste projeto é desenvolver e validar um novo método analítico com sensibilidade, seletividade e precisão para quantificar o glifosato e AMPA no solo pela cromatografia líquida acoplada à espectrometria de massas sequencial. Neste projeto, parceria com a EMBRAPA Soja e a EMBRAPA Solo para obtenção das amostras. A preparação da amostra compreende as seguintes etapas: extração, limpeza e derivatização. A reação de derivatização, estado da arte, é o reagente fenilisotiocianato (PITC), alternativo ao 9-fluorenilmetil cloroformato (FMOC-Cl), geralmente utilizado. Esse método alternativo possui vantagens de produtividade, como uma preparação mais simples de amostra. A metodologia relatada neste trabalho é capaz de detectar resíduos de glifosato e AMPA no solo com limites de detecção e quantificação, com 5,56 e 9,47 mg kg-1 para o glifosato, respectivamente; 2,33 e 3,96 mg kg-1 para o AMPA, respectivamente. Para aplicabilidade, foram analisadas sessenta amostras de solo de diferentes regiões do Brasil. Em doze amostras, a presença de AMPA foi identificada e, em uma amostra, o glifosato foi identificado.

Palavras-Chave: herbicides; phosphonic acids; organic acids; transgenic plants; soils; sediments; trace amounts; sample preparation; elements; environmental policy; contamination; accuracy; motion detection systems; high-performance liquid chromatography; mass spectroscopy; brazil

GIMENEZ, MAISE P. Determinação do glifosato e ácido aminometilfosfônico (AMPA) em solo via HPLC-MS/MS. Orientador: Jose Oscar Willian Vega Bustillos. 2019. 124 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-17102019-143057. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30315. Acesso em: $DATA.

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Abstract: As indústrias de fertilizantes fosfatados no Brasil são responsáveis pela produção anual de 5,5x106 toneladas de um subproduto denominado fosfogesso (PG), que pode ser considerado como TENORM (Technologically Enhanced Naturally Occurring Radioactive Material) e vem sendo estocado em pilhas à céu aberto ao lado das instalações produtoras. Com a presença de radionuclídeos no fosfogesso, faz-se necessário certa restrição para seu uso na agricultura. A Agência Regulatória Brasileira - CNEN estabeleceu limites de 1 Bq g-1 para 226Ra e 228Ra para o uso de fosfogesso na agricultura. No Brasil, esse resíduo vem sendo utilizado como condicionador de solo. Para a utilização segura do PG na agricultura é importante estimar qual poder de lixiviação dos radionuclídeos presente no mesmo. O objetivo do presente trabalho é avaliar a disponibilidade do 210Po na utilização do PG na agricultura como condicionador de solo. Para isso, foi realizado experimento com colunas em PVC preenchidas com amostras de solo argiloso, solo arenoso e PG. As colunas foram lixiviadas com água deionizada. A técnica usada para a determinação de 210Po nas amostras de solo, solo + PG e PG foi a espectrometria alfa que se adéqua para a medição da concentração de 210Po em amostras ambientais, além de apresentar alta eficiência e alta sensibilidade. Para que se pudesse avaliar a disponibilidade de 210Po, a concentração obtida no lixiviado foi comparada com a concentração total de 210Po nas amostras de solo, solo + fosfogesso e fosfogesso. Os resultados obtidos para concentração de atividade de 210Po nas amostras de solo argiloso foram aproximadamente 2,5 vezes maiores do que as amostras de solo arenoso. Para as amostras de fosfogesso os resultados para concentração de atividade de 210Po variaram de 155±11 a 346±7 Bq Kg-1. Conclui-se que mesmo com a adição do fosfogesso no solo, as amostras não apresentaram um aumento na concentração final do radionuclídeo estudado. Pode-se concluir que os radionuclídeos presentes no fosfogesso não estão disponíveis no lixiviado.

Palavras-Chave: brazilian cnen; fertilizers; phosphorus compounds; gypsum; concentration ratio; polonium 210; purification; alpha spectroscopy; accuracy; agriculture

GROPPO, GUILHERME H. Disponibilidade de Po-210 na utilização do fosfogesso na agricultura. Orientador: Barbara Paci Mazzilli. 2014. 45 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2014.tde-10112014-142103. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/23178. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O presente trabalho procurou aperfeiçoar um código criado para calcular os parâmetros k0 e Q0, denominado COVAR, adicionando um outro método para a determinação do fator k0 e aprimorar a análise de covariância existente, criando uma nova versão: COVAR v4.1. O presente trabalho também desenvolveu um novo método de cálculo para os parâmetros α e vários fatores k0 em um único ajuste de mínimos quadrados, por meio de uma metodologia inédita, utilizando matrizes de covariância e todas as incertezas parciais envolvidas. Para aplicação deste método, outro código foi desenvolvido, denominado AKFIT v2.1, no qual possui a capacidade de efetuar dois ajustes, linear e não-linear, na determinação de α e k0 para várias irradiações. Foi utilizado um conjunto de dados com irradiações realizadas nos anos de 2008 e 2010, pelo Laboratório de Metrologia Nuclear (LMN) e por meio do reator nuclear IEAR-1, do IPEN-CNEN/SP, correspondendo aos radionuclídeos 95Zr, 65Zn, 69mZn, 46Sc, 140La e 60Co, resultando em 21 conjuntos de dados a serem analisados para verificar o desempenho dos códigos criados. Para COVAR v 4.1, os resultados do cálculo alternativo para o fator k0 foram próximos dos valores obtidos pelo método original do programa e foram consistentes com a literatura. Para AKFIT v2.1, realizou-se ajustes com ambas irradiações simultâneas e separadas. Os modelos ajustados concordaram com a literatura. O valor de α foi de 0,0025(83), que está de acordo com resultados obtidos anteriormente pelo LMN. As correlações entre os parâmetros k0 se comportaram como esperado, com valores menores entre diferentes elementos e maiores entre elementos iguais com diferentes energias e usando o mesmo comparador. Pode-se concluir que os métodos propostos foram capazes de calcular os valores de k0, com AKFIT v2.1 sendo uma nova técnica no qual é possível determinar dois parâmetros, α e k0, ao mesmo tempo, de modo rápido e preciso. Espera-se que o código AKFIT possa ser aperfeiçoado, adicionando mais parâmetros, como Q0 e f, tornando-o uma ferramenta de ajuste completo para a determinação de todos os parâmetros essenciais do Método k0 de AAN.

Palavras-Chave: data covariances; multivariate analysis; errors; accuracy; statistics; systems analysis; neutron activation analysis; gamma radiation; square configuration

RIBEIRO, RAFAEL V. Estudo de técnicas estatísticas aplicadas à determinação de parâmetros no método k0 de análise por ativação neutrônica. Orientador: Mauro da Silva Dias. 2017. 118 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2017.tde-24112017-113326. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28427. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O progresso de projetos anteriores salientou a necessidade de tratar o problema dos softwares para detecção, a partir de bases de dados de publicações científicas, de tendências emergentes de pesquisa e desenvolvimento. Evidenciou-se a carência de aplicações computacionais eficientes dedicadas a este propósito, que são artigos de grande utilidade para um melhor planejamento de programas de pesquisa e desenvolvimento em instituições. Foi realizada, então, uma revisão dos softwares atualmente disponíveis, para poder-se delinear claramente a oportunidade de desenvolver novas ferramentas. Como resultado, implementou-se um aplicativo chamado Citesnake, projetado especialmente para auxiliar a detecção e o estudo de tendências emergentes a partir da análise de redes de vários tipos, extraídas das bases de dados científicas. Através desta ferramenta computacional robusta e eficaz, foram conduzidas análises de frentes emergentes de pesquisa e desenvolvimento na área de Sistemas Geradores de Energia Nuclear de Geração IV, de forma que se pudesse evidenciar, dentre os tipos de reatores selecionados como os mais promissores pelo GIF - Generation IV International Forum, aqueles que mais se desenvolveram nos últimos dez anos e que se apresentam, atualmente, como os mais capazes de cumprir as promessas realizadas sobre os seus conceitos inovadores.

Palavras-Chave: reactors; power generation; reactor monitoring systems; reactor technology; site characterization; nuclear engineering; computer networks; tools; technology transfer; research programs; comparative evaluations; data covariances; data base management; data compilation; data tagging; distributed data processing; documentation; information centers; information dissemination; information retrieval; information theory; knowledge management; performance; accuracy; specificity; tolerance

REIS JUNIOR, JOSE S.B. Métodos e softwares para análise da produção científica e detecção de frentes emergentes de pesquisa. Orientador: Antonio Carlos de Oliveira Barroso. 2015. 106 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-14102016-131850. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26929. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A operação segura e confiável de usinas nucleares não depende só da excelência técnica do projeto e construção, mas também das pessoas e da organização. Por essa razão, a importância dos fatores organizacionais nos mecanismos causais de acidentes tem sido reconhecida por uma série de organizações de pesquisas na Europa, EUA e Japão. Deficiências nesses fatores revelam fragilidades na cultura de segurança da organização. Uma preocupação básica na avaliação de uma cultura de segurança é garantir que os instrumentos de pesquisa sejam válidos e confiáveis. Nas áreas de saúde e de segurança do trabalho há uma série de instrumentos para avaliar a cultura de segurança, para os quais são apresentados estudos de suas proporiedades psicométricas (confiabilidade e validade), mas muito pouco com essas qualidades na área nuclear. No caso específico do Brasil, nenhum. Portanto, o principal objetivo deste trabalho foi desenvolver um modelo capaz de avaliar com medidas válidas e confiáveis a cultura de segurança de instalações nucleares. O instrumento de pesquisa foi desenvolvido com base em princípios psicométricos estabelecidos para pesquisas quantitativas e, portanto, foram realizadas a análise da confiabilidade e as validações de conteúdo, de face e de construto. O instrumento foi aplicado nos institutos de pesquisa da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), obtendo-se um total de 226 questionários respondidos. Os resultados da pesquisa possibilitaram caracterizar demograficamente os respondentes e identificar muitos aspectos fortalecidos, mas também algumas fragilidades na cultura de segurança dos institutos avaliados. O instrumento apresentou boas evidências de confiabilidade com o coeficiente alpha de Cronbach de 0,95 para o instrumento como um todo. A validação de construto foi realizada por meio de uma análise fatorial utilizando-se a Análise de Componentes Principais (ACP) e rotação fatorial ortogonal Varimax. Os resultados da análise fatorial permitiram concluir que o instrumento possui boas evidências de validade de construto, mas também sugeriram alguns ajustes no caso de uma nova aplicação do instrumento.

Palavras-Chave: brazil; nuclear power plants; safety culture; quality control; brazilian cnen; accuracy; validation

NASCIMENTO, CLAUDIO S. do. Modelo com qualidades psicométricas para avaliação da cultura de segurança em instalações nucleares. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. Coorientador: Roberto Navarro de Mesquita. 2015. 162 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2015.tde-16092015-150718. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/23988. Acesso em: $DATA.

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