Abstract: Muitos subprodutos da indústria de alimentos são ricos em nutrientes, no entanto, ainda são pouco utilizados para consumo, pois necessitam de tratamentos que garantam a segurança microbiológica. A irradiação de alimentos é um processo que responde a esta demanda, pois reduz a população microbiana mantendo a qualidade nutricional do alimento. O objetivo deste trabalho foi estudar a ação da radiação ionizante no resíduo resultante da extração a frio de óleo de macadâmia para utilização em alimentos. Já foi estudada a utilização do resíduo para alimentação animal; entretanto, a originalidade desse trabalho é a proposta da utilização desse resíduo irradiado para consumo humano. O resíduo foi submetido à irradiação em fonte de 60Co Gammacell 220 com doses de 0 - 7,5 kGy. A radiação gama, nas doses aplicadas, não induziu mudanças significativas na composição centesimal e no perfil de ácidos graxos. A caracterização físico-química, pelos ensaios de composição centesimal, mostrou que a macadâmia e o resíduo da extração de óleo, são ricos em gorduras totais, atribuídos principalmente às gorduras monoinsaturadas, além de proteína e fibras. Todo o perfil de ácidos graxos foi analisado sendo encontrado principalmente ácido oleico (cerca de 60 %), palmitoléico (cerca de 18 %) e palmítico (cerca de 8 %). O resíduo após irradiação apresentou o mesmo perfil de ácidos graxos. Pela análise por ativação neutrônica foi possível verificar a presença de minerais relevantes. O resíduo irradiado mostrou-se ainda mais rico do que a própria noz em micronutrientes tais como Ca, K, Mn, Mg, Cu e Zn. Foram realizados ensaios microbiológicos na noz macadâmia e no resíduo irradiado e não irradiado. Foram analisados coliformes a 45°C, Salmonella sp, contagem total de bolores e leveduras, contagem total de aeróbios mesófilos e Bacillus cereus. Os ensaios realizados mostram que doses iguais ou maiores de 5 kGy são suficientes para que o resíduo da macadâmia atenda a legislação vigente e as indicações citadas na literatura, podendo ser utilizado com segurança pela indústria alimentícia.

Palavras-Chave: food industry; food processing; irradiation; microorganisms; diagnostic techniques; bioassay; ionizing radiations; gamma spectroscopy; neutron activation analysis; mechanical structures

RAO, INA P. Ação da radiação ionizante no resíduo do processo de prensagem para extração de óleo da macadâmia para utilização em alimentos. Orientador: Nélida Lúcia Del Mastro. 2020. 84 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-12032020-084046. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30925. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O desenvolvimento da tecnologia nuclear deve permitir a gestão segura dos rejeitos radioativos, provenientes das várias etapas do ciclo do combustível nuclear, da produção de radiofármacos e das aplicações de radioisótopos na medicina, indústria e centros de pesquisa. A caracterização destes rejeitos é uma tarefa complexa, devido à grande variedade de aplicações, materiais e composição. Neste trabalho foi desenvolvida uma metodologia de caracterização final de rejeitos radioativos utilizando redes neurais profundas. O método de Monte Carlo foi empregado para realizar a simulação de espectros gama, considerando o cenário de um tambor de rejeitos de 200 litros contendo até dez diferentes radionuclídeos: Am-241, Ba-133, Cd-109, Co-57, Co-60, Cs-137, Eu-152, Mn-54, Na-22, Pb-210. Os dados provenientes das simulações foram utilizados para treinar e avaliar o desempenho de diferentes arquiteturas de redes neurais profundas. A arquitetura selecionada foi VGG-19 a qual, após adaptações, apresentou o melhor desempenho na tarefa de classificação, sendo capaz de identificar quais radionuclídeos e qual a intensidade de cada radionuclídeos que compõe o espectro de radiação gama, emitido por um tambor de rejeito. Os resultados obtidos mostram que a metodologia desenvolvida pode atuar como uma importante ferramenta no processo de caracterização de rejeitos radioativos, realizada rotineiramente pelo Serviço de Gerência de Rejeitos Radioativos do IPEN, permitindo a diminuição à exposição ocupacional as radiações ionizantes.

Palavras-Chave: radioactive waste processing; neural networks; monte carlo method; calculation methods; gamma spectroscopy; site characterization

OTERO, ANDRE G.L. Aplicação de redes neurais profundas na caracterização de rejeitos radioativos. Orientador: Júlio Takehiro Marumo. 2022. 100 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2022.tde-07112022-153207. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/33602. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Neste trabalho foram determinadas as concentrações dos radionuclídeos naturais 226Ra, 232Th e 40K em amostras de areias superficiais para 16 localizações ao longo da costa da Grande Vitória, região metropolitana do estado do Espírito Santo, sudeste do Brasil. As áreas de estudo compreendem as praias de Manguinhos e Jacaraípe no município da Serra, Camburi, Praia do Canto e Curva da Jurema no município de Vitória, Praia da Costa e Praia de Itapuã no município de Vila Velha, Praia de Setibão, Setibinha, Praia do Morro, Praia das Castanheiras e Praia da Areia Preta no Município de Guarapari e areia da Reserva Paulo Cesar Vinha também localizada no município de Guarapari. Para cada sítio de estudo, três amostras foram seladas em frascos de 100 ml de polietileno de alta densidade. Após espera de aproximadamente 4 semanas para atingir o equilíbrio secular das séries do 238U e 232Th, as amostras foram medidas por espectrometria gama de alta resolução e o espectro analisado com o software WinnerGamma. A correção da auto-absorção foi realizada para todas as amostras. A concentração do 226Ra foi determinada pela média ponderada das concentrações do 214Pb e 214Bi, a concentração de 232Th pela média ponderada das concentrações dos 228Ac, 212Pb e 212Bi e a concentração de 40K pela sua transição única de 1460 keV. O equivalente em rádio e o índice gama foram obtidos a partir das concentrações de 226Ra, 232Th e 40K. As concentrações de 226Ra variaram de 3 ± 1Bq.kg-1 a 738 ± 38Bq.kg-1, com o maior valor na localidade central da Praia de Camburi. As concentrações de 232Th variaram de 7 ± 3Bq.kg-1 a 7422 ± 526Bq.kg-1, com o maior valor na Praia da Areia Preta. As concentrações de 40K variaram de 14 ± 6Bq.kg-1 a 638 ± 232Bq.kg-1, com o maior valor na Praia da Areia Preta. O cálculo do equivalente em rádio e do índice gama mostrou duas faixas distintas. Na primeira, para a maioria das praias, o equivalente em rádio variou de 15 ± 6Bq.kg-1 a 257 ± 18Bq.kg-1, abaixo do limite inferior de 370Bq.kg-1 recomendado pela OECD como adequado para uso em material de construção e o índice gama externo foi inferior ao limite aceitável de 1 sugerido pelo UNSCEAR. Na segunda, para as praias de Setibinha, Curva da Jurema, Camburi Sul e Camburi Central e Praia da Areia Preta, o equivalente em rádio variou de 820 ± 40Bq.kg-1 até 11200 ± 580Bq.kg-1, excedendo de 2 a 30 vezes o limite mínimo recomendado para aplicação na construção civil e o índice gama superou de 3 até quase 40 vezes o limite sugerido pelo UNSCEAR.

Palavras-Chave: brazil; coastal regions; sand; natural radioactivity; radium 226; thorium 232; potassium 40; sample preparation; gamma spectroscopy; high-purity ge detectors; dose equivalents

AQUINO, REGINALDO R. de. Avaliacao da radioatividade natural em areias das praias da Grande Vitoria, Espirito Santo. Orientador: Brigitte Roxana Soreanu Pecequilo. 2010. 79 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-29082011-140012. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9612. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O trabalho consistiu na realização de estudos quantitativos dos efeitos provocados pela radiação ionizante sobre os materiais utilizados em restaurações dentárias (Titânio, Amálgama, Resina Composta e Ionômero de Vidro), visando amenizar os possíveis efeitos deletérios quando da radioterapia em pacientes portadores de tumores de cabeça e pescoço, observados quando a dentição restaurada está compreendida no campo de radiação. Corpos de provas foram submetidos a feixes de radiação-X de 6 MV provenientes de um acelerador linear, marca VARIAN modelo 2100C, comumente utilizados nos tratamentos de cânceres da região da cabeça e pescoço, e disponíveis no Serviço de Radioterapia da Faculdade de Medicina de Botucatu. As amostras foram analisadas por técnica de fluorescência de raios-X comparando a composição química antes e depois da irradiação. Foram realizadas medidas de dosimetria das amostras com detectores de radiação do tipo Geiger-Müller e câmara de ionização a fim de se verificar a radiação residual nas amostras. As amostras também foram analisadas por espectrometria gama com detector de Germânio Hiper puro (HPGe). Com estas análises, pretendeu-se verificar pequenas alterações nas composições dos corpos de prova devido à interação da radiação. Os resultados deste estudo poderão incentivar a realização de pesquisas de novas alternativas de materiais utilizados em restaurações dentárias que possam contribuir para melhoria da qualidade de vida daqueles pacientes portadores de tumores da boca.

Palavras-Chave: dentistry; composite materials; x radiation; x-ray fluorescence analysis; gamma spectroscopy; radiation effects

MAIO, MIREIA F. Avaliacao dos efeitos da radiacao ionizante em materiais utilizados em restauracoes dentarias. Orientador: Adimir dos Santos. 2009. 89 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2009.tde-27102009-105515. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9408. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O excessivo processo de urbanização da Região Metropolitana de São Paulo resultou na perda das características naturais dos seus cursos d\'água ocasionando profundas alterações nos regimes de vazão e de qualidade. O objetivo desse estudo foi avaliar a concentração de metais tóxicos, os semi-metais As, Sb e Se e os elementos terras raras, presentes em amostras de sedimento superficiais coletadas nos Reservatórios Billings, Guarapiranga e Rio Grande. Os elementos Ag, Al, As, Ba, Ca, Cd, Co, Cr, Cu, Fe, K, Li, Mg, Mn, Na, Ni, Pb, Sb, Se e Zn foram determinados pela técnica de Espectrometria de Emissão Ótica com Plasma Indutivamente Acoplado (ICP OES). Alguns elementos maiores, traço e elementos terras raras (Ce, Eu, La, Lu, Nd, Sm, Tb e Yb) foram determinados pela técnica de Análise por Ativação Neutrônica Instrumental (INAA). A concentração de Hg total foi determinada pela técnica Espectrometria de Absorção Atômica com Geração de Vapor Frio (CVAAS). A validação das metodologias foi realizada por meio da análise de materiais de referência certificados. Para avaliar as possíveis fontes de contaminação antrópicas foram utilizadas as ferramentas de fator de enriquecimento (FE) e o índice de geoacumulação (IGeo). Os resultados obtidos pelas técnicas foram comparados com os valores orientadores TEL e PEL estabelecidos pelo CCME (Canadian Council of Ministers of the Environment) e adotados pela CETESB. Todos os pontos analisados apresentaram valores > TEL para todos os metais e dois pontos da represa Billings (BILL02100 e 02030), valores > PEL para As, Cr, Cu, Hg, Ni, Pb e Zn, provavelmente em decorrência do recebimento das águas do Rio Pinheiros e das bacias de drenagem do ribeirão Cocaia e Bororé. Os valores de FE e IGeo calculados apontaram possíveis contaminações antrópicas para Sb e Se para os elementos determinados por ICP OES e de As, Cr, Sb e Zn, por INAA. O reservatório Billings apresentou, em geral, as maiores concentrações para os elementos analisados, indicando uma má qualidade de seus sedimentos. Este estudo confirma a necessidade de um monitoramento frequente da qualidade do sedimento nos reservatórios estudados como procedimento indispensável para avaliação periódica da qualidade das bacias, considerando sua importância no fornecimento de água para a Região Metropolitana de São Paulo.

Palavras-Chave: toxicity; poisoning; arsenic compounds; antimony oxides; selenium oxides; rare earths; sediments; sediment-water interfaces; silt; surfaces; environmental impacts; gamma spectroscopy; emission spectroscopy; plasma impurities; steam condensers; neutron activation analysis; comparative evaluations; ecological concentration; concentration ratio; contamination

SILVA, LARISSA de S. Avaliação da concentração de metais e elementos terras raras em amostras de sedimentos dos reservatórios dos sistemas Billings e Guarapiranga. Orientador: Déborah Inês Teixeira Fávaro. 2017. 231 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2017.tde-06092017-093701. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28040. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Uma das contribuições mais relevantes para a dose efetiva recebida pelos seres humanos proveniente de fontes naturais de radiação é a dose por ingestão. As concentrações de radionuclídeos naturais em alimentos variam significativamente não apenas com os diferentes tipos de alimentos, mas também com níveis de radiação de fundo, clima e condições agrícolas. Na literatura, poucos trabalhos apresentam dados de dose efetiva pela ingestão de farinhas, amplamente utilizada como dieta de subsistência em todo o mundo. No presente trabalho, as concentrações de atividades de radionuclídeos naturais e artificiais foram analisadas por espectrometria gama de alta resolução em 38 amostras de farinha (trigo, milho, mandioca, arroz, soja, centeio, aveia e rosca) comumente comercializadas na cidade de São Paulo, Brasil. A partir dessas concentrações foram calculadas as doses efetivas por ingestão para os radionuclídeos considerados. Para os radionuclídeos naturais foram obtidas concentrações de atividade na faixa de 25 Bq.kg-1 a 663 Bq.kg-1 para o 40K, de 0,97 Bq.kg-1 a 4,47 Bq.kg-1 para o 226Ra e de 9,91 Bq.kg-1 a 42,41 Bq.kg-1 para o 232Th. As doses efetivas obtidas estão entre 0,34 μSv.a-1 e 10,56 μSv.a-1 para o 40K, entre 0,67 μSv.a-1 e 18,35 μSv.a-1 para o 226Ra e entre 5,62 μSv.a-1 a 114,02 μSv.a-1 para o 232Th. Os valores de dose efetiva recomendados pela UNSCEAR e IAEA por ingestão de alimentos contendo radionuclídeos naturais são de 140 μSv.a-1 e de 1 mSv.a-1, respectivamente, para os indivíduos do público. Todos os radionuclídeos artificiais estudados, 134Cs, 137Cs, 106Ru, 103Ru, 60Co, 131I e 241Am, apresentaram valores de concentração de atividades abaixo da concentração mínima detectável (CMD), utilizada para o cálculo de dose efetiva. Os valores médios obtidos para 134Cs, 137Cs, 106Ru, 103Ru, 60Co, 131I e 241Am foram de 0,04 μSv.a-1, 0,03 μSv.a-1, 0,13 μSv.a-1, 0,001 μSv.a-1, 0,01 μSv.a-1, 0,05 μSv.a-1 e 0,4 μSv.a-1, respectivamente, para público adulto. Para público infantil os valores médios obtidos para os radionuclídeos artificiais recomendados foram de 0,04 μSv.a-1, 0,03 μSv.a-1, 0,01 μSv.a-1, 0,9 μSv.a-1, 0,1 μSv.a-1, 0,4 μSv.a-1 e 0,6 μSv.a-1, para os radionuclídeos 134Cs, 137Cs, 106Ru, 103Ru, 60Co, 131I e 241Am, respectivamente, inferiores aos valores recomendados pelo CODEX de 1 mSv.a-1. Todas as amostras apresentaram valores de concentração de atividade na faixa dos valores da literatura e inferiores aos limites recomendados não apresentando riscos à saúde a partir da ingestão das farinhas analisadas.

Palavras-Chave: gamma spectroscopy; gamma detection; radiometric surveys; natural radioactivity; gamma radiation; sample preparation; radiation dose ranges; effective radiation doses; dose limits; gamma dosimetry; radiation detection; limiting values; food; human populations; brazil

SILVA, GRAZIELA M. da. Avaliação da radioatividade natural e artificial em farinhas comercializadas na cidade de São Paulo por espectrometria gama de alta resolução. Orientador: Brigitte Roxana Soreanu Pecequilo. 2020. 83 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-01032021-095035. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/31929. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Os radionuclídeos naturais de origem primordial, ou terrestres, são encontrados em quantidades variadas em todo meio ambiente. Nas residências, um importante incremento de dose (INDOOR), é devido aos materiais de construção, que contribuem tanto com a dose externa gama, proveniente das séries do 238U, 235U e 232Th e do radionuclídeo isolado 40K, quanto com a dose interna que é devida principalmente à inalação do 222Rn. Uma vez que rochas graníticas são amplamente utilizadas como materiais de construção, tanto estruturais como de revestimento, estas podem tornar-se uma importante fonte de dose, dependendo das concentrações de radioatividade que apresentem, e da forma e quantidade que são aplicadas nas construções. Neste trabalho foi gerado um banco de dados para rochas graníticas do escudo cristalino paranaense (principalmente da Região Metropolitana de Curitiba, RMC), que são utilizadas na construção civil avaliando em termos de proteção radiológica o incremento da dose, externa e interna, causada pela utilização destes materiais. Também foram estudadas as possíveis correlações entre a concentração de atividade de 226Ra, taxa de exalação de 222Rn, densidade, porosidade e composição química (teor de óxidos constituintes) nestas amostras. A dose externa foi avaliada por meio da técnica de espectrometria gama com detector de germânio hiperpuro, onde as concentrações de atividade dos radionuclídeos 226Ra, 232Th e 40K são os parâmetros utilizados em modelos dosimétricos (Índices Dosimétricos), os quais estabelecem limites máximos permitidos de acordo com forma, quantidade e aplicação do material de construção. Para o cálculo da dose efetiva anual externa foi adotado o modelo de sala com dimensões 4 m x 5 m x 2,8 m e todas as paredes são revestidas internamente com granitos de espessura de 2 cm e considerando o tempo de exposição anual de 7000 h, conforme sugerido pela Comissão Européia de Proteção Radiológica para materiais de revestimento interno supercial. A exposição interna foi avaliada a partir da concentração de radônio no ar da sala modelo, simulada a partir do valor da taxa de exalação supercial de 222Rn. A taxa de exalação foi determinada pela técnica de detecção passiva utilizando detectores sólidos de traços nucleares (CR-39) por meio da técnica do recipiente selado, considerando taxa de ventilação de 0,5 h-1 e tempo de exposição anual de 7000 h . Os resultados destes estudos mostram que o incremento da dose efetiva anual externa variou de (62 ± 3) μSv.a-1 a (138 ± 1) μSv.a-1 e o incremento da dose efetiva anual interna variou de (0,39 ± 0,04) μSv.a-1 a (70 ± 4) μSv.a-1. Estes valores estão abaixo do limite máximo de 1 mSv.a-1 sugerido pela Comissão Européia de Proteção Radiológica, portanto os granitos avaliados neste trabalho podem ser utilizados sem implicações radiológicas desde que obedecido o cenário descrito. Os valores obtidos para a contribuição devida à dose interna variaram de 1 % a 78 % dos valores obtidos para a respectiva dose externa, mostrando que a contribuição do radônio varia fortemente com o tipo da rocha. Os resultados das correlações entre taxa de exalação supercial de 222Rn, concentração de atividade de 226Ra, densidade, porosidade e principais óxidos componentes das amostras, mostraram que, em termos de inuência na fração de emanação do radônio, o parâmetro mais importante é a densidade, devido a baixa porosidade e a semelhança em termos de composição química entre as amostras.

Palavras-Chave: brazil; rocks; granites; buildings; materials; civil engineering; natural radioactivity; radium 226; thorium 232; potassium 40; radiation doses; inhalation; sample preparation; gamma spectroscopy; ge semiconductor detectors

FERREIRA, ADEMAR de O. Avaliação da radioatividade natural em algumas rochas graníticas do Estado do Paraná e sua utilização na construção civil. Orientador: Brigitte Roxana Soreanu Pecequilo. 2013. 114 f. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2013.tde-29042013-092059. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10204. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A radioatividade natural presente em solos, rochas e materiais de construção, devida ao 40K e às séries radioativas do 232Th e 238U é a principal contribuição à exposição externa aos seres humanos. Neste trabalho, determinou-se as concentrações de atividade de 226Ra (da série do 238U), 232Th e 40K presentes em 50 amostras de tintas látex de cor branca comercializadas no Brasil, especificamente, 15 do tipo econômico, 15 do tipo standard, 20 do tipo premium e em uma amostra de dióxido de titânio. As amostras foram seladas e armazenadas por um período mínimo de 30 dias para se alcançar o equilíbrio radioativo secular nas séries do 238U e do 232Th e medidas pela técnica analítica de espectrometria gama de alta resolução. As concentrações de atividade foram calculadas utilizando-se as médias ponderadas pelas incertezas do 214Pb e 214Bi para o 226Ra e médias ponderadas pelas incertezas do 228Ac, 212Pb e 212Bi para o 232Th. A concentração de atividade do 40K foi determinada pela sua transição única de 1460,8 keV. Fatores de autoatenuação gama foram calculados e utilizados para correção da concentração de atividade das amostras com densidade maior que 1,0 g.cm-3. Os índices radiológicos equivalente em rádio (Raeq), índice de concentração de atividade (Iγ), índice de risco à exposição gama interna (Hin), o índice de risco à exposição gama externa (Hex) e a taxa de dose (D) e dose efetiva anual (Def) foram calculados a partir das concentrações de atividade do 226Ra, 232Th e 40K. As concentrações de atividade de 226Ra das tintas variaram entre valores abaixo da atividade mínima detectável e 38,7 Bq.kg-1, as de 232Th variaram entre valores abaixo da atividade mínima detectável e 101,2 Bq.kg-1 e as de 40K variaram entre valores abaixo da atividade mínima detectável e 256 Bq.kg-1. O Raeq variou entre 1,41 Bq.kg-1 e 203 Bq.kg-1, o Iγ variou entre 0,0047 e 0,720, o Hin variou entre 0,0076 e 0,653 e o Hex variou entre 0,0038 e 0,549. A taxa de dose variou de 0,170 nGy.h-1 a 21,3 nGy.h-1 e a dose efetiva anual variou entre 0,83 μSv.a-1 e 104,2 μSv.a-1. Estes resultados mostram que as concentrações de atividades das tintas utilizadas neste estudo estão abaixo dos limites recomendados por Hassan et al. para Raeq (370 Bq.kg-1), pela Comissão Européia para o Iγ (limite de 2 para materiais superficiais) e pela Organização para Cooperação Econômica e Desenvolvimento para Hin e para Hex (ambos com limite de 1), para todas as 50 amostras estudadas, mostrando assim a segurança destas tintas com relação a proteção radiológica.

Palavras-Chave: paints; industry; commercialization; gamma spectroscopy; resource assessment; radium 226; thorium 232; potassium 40; natural radioactivity; dosimetry; radiation doses; dose equivalents; dose limits; dose rates; dose-response relationships; brazil

FONSECA, LEANDRO M. da. Avaliação da radioatividade natural em tintas de uso comercial no Brasil. Orientador: Brigitte Roxana Soreanu Pecequilo. 2016. 79 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-15062016-152051. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26616. 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.

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