Abstract: Rejeitos radioativos líquidos contendo compostos orgânicos precisam de atenção especial, porque os processos de tratamento disponíveis são caros e difíceis de serem gerenciados. A biossorção é uma potencial técnica de tratamento que tem sido estudada em rejeitos simulados. O termo biossorção é utilizado para descrever a remoção de metais, metalóides e/ou radionuclídeos por um material de origem biológica independentemente de sua atividade metabólica. Dentre as potenciais biomassas, os resíduos agrícolas apresentam características muito atraentes, pois possibilitam a remoção dos radionuclídeos presentes no rejeito utilizando um biossorvente de baixo custo. O objetivo deste estudo foi avaliar o uso potencial de diferentes biomassas originadas de produtos ou resíduos agrícolas (fibra de coco, casca de café e casca de arroz) no tratamento de rejeitos radioativos líquidos orgânicos reais. Foram realizados experimentos com essas biomassas incluindo i) Preparação, ativação e caracterização das biomassas; ii) Realização dos ensaios de biossorção e iii) Avaliação do produto da imobilização de biomassas em cimento. As biomassas foram testadas nas formas brutas e ativadas. A ativação foi realizada com soluções diluídas de HNO3 e NaOH. Os ensaios de biossorção foram realizados em frascos de polietileno, nos quais foram adicionados 10 mL do rejeito radioativo ou diluições do rejeito em água deionizada com o mesmo pH e 2 % da biomassa (m/v). No final do experimento, a biomassa foi separada por filtração e a concentração dos radioisótopos remanescente no filtrado foi determinada por ICP-OES e espectrometria gama. O rejeito estudado contém urânio natural (U (total)), amerício-241 e césio-137. Os tempos de contato adotados foram 30 min, 1, 2 e 4 horas e as concentrações estudadas variaram entre 10% e 100%. Os resultados foram avaliados por meio da capacidade máxima de sorção experimental e modelos ternários de isotermas e cinética. As maiores capacidades de sorção foram observadas com casca de café bruta, com valores aproximados de 2 mg/g de U (total), 40 x10-6 mg/g de Am-241 e 50 x10-9 mg/g de Cs-137 e, também, com fibra de coco ativada, com valores de 2 mg/g de U (total), 70 x10-6 mg/g de Am-241 e 40 x10-9 mg/g de Cs-137. As propriedades avaliadas na determinação da qualidade do produto de imobilização foram água livre, resistência mecânica, trabalhabilidade e tempo de pega. Os melhores produtos de imobilização para estas biomassas foram obtidos com uma relação água/cimento de 0,30, contendo 5%, 10% e 15% de casca café bruto, fibra de coco ativada e casca de café ativado, respectivamente. Estes resultados sugerem que a biossorção com casca de café bruta e fibra de coco sob a forma ativada podem ser aplicadas no tratamento de rejeitos radioativos líquidos orgânicos contendo urânio, amerício-241 e césio-137.

Palavras-Chave: liquid wastes; radioactive wastes; organic compounds; bioadsorbents; adsorption; biomass; waste processing; icp mass spectroscopy

FERREIRA, RAFAEL V. de P. Aplicação de biossorventes no tratamento de rejeitos radioativos líquidos. Orientador: Júlio Takehiro Marumo. 2014. 96 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2014.tde-03112014-143732. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/23499. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Diversas fontes de água mineral contêm concentrações significativas de radionuclídeos naturais dissolvidos, principalmente, radionuclídeos das séries de decaimento do 238U e 232Th e, essas águas minerais são utilizadas mundialmente devido às suas propriedades terapêuticas, porém possíveis efeitos adversos para a saúde humana podem ocorrer devido à ingestão ou inalação de substâncias radioativas presentes nessas águas, sendo um fator relevante no contexto da Proteção Radiológica. O objetivo deste trabalho foi avaliar as concentrações de atividade dos radionuclídeos 226Ra, 228Ra, 210Pb e 210Po nas fontes de águas minerais da cidade de Amparo e as doses efetivas comprometidas devido ao consumo dessas águas, bem como, caracterizar sua composição química inorgânica. A cidade de Amparo é uma estância hidromineral que pertence ao Circuito das Águas Paulista e tem 11 fontes de água mineral distribuídas pela cidade. As concentrações das atividades do 226Ra, 228Ra e 210Pb foram determinadas pela contagem alfa e beta total, após a separação radioquímica, em um detector proporcional de fluxo gasoso e do 210Po por espectrometria alfa, também após uma separação radioquímica. Os elementos Al, As, Ba, Ca, Cd, Cr, Fe, K, Mg, Mn, Na, Ni, Pb, Zn foram determinados por ICP-OES para a caracterização química inorgânica. As maiores concentrações de atividade determinadas nas fontes de água mineral foram para os radionuclídeos 228Ra e 210Pb na maioria das fontes. Os valores de concentração de atividade variaram para 226Ra de < LID a 39 ± 7 mBq L-1, para 228Ra de < LID a 99,0 ± 0,2 mBq L-1, para 210Pb de < LID a 77 ± 4 mBq L-1 e de 7,0 ± 0,6 mBq L-1 a 102 ± 11 mBq L-1 para o 210Po As maiores doses efetivas comprometidas foram obtidas para o radionuclídeo 228Ra para o público até 15 anos. Entre os elementos químicos analisados, as maiores concentrações foram determinadas para Al, Mn, Ni e Pb.

Palavras-Chave: drinking water; natural radioactivity; effective radiation doses; isotope ratio; radium 226; radium 228; lead 210; polonium 210; production; alpha particles; beta particles; radioactivity; property values; optical spectrometers; icp mass spectroscopy; comparative evaluations

CARMO, AMANDA P. do. Avaliação da concentração de atividade dos radionuclídeos Ra-226, Ra-228, Pb-210, Po-210 e caracterização química inorgânica das águas minerais da cidade de Amparo, SP. Orientador: Sandra Regina Damatto. 2020. 97 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-01032021-085144. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/31924. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O estudo da distribuição de metais em sedimentos é muito importante do ponto de vista da poluição ambiental. O reservatório de Ponte Nova, localizado na bacia superior do rio Tietê, cobre uma área de 25,7 km2 e é um importante reservatório no abastecimento de água da Região Metropolitana de São Paulo. Foram realizadas coletas de água e de perfis de sedimentos na barragem em agosto de 2018 (ponto P1) e em fevereiro de 2019 (pontos P1, P2 e P3). A Análise por Ativação com Nêutrons Instrumental (INAA) foi aplicada às amostras de sedimentos para determinar elementos majoritários (Fe, K e Na), traços (As, Ba, Br, Co, Cr, Cs, Hf, Rb, Sb, Sc, Ta, Tb, Th, U, Zn e Zr) e terras raras (Ce, Eu, La , Lu, Nd, Sm, Tb e Yb), e a técnica de Espectrometria de Emissão Ótica com Plasma Indutivamente Acoplado (ICP OES) para determinar Cd, Cu, Mn, Ni, P e Pb. Para análise de metais em água, utilizou-se a técnica de Espectrometria de Massas com Plasma Indutivamente Acoplado (ICP-MS). Os resultados de metais em água foram avaliados por comparação com a legislação CONAMA 357. Os perfis de sedimento foram avaliados com as Diretrizes Canadenses de Qualidade de Sedimentos (TEL e PEL) e com os índices de poluição, Fator de Enriquecimento (FE) e Índice de Geoacumulação (IGeo). Os valores obtidos na análise das amostras de água mostraram-se abaixo dos valores estipulados pela legislação CONAMA 357. Para os perfis de sedimento, a comparação com os valores de orientação do Canadá, mostrou que somente Cr e Pb excederam o TEL em algumas amostras. Em relação aos valores dos índices de poluição, valores de FE> 2 foram obtidos para As nos pontos P1 agosto/2018, indicando enriquecimento significativo nas primeiras camadas do perfil, e Cu e Mn enriquecimento moderado. No ponto P2, para As e Ba os valores FE ficaram no intervalo 2 < FE < 5 (enriquecimento moderado), e os resultados de IGeo foram semelhantes aos obtidos por FE. A análise estatística mostrou que os elementos analisados se agruparam de acordo com a granulometria apontando uma porcentagem maior de silte e argila nas primeiras camadas. Em comparação a estudos realizados anteriormente no reservatório, não foram observadas mudanças significativas no comportamento e na concentração dos elementos estudados, o que pode indicar que não há uma contribuição antrópica importante dos elementos analisados no reservatório.

Palavras-Chave: neutron activation analysis; water reservoirs; water pollution control; sediments; sample preparation; iron; potassium; sodium; trace amounts; rare earths; metals; spatial distribution; icp mass spectroscopy

ARRUDA, CLAUDIA S.C. de. Avaliação da distribuição de metais e outros elementos de interesse em perfis de sedimentos do Reservatório Ponte Nova, São Paulo. Orientador: Ana Maria Graciano Figueiredo. 2021. 131 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2021.tde-21102021-164607. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/32700. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O Brasil possui a sétima maior reserva geológica de urânio do mundo, com aproximadamente 310 mil toneladas. A Província Uranífera de Lagoa Real, na região de Caetité e Lagoa Real, situado no centro sul da Bahia, é considerada a mais importante província monominerálica do Brasil. A população urbana que vive no distrito uranífero nas cidades de Caetité, Lagoa Real e Livramento de Nossa Senhora usa água potável oriunda do abastecimento público. Na área rural, caracterizada por freqüentes secas, os moradores recebem água de poços escavados e perfurados como também, de pequenas barragens e reservatórios abastecidos pelas chuvas. Este trabalho determinou os níveis de radioatividade alfa e beta total e as concentrações de urânio em diversos tipos de água consumidas pela população urbana e rural da Província Uranífera de Lagoa Real. As atividades &alpha; e &beta; total foram determinadas com detector proporcional de fluxo gasoso e baixa radiação de fundo. As concentrações de urânio foram determinadas com o Espectrômetro de Massa com Fonte de Plasma Indutivo (ICP-MS). Os resultados obtidos foram comparados com as recomendações recentes de 2011 da Organização Mundial da Saúde, a portaria nº 2914 de 12/12/2011 do Ministério da Saúde e as resoluções do CONAMA. Os níveis de radiação natural variaram de 0,0041 ± 0,0004 Bq.L-1 a 0,80 ± 0,04 Bq.L-1 para a atividade alfa total e de 0,045 ± 0,003 a 3,0 ± 0,2 Bq.L-1 para a atividade beta total. Tendo como parâmetro a OMS e o MS, apenas duas amostras de água subterrânea, uma localizada na cidade de Lagoa Real e outra na cidade de Caetité apresentaram concentrações alfa total acima do valor de 0,5 Bq.L-1 descrito em suas recomendações, 0,80 ± 0,04 Bq.L-1 e 0,57 ± 0,03 Bq.L-1respectivamente. Para beta total, três amostras apresentaram níveis de radioatividade acima do limite de 1 Bq.L-1 recomendado pela Organização Mundial de Saúde e estabelecido pelo Ministério da Saúde; 3,0 ± 0,2 Bq.L-1; 1,63 ± 0,13 Bq.L-1 e 1,19 ± 0,07 Bq.L-1 todos situados no município de Lagoa Real. Duas amostras de água subterrânea no município de Caetité apresentaram concentrações de urânio acima do valor de 15 &mu;g.L-1 determinado pelo CONAMA, 20,3 ± 0,3 &mu;g.L-1 e 17,1± 0,3 &mu;g.L-1. Em Lagoa Real, uma amostra apresentou níveis de urânio seis vezes superior ao limite estabelecido pelo Conselho Nacional de Meio Ambiente, 89,5 ± 1,5 &mu;g.L-1. A Organização Mundial da Saúde em 2004 estabeleceu em suas recomendações o limite de 15 &mu;g.L-1 como a concentração máxima de urânio na água potável. Em 2011 a OMS aumentou este limite para 30 &mu;g.L-1. Levando-se em consideração as atuais recomendações da OMS, apenas a concentração de uma amostra de água apresentou níveis de urânio acima do recomendado, 89,5 ± 1,5 &mu;g.L-1 no município de Lagoa Real.

Palavras-Chave: brazil; drinking water; natural radioactivity; uranium; icp mass spectroscopy

SILVA, LUCIANA S. Avaliação da radioatividade natural em águas potáveis de superfície e subterrâneas da Região de Caetité, BA. Orientador: Brigitte Roxana Soreanu Pecequilo. 2011. 114 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2011.tde-01032012-100446. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10065. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A amostragem ambiental por esfregaço ou swipe samples é uma metodologia que vem sendo empregada rotineiramente pela Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA) para verificar se os Estados signatários do Acordo de Salvaguardas estão realizando atividades nucleares não declaradas. A análise dessas amostras ambientais é complementar aos procedimentos de salvaguardas convencionais para a verificação das informações cedidas pelos Estados. Neste trabalho, foi descrita uma metodologia que visa a fortalecer os processos de salvaguarda nuclear e da ciência forense nuclear no país. A proposta é estudar e avaliar a técnica de ablação à laser acoplada a um espectrômetro de massa de alta resolução com fonte de plasma indutivamente acoplado (LA-HR-ICP-MS Laser Ablation High Resolution Inductively Coupled Plasma Mass Spectrometry), como técnica alternativa para a análise das amostras de esfregaço. Adicionalmente, foram empregadas outras técnicas complementares (atividade radioativa, microscopia eletrônica de varredura e espectroscopia de energia dispersiva) com o intuito de garantir maior segurança ao processo de inspeção de salvaguardas e investigações forenses nucleares. A precisão, medida através do desvio padrão relativo (DPR),dos resultados obtidos para as razões isotópicas 234U/238U, 235U/238U e 236U/238U do padrão analisado (CRM -125A) para a medida do fator de discriminação de massa foram, respectivamente, 1,3 %, 0,2 % e 7,6 %. Já as incertezas percentuais (u %), que também contemplam o DPR das medições, variaram de 3,5 % a 29,8 % para as medições da razão isotópica 235U/238U e de 16,6 % a 42,9 % para a razão isotópica 234U/238U. Esses valores mostraram-se compatíveis com outros estudos que utilizaram a mesma técnica para análise de amostras reais coletadas em uma instalação nuclear. As amostras coletadas apresentaram nível de enriquecimento que variou de (2,3 ± 0,7) % (amostra 3 corredor de acesso à instalação) a (17,3 ± 2,8) % (amostra 18 bancada de recuperação de UF4). A partir da coleta de amostras nesses diversos pontos, desde a entrada da instalação até a bancada em que se manuseia o urânio enriquecido, foi possível detectar diversos níveis de enriquecimento no isótopo 235U.

Palavras-Chave: nuclear materials management; crime detection; safety; security; iaea safeguards; laser isotope separation; lasers; icp mass spectroscopy; ablation; isotope ratio; isotope separation; mass spectroscopy; radioactivation; scanning electron microscopy; uranium; uranium 235

MARIN, RAFAEL C. Desenvolvimento de metodologias utilizadas nas áreas de salvaguardas e forense nuclear baseadas na técnica LA-HR-ICP-MS. Orientador: Jorge Eduardo de Souza Sarkis. 2013. 135 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-18022014-134520. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10589. Acesso em: $DATA.

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Abstract: 90Y (T1/2 = 2,67 dias; E&beta;máx = 2,28 MeV) é um radionuclídeo com eficácia estabelecida para diversas terapias de câncer, marcando biomoléculas e no tratamento da radiosinovectomia. Devido às suas propriedades nucleares, é obtido através do decaimento do 90Sr (T1/2 = 28 anos), na forma de um gerador. Vários tipos de geradores de 90Sr/90Y foram desenvolvidos, e os mais empregados são os que usam resinas de troca catiônica, onde Sr e Y são adsorvidos e 90Y é seletivamente eluído com acetato ou EDTA. A desvantagem deste tipo de gerador é a radiólise, que degrada o seu uso. O gerador eletroquímico é uma solução proposta devido ao fato de não haver efeitos significativos da radiação sobre o próprio gerador. Neste conceito, a diferença entre os potenciais eletroquímicos dos elementos Y e Sr é utilizada para se obter uma rápida separação do 90Y do 90Sr. A produção de 90Y via formação de colóides é o método mais simples para a separação, baseando-se na formação de colóides de Y em pH altamente alcalino, podendo ser filtrado e separado do Sr, sendo posteriormente dissolvido em HCl. O objetivo deste trabalho consistiu no desenvolvimento de tecnologias para o preparo de geradores de 90Sr/90Y, onde foram desenvolvidos três tecnologias, a saber: geradores do tipo coluna utilizando resinas catiônicas, geradores via formação de colóides e geradores eletroquímicos. Foram também avaliadas metodologias para o controle de qualidade radionuclídico do 90Y dos geradores desenvolvidos: cintilação líquida, identidade radionuclídica, cromatografia por extração em papel (EPC) utilizando complexantes para 90Y e técnica por Espectrometria de Emissão Ótica com Plasma Indutivamente Acoplado (ICPOES). Os resultados mostraram que os geradores utilizando resinas catiônicas obtiveram os melhores resultados em relação ao rendimento e eficiência (~ 83%) de eluição, reprodutibilidade e a pureza radionuclídica. O gerador eletroquímico mostrou um potencial para o desenvolvimento, tendo a vantagem de não sofrer os efeitos da radiólise do par 90Sr/90Y, como acontece com a resina. Das metodologias de controle qualidade radionuclídica estudadas, uma comparação e avaliação mostrou que a EPC é muito sensível e permite a avaliação praticamente instantânea da qualidade do 90Y eluído dos geradores.

Palavras-Chave: brazilian cnen; radioisotope generators; strontium 90; yttrium 90; isotope production; therapeutic uses; chemical preparation; ion exchange; edta; electrochemistry; liquid scintillators; chromatography; icp mass spectroscopy

BARRIO, GRACIELA. Desenvolvimento de tecnologias de preparo de geradores de sup(90)Sr/sup(90)Y na Diretoria de Radiofarmacia do IPEN/CNEN-SP. Orientador: Joao Alberto Osso Junior. 2010. 118 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-10082011-100655. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9600. Acesso em: $DATA.

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