Navegação Teses por assunto "radioactive waste disposal"

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  • IPEN-DOC 24473

    SAKAI, MAYARA C. de C.B. . Análise e gerenciamento dos efluentes gerados no processo produtivo do combustível nuclear / Analysis and management of effluents generated in the nuclear fuel production process . 2017. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 95 p. Orientador: Elita Fontenele Urano de Carvalho. DOI: 10.11606/D.85.2018.tde-31012018-154253

    Abstract: O Brasil com o propósito de se tornar autossuficiente na produção de radioisótopos e fontes radioativas usados na medicina nuclear, na agricultura e no meio ambiente desenvolveu o projeto de um reator multipropósito de 30 megawatts de potência para atender a demanda nacional. No Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN), o Centro de Combustível Nuclear (CCN) é responsável pela fabricação dos combustíveis para o reator IEA-R1 e, possivelmente, pelos combustíveis do reator multipropósito. Com o intuito de atender a demanda para os reatores foi projetada uma nova planta de fabricação com a capacidade máxima de 60 combustíveis por ano, o qual atualmente é de dez. O aumento da produção consequentemente aumentará o volume de efluentes gerados. A atual preocupação com o meio ambiente faz-se necessário elaborar um plano de gestão para tornar o processo sustentável, o qual ocasionará em benefícios ambientais, econômicos e sociais. O processo produtivo do combustível gera vários tipos de efluentes, contendo urânio ou não, sendo sólidos, líquidos e gasosos com características físicas e químicas variadas. Esse estudo tem como objetivo identificar, caracterizar e segregar os efluentes gerados em todo o processo produtivo de obtenção do combustível nuclear do tipo MTR (Materials Testing Reactors). No desenvolvimento do presente trabalho foram utilizadas como base a Resolução n° 357, de 17 de março 2005, e a Resolução n° 430, de 13 de maio de 2011 do Conselho Nacional do Meio Ambiente CONAMA. Com os resultados obtidos foi possível determinar que os efluentes líquidos são os principais aspectos que podem causar contaminação ao meio ambiente, e a atual situação do CCN mostra que 30% do efluente líquido possui tratamento de recuperação de urânio; 20% dos efluentes líquidos são reutilizados na composição química em que foi gerado; 35% descartado diretamente ao meio ambiente de acordo com a legislação. O restante dos efluentes líquidos, cerca de 15%, estão em fase de desenvolvimento do processo de tratamento.

    Palavras-Chave: radioactive wastes; radioactive effluents; chemical effluents; gaseous wastes; liquid wastes; particle resuspension; radioactive waste disposal; structural chemical analysis; environmental impacts; pollution abatement; toxic materials; environmental protection; pollution laws; radiation protection laws; regulations; uranium recycle; nuclear fuels; iear-1 reactor

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  • IPEN-DOC 11272

    ENOKIHARA, CYRO T. . O armazenamento de rejeitos radioativos no Brasil com enfase especial em rochas. 1983. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 182 p. Orientador: Roberto Yoshiyuti Hukai.

    Palavras-Chave: radioactive waste disposal; rocks; brazil

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  • IPEN-DOC 19034

    FERREIRA, EDUARDO G.A. . Avaliação da alteração nas propriedades da pasta de cimento em ambiente de repositório / Assessment of cement paste properties changes in repository environment . 2013. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 105 p. Orientador: Julio Takeshiro Marumo. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-06062013-090450

    Abstract: Pasta de cimento é um material comum em repositórios para rejeitos radioativos, atuando como material estrutural e de imobilização. Sua utilização como material de preenchimento em um repositório tipo poço tubular profundo para fontes seladas, no entanto, requer um maior tempo de vida útil do material. O conhecimento de seu comportamento em longo prazo é necessário para garantir a segurança da instalação em milhares de anos. O presente trabalho avaliou as alterações na pasta de cimento induzidas por fatores de degradação, como ataque de agentes agressivos, alta temperatura e presença de campo de radiação. Corpos de prova (cps) de pasta de cimento foram submetidos a ensaios acelerados de degradação e os efeitos deletérios foram avaliados por meio de ensaios de resistência mecânica, variação dimensional, lixiviação/penetração de íons, DRX, TGA e MEV. Observou-se que a hidratação dos cps foi beneficiada pela imersão (em água destilada ou em solução salina) e alta temperatura, resultando em uma resistência maior. O armazenamento à seco prejudicou a hidratação, mantendo a resistência mais baixa. O tempo de imersão e a irradiação não foram capazes de alterar a mineralogia e a resistência da pasta de cimento.

    Palavras-Chave: portland cement; boreholes; radioactive waste disposal; backfilling; sealed sources; thermal degradation; damage; mechanical properties; hydration; dry storage; x-ray diffraction; scanning electron microscopy; thermal gravimetric analysis

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  • IPEN-DOC 11529

    MARUMO, JULIO T.. Avaliação da contaminação provocada por para-raios radioativos de amerício-241 descartados em lixões. 2006. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. p. Orientador: Luis Filipe Carvalho Pedroso de Lima. DOI: 10.11606/T.85.2006.tde-29052007-151318

    Abstract: Os pára-raios radioativos foram fabricados no Brasil até 1989, quando a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) suspendeu a concessão de uso de material radioativo nesses artefatos. Desde então, o pára-raios radioativo tem sido substituído por outro, do tipo Franklin, e recolhido como rejeito radioativo. Entretanto, apenas 23 % do total fabricado no país foram entregues à CNEN. Esta situação é preocupante, pois a chance, desses artefatos serem descartados como resíduo comum e chegarem a lixões, é grande, uma vez que, segundo dados do Instituto Brasileiro de Geografia e Estatística (IBGE), em 2000, 63,6 % dos municípios brasileiros dispunham o resíduo nesses locais. Além disso, o amerício, o radionuclídeo mais empregado, é classificado como sendo um elemento de alta toxicidade, quando ingerido ou inalado. No presente trabalho, foram realizados experimentos de migração de Am-241 em lisímetros, com o objetivo de se avaliar o risco de contaminação provocada por pára-raios radioativos descartados como resíduo comum. Fontes radioativas removidas de pára-raios foram inseridas em lisímetros preenchidos com resíduo orgânico, coletado no restaurante do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN-CNEN/SP, e chorume gerado foi periodicamente analisado para determinar suas características como pH, potencial redox, teor de sólidos e a concentração do material radioativo. O crescimento microbiano também foi avaliado, pelo método de contagem direta do número de unidades formadoras de colônia. A estimativa de risco foi baseada no cálculo de dose para membros do público, sendo a ingestão de água a via mais provável de exposição. O valor obtido foi cerca de 1000 vezes inferior ao limite de dose anual estabelecido, pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP), demonstrando que o risco de contaminação provocado pelo descarte de pára-raios em lixões é baixo.

    Palavras-Chave: lightning; rods; lightning arresters; evaluated data; electric discharges; lysimeters; americium 241; radiation protection; radioactive waste disposal; contamination; solid wastes; toxicity; organic wastes

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  • IPEN-DOC 07015

    CUBAKOVIC, IVANA A. . Caracterizacao microestrutural, mecanica e eletroquimica de acos inoxidaveis austeniticos utilizados no acondicionamento de rejeitos radioativos de alto nivel. 2000. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 85 p. Orientador: Arnaldo Homobono Paes de Andrade.

    Palavras-Chave: stainless steels; austenitic steels; microstructure; microhardness; corrosion; radioactive waste disposal

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  • IPEN-DOC 15702

    FERREIRA, ROBSON de J. . Desenvolvimento de metodologia para a caracterizacao de fontes radioativas seladas / Methodology development for sealed radioactive sources characterization . 2010. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 125 p. Orientador: Jose Claudio Dellamano. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-29082011-153026

    Abstract: Fontes radioativas seladas são largamente empregadas no mundo. A Agência Internacional de Energia Atômica AIEA estima em dezenas de milhões de fontes radioativas no mundo. No Brasil, este número é próximo de 500 mil unidades, considerando-se as fontes de pára-raios e detectores de fumaça. Uma fonte selada pode tornar-se desnecessária, seja devido ao seu decaimento ou outro motivo, sendo classificada como fontes radioativas seladas fora de uso (FRS). No Brasil, a maioria das FRS é considerada rejeito radioativo e são encaminhadas a um dos institutos da CNEN. Sem uma estratégia definida para a deposição das FRS, estas são armazenadas aguardando uma solução. A Gerência de Rejeitos Radioativos - GRR do IPEN-CNEN/SP é o principal centro de recepção desse material e até meados de 2010 havia recebido cerca de 14.000 fontes. O processo proposto para a gestão dessas FRS consiste em retirá-las de suas blindagens originais e transferi-las a outra blindagem, projetada para esse fim. As operações de transferência são realizadas em uma cela quente, garantindo a segurança radiológica. Uma das exigências da CNEN é que todas as fontes seladas sejam caracterizadas. No processo estudado, a avaliação da atividade de cada fonte será feita utilizando-se um detector, do tipo câmara de ionização tipo poço. O presente trabalho tem por objetivo desenvolver uma metodologia para aferir ou determinar a atividade de FRS armazenadas na GRR de acordo com sua geometria e determinar suas incertezas.

    Palavras-Chave: sealed sources; radioactive wastes; storage facilities; radioactive waste management; radioactive waste disposal; activity meters; uncertainty principle

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  • IPEN-DOC 19220

    SOUZA, DAIANE C.B. de . Desenvolvimento de método para caracterização de embalados de rejeitos radioativos / Development of a method for the radioisotopic characterization of waste packages . 2013. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 87 p. Orientador: Ademar Roberto Vicente. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-24102013-150643

    Abstract: Atualmente, a caracterização dos resíduos radioativos gerados na operação do reator nuclear de pesquisas IEA-R1 está em curso. O reator IEA-R1 é um reator do tipo piscina aberta, moderado e refrigerado por água leve, utilizando dois leitos de resinas de troca iônica e de carvão ativado para purificação de água de refrigeração. Estes meios filtrantes são substituídos quando já não são capazes de manter a qualidade da água dentro dos limites exigidos e são tratados como rejeitos radioativos. Contendo produtos de fissão, ativação e actinídeos que escapam do núcleo do reator para a água da piscina, apresentam altas taxas de dose devido à quantidade de emissores gama de meias-vidas curtas e intermediárias, emissores alfa, elementos transurânicos de meia-vida longa bem como emissores beta puros. A caracterização destes rejeitos, consequentemente, requer métodos de análise radioquímica que incluem a amostragem e o processamento das amostras, resultando em doses elevadas para os trabalhadores. Nesse contexto, o objetivo deste trabalho consistiu em correlacionar os resultados das análises radioquímicas de amostras de rejeitos, com os resultados das medições radiométricas, utilizando a modelagem das taxas de dose em diferentes distâncias da superfície dos embalados. As taxas de dose medidas foram comparadas com os resultados de cálculos . Massa, volume e geometria das fases sólidas e líquidas de cada um dos tambores também foram determinadas, uma vez que o teor de água varia amplamente entre diferentes tambores, e são essenciais para estimar as atividades totais em cada tambor.

    Palavras-Chave: radioisotopes; cobalt 60; cesium 137; radioactive waste management; radioactive waste disposal; packaging; dose rates; radiation dose distributions; radiation dose units; measuring instruments; kerma; meters; occupational exposure; shields; design; programming; computer codes; administrative procedures

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  • IPEN-DOC 25666

    SOUZA, DAIANE C.B. de . Desenvolvimento de um método para gerenciamento de rejeitos radioativos no laboratório de produção de fontes de iodo-125 utilizadas em braquiterapia / Development of a method for radioactive waste management in sources production laboratory iodine-125 used in brachytherapy . 2018. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 130 p. Orientador: Maria Elisa Chuery Martins Rostelato. DOI: 10.11606/T.85.2019.tde-03042019-123219

    Abstract: A braquiterapia é um tratamento clínico que consiste na aplicação de fontes radioativas seladas em certos tipos de tumores. Atualmente, está em fase de implantação o laboratório para produção de fontes de 125I a fim de nacionalizar a produção de fontes para reduzir os custos na sua aplicação e atender a demanda da população brasileira. A tese defendida neste trabalho é o desenvolvimento de um método para o gerenciamento de rejeitos radioativos que serão gerados ao longo da produção dessas fontes. A metodologia aplicada consistiu na criação de etapas de gerenciamento de rejeitos radioativos aplicadas ao 125I que contemplasse o gerenciamento na própria instalação produtora. Os rejeitos radioativos que serão gerados ao longo de todo processo de fabricação das fontes de 125I serão produzidos dentro de três células estanques, localizadas dentro do laboratório. Para cada um dos cenários foram relacionados os rejeitos sólidos, líquidos e gasosos gerados em cada uma das três células de produção. Para rejeitos sólidos e líquidos foram estimados: volume, massa, taxa de entrada no depósito inicial e tempo para liberação em meio ambiente. Para rejeitos gasosos foi estimado: taxa de volatilização do 125I e metodologia para medição dos filtros de carvão ativado. Os resultados apresentados permitem concluir que o laboratório tem condições de realizar o gerenciamento dos rejeitos que produzirá. Implantar um sistema de gerenciamento dentro do próprio laboratório, aperfeiçoará as atividades rotineiras e o licenciamento junto a CNEN.

    Palavras-Chave: radioactive waste management; radioactive waste disposal; radioactive waste processing; radiation sources; laboratory system; production; brachytherapy; radiotherapy; internal irradiation; radiation source implants; radiopharmaceuticals; iodine 125; seeds; process development units

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  • IPEN-DOC 27279

    ROLINDO, NATALIE C. . Determinação da atividade de fontes radioativas seladas de irídio-192 em desuso / Determination of the activity of disused sealed radioactive sources of iridium-192 . 2020. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 97 p. Orientador: Roberto Vicente. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-18092020-162836

    Abstract: Fontes radioativas seladas de 192Ir são amplamente utilizadas em gamagrafia pela indústria em testes não destrutivos. Estas fontes são obtidas em um reator nuclear por meio da reação nêutron-gama com o radioisótopo natural do irídio e após uma vida útil de cerca de um ano, tornam-se "fontes radioativas seladas em desuso" (FRSD). Considerando a meia-vida de 73,8 dias e as atividades iniciais típicas do 192Ir disponíveis comercialmente, a atividade destas fontes deveria cair abaixo do nível de dispensa em um período de 5 a 6 anos, quando poderiam ser liberadas do controle regulatório. No entanto, após o decaimento, estas fontes ainda apresentam taxas de dose mensuráveis e atividade acima dos níveis de dispensa. Uma investigação sobre as causas indicou que as fontes apresentam radioatividade residual devido à presença de 60Co (T1/2 de 5,3 anos) e do segundo estado metaestável 192m2Ir (T1/2 de 241 anos). Portanto, essas se qualificam para deposição em repositório para fontes seladas de meia-vida longa. O objetivo deste trabalho foi o desenvolvimento de um método para determinar a atividade de, pelo menos, 6 mil fontes de 192Ir armazenadas no Serviço de Gerenciamento de Rejeitos Radioativos do IPEN. Espectrometria gama, medida da taxa de dose realizadas com um detector CZT portátil e simulação com o software Microshield® foram usados no método dose-para-atividade para determinar as atividades.

    Palavras-Chave: radioactive waste processing; radioactive waste disposal; radiation sources; sealed sources; iridium 192; gamma dosimetry; cdznte semiconductor detectors; radiation monitoring; radiation doses; computer codes; programming; safety engineering; environmental impacts

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  • IPEN-DOC 19692

    TADDEI, MARIA H.T. . Determinação de fatores de escala para estimativa do inventário de radionuclídeos em rejeitos de média e baixa atividade do reator IEA-R1 / Determination of scaling factors to estimate the radionuclide inventory in waste low and intermediate-level activity from the IEA-R1 reactor . 2013. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 168 p. Orientador: Luis Antônio Albiac Terremoto. DOI: 10.11606/T.85.2013.tde-25112013-155403

    Abstract: Em cumprimento às normas que regulam a transferência e deposição final de rejeitos radioativos, o inventário de radionuclídeos de cada embalado contendo tais rejeitos deve ser estimado e declarado. Os limites autorizados são definidos em função das doses de radiação que indivíduos do público podem vir a receber anualmente a partir do repositório. Tais limites se referem principalmente às concentrações de atividade, dadas em Bq/g, dos radionuclídeos presentes nos embalados com rejeitos. A grande maioria dos radionuclídeos emissores de raios-gama pode ter a respectiva concentração de atividade determinada diretamente por medidas externas aos embalados. Entretanto, determinação análoga para os radionuclídeos emissores exclusivos de partículas alfa ou beta, bem como de alguns emissores de raios-gama e/ou raios-X cuja energia, intensidade absoluta de emissão e/ou atividade são muito baixas denominados genericamente Radionuclídeos de Difícil Medição (RDMs) requer procedimentos radioquímicos complexos para isolar a espécie química de interesse dos interferentes presentes nas matrizes de rejeitos. Ademais, nesse caso é necessário coletar amostras de cada embalado, acarretando elevadas doses de radiação para os operadores e altos custos logísticos, decorrentes do grande número de embalados com rejeitos radioativos que necessitam de caracterização em uma instalação nuclear. Uma metodologia alternativa para abordar esse problema consiste em obter correlações empíricas entre alguns radionuclídeos possíveis de serem medidos diretamente, como 60Co e 137Cs denominados Radionuclídeos Chave (RCs) e os RDMs. Essa metodologia, denominada Fator de Escala, foi aplicada no presente trabalho com a finalidade de determinar tais correlações, na forma de Fatores de Escala ou Funções de Correlação, para os principais rejeitos de baixa e média atividades do reator nuclear de pesquisa IEA-R1.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; radioactive waste management; radioactive waste disposal; dosimetry; radiation dose distributions; radiation dose units; measuring instruments; nuclear decay; radiochemical analysis; scalers; pulse analyzers; correlation functions; cobalt 60; cesium 137

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  • IPEN-DOC 07974

    VICENTE, ROBERTO . Gestao de fontes radioativas seladas descartadas. 2002. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 124 p. Orientador: Gian Maria Agostinho Angelo Sordi.

    Palavras-Chave: sealed sources; radioactive wastes; radioactive waste disposal; radioactive waste management

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  • IPEN-DOC 19886

    REGO, MARIA E. de M. . Gestão dos rejeitos radioativos gerados na produção de 99Mo por fissão nuclear / Management of radioactive waste from 99Mo production by nuclear fission . 2013. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 139 p. Orientador: Goro Hiromoto. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-16122013-113937

    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

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  • IPEN-DOC 18253

    LEITE, ELIANA R. . Indicadores de segurança para um d´pósito final de fontes radioativas seladas / Safety indicators for a final repository for disused sealed radioactive sources . 2012. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 101 p. Orientador: Roberto Vicente. DOI: 10.11606/D.85.2012.tde-10122012-102439

    Abstract: As fontes radioativas seladas em desuso, descartadas como rejeito radioativo, constituem uma parcela dos rejeitos radioativos que merece atenção especial, por sua atividade possuir potencial para causar doses de radiação elevadas, em indivíduos inadvertidamente expostos. Já é significativo o volume desses rejeitos. Manter essas fontes armazenadas em depósitos provisórios, indefinidamente, seria transferir o problema às futuras gerações. O presente estudo propõe o uso de indicadores de segurança complementares à dose e risco para o desenvolvimento de uma metodologia de avaliação da segurança de depósitos finais destinados à deposição de fontes radioativas seladas que demonstre que o isolamento será suficientemente seguro pelo tempo necessário para obter a licença da instalação, com custo acessível aos países em desenvolvimento.

    Palavras-Chave: radioactive waste storage; radioactive waste disposal; radioactive waste management; nuclear decay; radiation doses; mathematical models; risk assessment; accidents; safety analysis; nuclear waste policy acts

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  • IPEN-DOC 24213

    FERREIRA, EDUARDO G.A. . Modelagem descritiva do comportamento do cimento Portland em ambiente de repositório para rejeitos radioativos / Descriptive modeling of Portland cement behavior in a repository environment for radioactive waste . 2017. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 221 p. Orientador: Roberto Vicente. Coorientador: Júlio Takehiro Marumo. DOI: 10.11606/T.85.2017.tde-24112017-110801

    Abstract: A deposição de rejeitos radioativos em repositórios geológicos profundos vem sendo estudada nos últimos anos em diversos países. Materiais à base de cimento são utilizados nesses repositórios como material estrutural, matriz de imobilização de rejeitos ou material de preenchimento. Compreender o desempenho desse material é essencial para garantir a segurança da instalação durante o seu tempo de vida útil (de milhares a centenas de milhares de anos, dependendo do tipo de rejeito). Este trabalho objetiva modelar o comportamento em longo prazo do cimento Portland e estudar a influência de diversos fatores na hidratação e na evolução desse material. A modelagem descritiva abordou a hidratação do cimento nas condições ambientais esperadas no repositório e os efeitos desses fatores em propriedades mecânicas, mineralógicas e morfológicas do cimento. Os fatores ambientais considerados relevantes neste trabalho foram: alta temperatura e pressão, penetração de água subterrânea contendo íons quimicamente agressivos ao cimento e a presença do campo de radiação proveniente dos rejeitos. Ensaios acelerados de degradação também foram realizados para corroborar com o modelo descrito. Observou-se uma sinergia entre diversos fatores na degradação do cimento, como a influência da temperatura e da radiação em reações deletérias ao material. O resultado da modelagem apontou três principais possíveis causas de falha nas barreiras artificiais: a) a formação de um caminho preferencial; b) a perda de resistência e coesão do material; e c) o aumento na corrosão das estruturas metálicas. A descrição do modelo apresentada é a base para a modelagem matemática e a análise de segurança dos repositórios estudados no Brasil.

    Palavras-Chave: portland cement; boreholes; radioactive waste disposal; radioactive waste facilities; depth; backfilling; sealed sources; thermal degradation; damage; ground water; reservoir pressure; environmental effects; mechanical properties; hydration; dry storage; x-ray diffraction; scanning electron microscopy; thermal gravimetric analysis; site characterization

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  • IPEN-DOC 07164

    SA, BERNADETE L.V. de . Modelo simplificado para simulacao da liberacao de radionuclideos de repositorios de rejeitos radioativos. 2001. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 51 p. Orientador: Goro Hiromoto.

    Palavras-Chave: radioactive waste disposal; safety analysis; mathematical models; radionuclide migration; computerized simulation; computer codes

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  • IPEN-DOC 17586

    TANIMOTO, KATIA S. . Proposta de um questionário destinado a avaliar a percepção de risco relativa a um repositório de rejeitos radioativos / Proposal for a questionnaire to assess risk perception concerning a radioactive waste repository . 2011. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 66 p. Orientador: Goro Hiromoto. DOI: 10.11606/D.85.2011.tde-19122011-164013

    Abstract: Um aspecto fundamental da aceitação pública da energia nuclear é a crença de que os rejeitos radioativos podem ser gerenciados de maneira segura, no intuito de proteger os seres humanos dos possíveis efeitos prejudiciais, tanto nas gerações atuais como nas futuras. Neste sentido, é essencial compreender como as pessoas percebem o risco associado com rejeitos radioativos e quais são os principais fatores que conduzem suas atitudes em relação à eliminação destes. Uma das maneiras para alcançar esse entendimento é através de pesquisas de opinião. Neste estudo, foi proposto um questionário focado na questão da aceitabilidade da energia nuclear e sua associação com a gestão de rejeitos radioativos, cobrindo os seguintes aspectos: atitudes em relação à energia nuclear e aos rejeitos radioativos, credibilidade das instituições e setores responsáveis pela segurança nuclear, identificação dos benefícios percebidos; percepção do risco de determinadas tecnologias e atividades, percepção do risco real, compreensão das reações emocionais e princípio da precaução. Resultados obtidos a partir de uma aplicação piloto do questionário são apresentados e discutidos neste trabalho.

    Palavras-Chave: radioactive waste disposal; radioactive waste management; public information; public opinion; safety analysis; risk assessment; sociology

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Buscar os artigos apresentados em um evento internacional de 2015, sobre loss of coolant, do autor Maprelian.

Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

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Ano de publicação: 2015

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✔ Na página inicial nas referências são sinalizados todos os autores IPEN, ao clicar nesse símbolo será aberta uma nova página correspondente à aquele autor – trata-se da página do pesquisador.

✔ Na página do pesquisador, é possível verificar, as variações do nome, a relação de todos os trabalhos com texto completo bem como um quadro resumo numérico; há links para o Currículo Lattes e o Google Acadêmico ( quando esse for informado).

ATENÇÃO!

ESTE TEXTO "AJUDA" ESTÁ SUJEITO A ATUALIZAÇÕES CONSTANTES, A MEDIDA QUE NOVAS FUNCIONALIDADES E RECURSOS DE BUSCA FOREM SENDO DESENVOLVIDOS PELAS EQUIPES DA BIBLIOTECA E DA INFORMÁTICA.

O gerenciamento do Repositório está a cargo da Biblioteca do IPEN. Constam neste RI, até o presente momento 20.950 itens que tanto podem ser artigos de periódicos ou de eventos nacionais e internacionais, dissertações e teses, livros, capítulo de livros e relatórios técnicos. Para participar do RI-IPEN é necessário que pelo menos um dos autores tenha vínculo acadêmico ou funcional com o Instituto. Nesta primeira etapa de funcionamento do RI, a coleta das publicações é realizada periodicamente pela equipe da Biblioteca do IPEN, extraindo os dados das bases internacionais tais como a Web of Science, Scopus, INIS, SciElo além de verificar o Currículo Lattes. O RI-IPEN apresenta também um aspecto inovador no seu funcionamento. Por meio de metadados específicos ele está vinculado ao sistema de gerenciamento das atividades do Plano Diretor anual do IPEN (SIGEPI). Com o objetivo de fornecer dados numéricos para a elaboração dos indicadores da Produção Cientifica Institucional, disponibiliza uma tabela estatística registrando em tempo real a inserção de novos itens. Foi criado um metadado que contém um número único para cada integrante da comunidade científica do IPEN. Esse metadado se transformou em um filtro que ao ser acionado apresenta todos os trabalhos de um determinado autor independente das variáveis na forma de citação do seu nome.

A elaboração do projeto do RI do IPEN foi iniciado em novembro de 2013, colocado em operação interna em julho de 2014 e disponibilizado na Internet em junho de 2015. Utiliza o software livre Dspace, desenvolvido pelo Massachusetts Institute of Technology (MIT). Para descrição dos metadados adota o padrão Dublin Core. É compatível com o Protocolo de Arquivos Abertos (OAI) permitindo interoperabilidade com repositórios de âmbito nacional e internacional.

1. Portaria IPEN-CNEN/SP nº 387, que estabeleceu os princípios que nortearam a criação do RDI, clique aqui.


2. A experiência do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) na criação de um Repositório Digital Institucional – RDI, clique aqui.

O Repositório Digital do IPEN é um equipamento institucional de acesso aberto, criado com o objetivo de reunir, preservar, disponibilizar e conferir maior visibilidade à Produção Científica publicada pelo Instituto, desde sua criação em 1956.

Operando, inicialmente como uma base de dados referencial o Repositório foi disponibilizado na atual plataforma, em junho de 2015. No Repositório está disponível o acesso ao conteúdo digital de artigos de periódicos, eventos, nacionais e internacionais, livros, capítulos, dissertações, teses e relatórios técnicos.

A elaboração do projeto do RI do IPEN foi iniciado em novembro de 2013, colocado em operação interna em julho de 2014 e disponibilizado na Internet em junho de 2015. Utiliza o software livre Dspace, desenvolvido pelo Massachusetts Institute of Technology (MIT). Para descrição dos metadados adota o padrão Dublin Core. É compatível com o Protocolo de Arquivos Abertos (OAI) permitindo interoperabilidade com repositórios de âmbito nacional e internacional.

O gerenciamento do Repositório está a cargo da Biblioteca do IPEN. Constam neste RI, até o presente momento 20.950 itens que tanto podem ser artigos de periódicos ou de eventos nacionais e internacionais, dissertações e teses, livros, capítulo de livros e relatórios técnicos. Para participar do RI-IPEN é necessário que pelo menos um dos autores tenha vínculo acadêmico ou funcional com o Instituto. Nesta primeira etapa de funcionamento do RI, a coleta das publicações é realizada periodicamente pela equipe da Biblioteca do IPEN, extraindo os dados das bases internacionais tais como a Web of Science, Scopus, INIS, SciElo além de verificar o Currículo Lattes. O RI-IPEN apresenta também um aspecto inovador no seu funcionamento. Por meio de metadados específicos ele está vinculado ao sistema de gerenciamento das atividades do Plano Diretor anual do IPEN (SIGEPI). Com o objetivo de fornecer dados numéricos para a elaboração dos indicadores da Produção Cientifica Institucional, disponibiliza uma tabela estatística registrando em tempo real a inserção de novos itens. Foi criado um metadado que contém um número único para cada integrante da comunidade científica do IPEN. Esse metadado se transformou em um filtro que ao ser acionado apresenta todos os trabalhos de um determinado autor independente das variáveis na forma de citação do seu nome.