Navegação Teses por assunto "radioactive waste processing"

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  • IPEN-DOC 29236

    OTERO, ANDRE G.L. . Aplicação de redes neurais profundas na caracterização de rejeitos radioativos / Application of deep neural networks in nuclear waste characterization . 2022. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 100 p. Orientador: Júlio Takehiro Marumo. DOI: 10.11606/D.85.2022.tde-07112022-153207

    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

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  • IPEN-DOC 13105

    FERREIRA, RAFAEL V. de P. . Biodegradacao de rejeitos radioativos liquidos organicos provenientes do processamento do combustivel nuclear / Biodegradation of radioactive organic liquid waste from spent fuel reprocessing . 2008. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 66 p. Orientador: Maria Helena Bellini. DOI: 10.11606/D.85.2008.tde-10102011-160303

    Abstract: O reprocessamento do elemento combustível constitui uma das etapas do ciclo do combustível e tem por objetivo separar U 235, U238 e Pu239 dos produtos de fissão contidos no elemento combustível queimado para reutilizá -los na fabricação de novos elementos combustíveis. No Brasil, o desenvolvimento do reprocessamento teve início nos anos 70 com a implantação de uma planta piloto de reprocessamento, no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares Comissão Nacional de Energia Nuclear/São Paulo (I PEN-CNEN/SP), dando origem à uma instalação, em escala de laboratório, que operou até o início da década de 90. Parte dos rejeitos radioativos, produzidos principalmente a partir dos laboratórios analíticos está armazenados à espera de tratamento no Labora tório de Gestão de Rejeitos do IPEN-CNEN/SP, e são constituído pela mistura de fases aquosa e orgânica. Por conter compostos orgânicos, esses rejeitos não podem se solidificados diretamente com cimento, necessitando para isso, de tratamento prévio para torná-los compatíveis. Desta forma, o objetivo deste trabalho foi desenvolver uma metodologia de biodegradação dos compostos orgânicos que compõem os rejeitos radioativos líquidos orgânicos (RRLO) para que os mesmos possam ser posteriormente imobilizados em c imento. O trabalho foi dividido em três etapas, a de caracterização dos RRLO, obtenção das comunidades microbianas (da mina de urânio de Poços de Caldas e do estuário de São Sebastião) e realização de ensaios de biodegradação dos RRLO. A partir da caracterização dos rejeitos, a biodegradação do TBP e acetato de etila foram monitoradas. Os resultados mostraram que as comunidades bacterianas selecionadas foram eficientes para a degradação dos rejeitos radioativos líquidos orgânicos. Ao final dos experimentos os níveis biodegradação foram de 66% para o acetato de etila e 70% para o TBP.

    Palavras-Chave: radioactive waste processing; organic wastes; biodegradation; liquid wastes; spent fuels; reprocessing

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  • IPEN-DOC 25962

    GERALDO, BIANCA . Caracterização radioisotópica dos filtros de purificação da água do circuito primário do reator IEA-R1, e efluentes líquidos eventualmente liberados, por meio de técnicas radioanalíticas de separação para a determinação dos radionuclídeos de difícil medição e fatores de escala / Radioisotopic characterization of the water purification filters of the primary circuit of the IEA-R1 reactor, and eventually released liquid effluents, using radioanalytical separation techniques for the determination of difficult-to-measure radionuclides and scaling factors . 2018. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 80 p. Orientador: Júlio Takehiro Marumo. Coorientador: Roberto Vicente. DOI: 10.11606/T.85.2019.tde-23072019-143255

    Abstract: Técnicas radioquímicas de separação têm sido comumente utilizadas para a caracterização de rejeitos radioativos. No entanto, a determinação de radionuclídeos emissores alfa, beta e gama por análise radioquímica, em amostras de filtro cartucho utilizado no processo de retratamento da água de um reator do tipo piscina, não foi abordada anteriormente na literatura. Este trabalho tem como objetivo estabelecer um método de solubilização para os filtros, identificar e quantificar os radionuclídeos presentes nestes rejeitos, sendo eles os Radionuclídeos Chaves (RC) (60Co, 108mAg, 110mAg) e principalmente os Radionuclídeos de Difícil Medição (RDM) (63Ni, 90Sr, 234U, 235U, 238U, 238Pu, 239+240Pu, 241Pu, 241Am, 242Cm e 243+244Cm), para posterior aplicação do método de Fator de Escala (FE) no trabalho rotineiro de caracterização de rejeitos radioativos. A distribuição dos radionuclídeos no filtro cartucho foi investigada pela determinação dos radionuclídeos emissores gama e os resultados obtidos foram utilizados para calcular o escore-Z. Os resultados indicaram que todos os filtros podem ser considerados homogêneos, atendendo aos critérios de homogeneidade recomendados pela Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA), e com isso foi possível definir a quantidade de amostras representativas a serem analisadas. Foram determinados, a partir de dados analíticos, a correlação existente entre os RDMs e RCs selecionados e foram obtidos FEs para todos os RDMs, com exceção do 241Pu.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; pool type reactors; research reactors; filters; purification; liquid wastes; radioactive effluents; radioactive waste processing; radioisotopes; fission products; solubility; radionuclide kinetics; radionuclide migration; radionuclide metrology; ion exchange; ion exchange chromatography; gamma radiation; beam extraction; separation processes; scale models; standardization; comparative evaluations

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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 27512

    SILVA, DANILO L.C. e . Desenvolvimento de vidros pertencentes ao sistema SiO2-Na2O-CaO-B2O3-AI2O3 com adição de Nb2O5 para a imobilização de rejeitos radioativos / Development of glasses belonging to the system SiO2-Na2O-CaO-B2O3-Al2O3 with additions of Nb2O5 for nuclear waste immobilization . 2020. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 5 p. Orientador: Sonia Regina Homem de Mello Castanho. DOI: 10.11606/T.85.2020.tde-06112020-160040

    Observação: Há arquivos retidos devido a solicitação (publicação de dados, patentes ou diretos autorais). Data de Liberação: 15/10/2022.

    Abstract: A imobilização de rejeitos radioativos em vidros é uma técnica utilizada em muitos países que possuem programas de energia nuclear, constituindo uma importante rota de tratamento dos rejeitos radioativos de alta atividade, resultantes do reprocessamento do combustível nuclear. Entretanto, problemas envolvendo a produção e a integridade das matrizes vítreas para essa aplicação ainda levantam muitas questões a serem respondidas. Este trabalho estuda a otimização de uma matriz vítrea com a adição de óxido de nióbio para a aplicação futura em imobilização de rejeitos radioativos de média e alta atividade. O estudo foi conduzido a partir de formulações de composições contendo teores de até 7,8 % em mol de Nb2O5 no sistema SiO2-Na2O-CaO-B2O3-Al2O3. A funcionalidade do nióbio na estrutura de rede foi avaliada por meio de técnicas espectrométricas, de ensaios de irradiação α e β, ensaios mecânicos e de resistência hidrolítica, os quais forneceram informações importantes sobre a atuação do óxido na estrutura, bem como do impacto causado por sua presença nas propriedades estudadas. A estrutura dos vidros obtidos é similar à do vidro silicato soda-cal, possibilitando a incorporação e imobilização de elementos na rede. Foram obtidos materiais vítreos perfeitamente compatíveis com a aplicação proposta de imobilização de rejeitos radioativos por possuírem: superior estabilidade à radiação nuclear, alta resistência à cristalização, alta trabalhabilidade de conformação, resistência mecânica adequada e notável resistência química.

    Palavras-Chave: radioactive waste processing; high-level radioactive wastes; spent fuels; alpha particles; niobium oxides; niobium additions; silica; sodium oxides; calcium compounds; boron oxides; aluminium oxide; process development units; containers; glass; wear resistance; beta particles; alpha particles; stability; physical properties; chemical properties; solidification; crystallization

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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 21940

    TOMINAGA, FLAVIO K. . Efeito da irradiação na toxicidade de fármacos em solução aquosa: cloridrato de fluoxetina, diclofenaco de sódio e mistura de ambos / Radiation effects onto toxicity of pharmaceuticals solution: hydrochloride fluoxetine, sodium diclofenac and their mixture . 2016. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 141 p. Orientador: Sueli Ivone Borrely. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-04102016-080908

    Abstract: As evidências da contaminação das águas por resíduos de medicamentos e seus subprodutos levou esse grupo de resíduos a compor a lista de poluentes orgânicos emergentes, como consequência da expansão do uso de medicamentos, como o antidepressivo cloridrato de fluoxetina e o anti-inflamatório diclofenaco. Diversos Processos Oxidativos Avançados vêm sendo aplicados para a degradação destes compostos. Dentre eles, o processo de irradiação com feixe elétrons obteve bons resultados na remoção de toxicidade e degradação de fármacos. O presente estudo consistiu em aplicar radiação ionizante como uma possível tecnologia para degradar os fármacos em águas. A irradiação de solução aquosa contendo os fármacos foi aplicada usando acelerador de elétrons, cuja eficiência foi discutida mediante análises químicas (Cromatografia Líquida Ultra Rápida e Carbono Orgânico Total (COT)), ecotoxicológicas (ensaios de toxicidade com Vibrio fischeri e Daphnia similis) e biológicas (Ensaios Respirométricos). Os resultados de COT indicaram mineralização não significativa dos compostos, mesmo sendo observada degradação máxima de 99,9% para o diclofenaco e 55% para o cloridrato de fluoxetina na mistura (1:1) em 5.0 kGy. Foi observada toxicidade aguda dos fármacos, sendo mais acentuada para a fluoxetina, seguido do diclofenaco e, finalmente, da mistura para V. fischeri. Quando D. similis foram empregadas nessa avaliação, a ordem de toxicidade foi de fluoxetina, a mistura de ambos os medicamentos e do diclofenaco. Além disso, foi observada remoção de toxicidade nas amostras irradiadas em todas as doses aplicadas para a bactéria V. fischeri, com maior eficiência de remoção de toxicidade de 55%, em 5 kGy, na mistura dos dois fármacos. Para a D. similis, foi observada remoção significativa de toxicidade da mistura apenas na dose 2,5 kGy. Os ensaios respiroétricos não indicaram biodegradabilidade após o tratamento.

    Palavras-Chave: waste water; radioactive waste processing; pollution control; electron beams; ionizing radiations; toxicity; drugs; mixtures; carbon; organic compounds; aquatic organisms; bacteria; daphnia; metabolism; chemical analysis

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  • IPEN-DOC 25677

    OLIVEIRA, FERNANDO M. de . Estudo da utilização do óxido de grafeno e do óxido de grafeno imobilizado em matriz de poli(divinilbenzeno) visando o tratamento de rejeito radioativo líquido contendo césio-137 / Study of the use of graphene oxide and immobilized graphene oxide in poly(divinylbenzene) matrix for the treatment of liquid radioactive waste containing cesium-137 . 2018. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 99 p. Orientador: Solange Kazumi Sakata. Coorientador: Ademar José Potiens Junior. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-25032019-104214

    Abstract: O óxido de grafeno (OG), nanomaterial sintetizado a partir do grafite, tem atraído atenção como adsorvente com grande capacidade de remoção de cátions e diversos contaminantes de soluções aquosas, devido a presença dos grupos hidroxila, epóxi, carbonila e carboxila em sua superfície. Este trabalho, visa avaliar o potencial do óxido de grafeno bruto (OG) e de sua forma imobilizada em poli(divinilbenzeno) (PDVB-OG) na remoção de íons de césio de uma solução aquosa sintética. Os experimentos foram realizados em batelada, e foi avaliado a influência do tempo de contato e da concentração inicial de íons de césio. Para descrever a isotermas de equilíbrio foram aplicados os modelos de Langmuir e Freundlich, e a cinética do processo de adsorção, foi avaliada utilizando-se os modelos de pseudo-primeira ordem, pseudo-segunda ordem e difusão intrapartícula. Para prever a espontaneidade do processo de adsorção, foi calculado a energia livre de Gibbs. Nos experimentos de adsorção de íons de césio, o OG e o nanocompósito PDVB-OG, após 30 min. de contato, apresentaram taxa de remoção de 80% e 63% respectivamente. O modelo que melhor descreveu o processo de adsorção, para ambos adsorventes, na faixa de concentração de 30 a 130 mg.L-1, foi o de Langmuir e a capacidade máxima de adsorção calculada foi de 17 mg.g-1 para o OG e de 15 mg.g-1 para o PDVB-OG. Tanto para o OG quanto para o PDVB-OG, o modelo cinético que melhor descreveu o processo foi o de pseudo-segunda ordem e o valor da energia livre de Gibbs determinou que a adsorção dos íons de césio foi espontânea. A matriz polimérica não apresentou capacidade de remoção significativa, evidenciando que a adsorção dos íons césio pelo nanocompósito de PDVB-OG se deve a presença do OG imobilizado. Por outro lado, devido a maior densidade, o PDVB-OG foi facilmente separado da solução por decantação após o experimento de adsorção. Os resultados indicam a capacidade do OG e do nanocompósito PDVB-OG em tratar rejeitos líquidos radioativos, a fim de minimiza-los.

    Palavras-Chave: graphene; oxides; organic compounds; styrene; benzene; chemical reactions; hydrogenation; thermodynamic properties; radioactive waste processing; liquid wastes; adsorption; cesium 137; removal; thermal gravimetric analysis; fourier transformation; infrared spectrometers; x-ray diffraction; scanning electron microscopy

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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 24294

    SALVETTI, TEREZA C. . Proposta para implantação de sistema de gestão integrado para unidade de tratamento e armazenamento de rejeitos radioativos de baixo e médio níveis de radiação do empreendimento RMB / Proposal for implementation of the integrated management system for radioactive waste treatment and storage unit of low and medium radiation levels of the Project RMB . 2017. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 118 p. Orientador: Júlio Takehiro Marumo. DOI: 10.11606/D.85.2018.tde-29012018-141210

    Abstract: O Reator Multipropósito Brasileiro (RMB) é um projeto que está sendo desenvolvido pela Diretoria de Pesquisa e Desenvolvimento (DPD), da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), com o objetivo principal de suprir o país com radioisótopos para aplicação médica (saúde), indústria, agricultura e meio ambiente. Este empreendimento possui vários estágios de desenvolvimento, cada um deles com etapas que envolvem conhecimentos muito específicos para a operacionalização efetiva de suas instalações, além de detalhes legais e regulamentares que precisam ser atendidos. O Instituto Brasileiro do Meio Ambiente e dos Recursos Naturais Renováveis (IBAMA) e a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) são, respectivamente, os responsáveis pelo licenciamento ambiental e nuclear. Nesses órgãos licenciadores pode-se encontrar diretrizes para elaborar a documentação necessária aos processos de licenciamento para Instalações Nucleares e Instalações Radiativas, porém não foi possível identificar claramente algumas diretrizes para as instalações dedicadas a tratamento e armazenamento de Rejeitos Radioativos. O Empreendimento RMB irá gerar rejeito radioativo e contará com uma instalação para tratamento, acondicionado e armazenamento, para o qual haverá também a necessidade de se gerar documentação específica dedicada ao processo de licenciamento. Diante da lacuna na diretriz de estruturação e elaboração dos documentos específicos para este tipo de instalação, foi necessário realizar um levantamento de leis, regulamentos e normas relacionados a este tipo de negócio e que serão adotadas como referência na estruturação de tais documentos. O objetivo deste trabalho foi realizar um levantamento e alinhamento das leis, regulamentos e normas aplicáveis, estruturando os requisitos em um Sistema de Gestão (SG), cujo escopo abrange o tratamento e armazenamento dos rejeitos radioativos do RMB. Este SG deverá fornecer diretrizes para a elaboração dos documentos de licenciamento e promover a gestão dos rejeitos radioativos gerados pelo RMB, bem como, deverá abordar as melhores práticas, de maneira a observar a segurança da instalação e processos envolvidos.

    Palavras-Chave: radioactive waste management; radioactive waste processing; radioactive waste facilities; nuclear waste policy acts; quality assurance; quality control; quality management; rmb reactor; brazil

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  • IPEN-DOC 19936

    JESUS, NELLA N.M. de . Remoção de césio e amerício utilizando fibra de coco para a aplicação no tratamento de rejeitos radioativos / Removal of cesium e americium using coconut fiber application for the treatment of radioactive wastes . 2013. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 80 p. Orientador: Solange Kazumi Sakata. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-18022014-140011

    Abstract: A fibra de coco tem sido usada como um adsorvente alternativo e de baixo custo na remoção de diversos metais pesados. A biossorção é um processo que tem alcançado grande importância nas últimas décadas no tratamento de efluentes e de rejeitos radioativos. Este estudo apresenta a eficiência de remoção dos íons 133Cs e 241Am de soluções aquosas utilizando-se a biomassa bruta e ativada. Os estudos foram realizados em batelada e os parâmetros analisados foram: os efeitos do pH e da concentração da solução, tamanho de partícula do biomassa e tempo de contato. Os modelos de isotermas de Langmuir e Freundlich foram aplicados, bem como os modelos cinéticos de ordem de reação. A cinética que melhor representa o processo de adsorção dos íons estudados foi o modelo de pseudo-segunda ordem. O modelo de isotermas que se ajusta ao processo de adsorção do 133Cs e do 241Am é o de Freundlich. Verificou-se também que a melhor condição de remoção para o 241Am foi de cerca de 94% a partir de 30 minutos tanto para a biomassa bruta quanto para a ativada ao passo que o 133Cs foi de 75% a partir de 40 minutos com a biomassa ativada. Os resultados indicaram que a fibra de coco pode ser uma alternativa de tratamento de rejeitos radioativos líquidos que contenham, em sua composição, estes radionuclídeos.

    Palavras-Chave: cesium 133; americium 241; adsorption; removal; coconuts; fibers; liquid wastes; radioactive wastes; radioactive waste processing

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  • IPEN-DOC 27265

    PRADO, EDUARDO S.P. . Tecnologia de plasma para redução volumétrica de rejeitos radioativos / Plasma technology for volumetric reduction of radioactive waste . 2020. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 60 p. Orientador: Ademar José Potiens Junior. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-16092020-100907

    Abstract: Usinas nucleares, hospitais, indústrias e institutos de pesquisa geram quantidades consideráveis de rejeitos radioativos todos os dias. A deposição segura destes rejeitos deve ser realizado imobilizando os radionuclídeos e, para melhor capacidade de armazenamento, este deve ser volumetricamente reduzido o máximo possível. Neste preceito, a tecnologia de plasma térmico se demonstra uma tecnologia promissora para tratamento de rejeitos radioativos, converte os rejeitos radioativos expostos a temperaturas elevadas nos chamados gases e sólidos resultantes do processo (particulados e escória vitrificada), reduzindo substancialmente seu volume. No presente estudo, foi desenvolvido um sistema experimental empregando um eletrodo de grafite como catodo da descarga de arco transferido para o processamento de rejeitos sólidos compactáveis e não compactáveis. Os rejeitos foram simulados por meio da inserção de isótopos estáveis de césio, cobalto e chumbo, césio e cobalto. Os estudos foram focados no efeito do tempo de processo sobre o fator de redução volumética, na fração de radiosótopos retidos na escória vitrificada e na linha de gases de exaustão. Os resultados mostram que após 30 minutos de tratamento com operação em potência da ordem de 10 kW, obtem-se fatores de redução volumétrica de 1:99 e 1:77, para resíduos sólidos compactáveis e não compactáveis, respectivamente. Nos rejeitos não compactáveis, e, portanto, com maior fração de elementos inorgânicos, a porcentagem dos isótopos estáveis retidos na escória foi mais elevada, inferindo maior atividade do traçador neste tipo de rejeito. Considerando os aspectos regulátórios, econômicos e ambientais, uma análise mais geral das pesquisas indica elevado potencial do emprego desta tecnologia no processamento e gerenciamento de resíduos radioativos.

    Palavras-Chave: radioactive waste processing; radioactive waste management; solid wastes; compactification; ionizing radiations; plasma technology; volumetric analysis; absorbed radiation doses; dose limits; dose equivalentes; environmental protection

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A opção Busca avançada utiliza os conectores da lógica boleana, é o melhor recurso para combinar chaves de busca e obter documentos relevantes à sua pesquisa, utilize os filtros apresentados na caixa de seleção para refinar o resultado de busca. Pode-se adicionar vários filtros a uma mesma busca.

Exemplo:

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

Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

Tipo de publicação: Texto completo de evento

Ano de publicação: 2015

✔ Para indexação dos documentos é utilizado o Thesaurus do INIS, especializado na área nuclear e utilizado em todos os países membros da International Atomic Energy Agency – IAEA , por esse motivo, utilize os termos de busca de assunto em inglês; isto não exclui a busca livre por palavras, apenas o resultado pode não ser tão relevante ou pertinente.

✔ 95% do RD apresenta o texto completo do documento com livre acesso, para aqueles que apresentam o significa que e o documento está sujeito as leis de direitos autorais, solicita-se nesses casos contatar a Biblioteca do IPEN, bibl@ipen.br .

✔ Ao efetuar a busca por um autor o RD apresentará uma relação de todos os trabalhos depositados no RD. No lado direito da tela são apresentados os coautores com o número de trabalhos produzidos em conjunto bem como os assuntos abordados e os respectivos anos de publicação agrupados.

✔ O RD disponibiliza um quadro estatístico de produtividade, onde é possível visualizar o número dos trabalhos agrupados por tipo de coleção, a medida que estão sendo depositados no RD.

✔ 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.