Abstract: Um dos componentes mais importantes de um Reator Nuclear é o Combustível Nuclear. Atualmente, o mais avançado combustível comercial, cuja aplicabilidade nos reatores brasileiros vem sendo desenvolvida pelo IPEN desde 1985, é o siliceto de urânio U3Si2. Este é formado por placas combustíveis com núcleos de dispersão (onde o material físsil (U3Si2) é disperso homogeneamente em uma matriz de alumínio) revestidos por alumínio. Tal combustível é produzido no Brasil com tecnologia totalmente nacional, resultado do esforço realizado pelo grupo de fabricação de combustíveis nucleares (CCN Centro do Combustível Nuclear) do IPEN. Diante da necessidade do aumento da potência do reator IEA-R1 e da construção do Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), para a produção de radioisótopos principalmente para fins na área da medicina , haverá significativo aumento na produção deste combustível nuclear no IPEN. Em face desta conjuntura, faz-se necessário o desenvolvimento de técnicas de qualificação mais modernas e automatizadas. Visando a este objetivo, neste trabalho foi desenvolvido um novo método computacional de medição de espessuras de núcleos e revestimentos de placas combustíveis, o qual é capaz de realizar tais medidas em tempo menor e com dados estatísticos mais significativos, quando comparado com o método atual de medição.

Palavras-Chave: brazil; brazilian cnen; fuel plates; thickness; nuclei; cladding; surface coating; measuring methods; computers; calculation methods; statistics

Abstract: Neste trabalho foram obtidas estimativas das Probabilidades de Erro Humano (PEH) das ações dos operadores do Reator de Pesquisa IEA-R1 do IPEN, em resposta a uma hipótese de situação de emergência, e realizada uma avaliação dos Fatores Influenciadores do Desempenho Humano (PSF) potencialmente influentes naquelas ações. A avaliação dos PSF foi realizada com a finalidade de classificá-los de acordo com o seu nível de influência nas ações e de determinar o estado atual destes PSF na instalação. Tanto a obtenção das PEH, como também a avaliação dos PSF, foram realizadas por meio do processo de Avaliação por Especialistas, através de entrevistas e questionários. O grupo especialista foi composto a partir dos próprios operadores do Reator IEA-R1. A representação do conhecimento dos especialistas em expressões lingüísticas e a geração de valores que representam o consenso das avaliações do grupo especialista deram-se pelo emprego da Lógica Fuzzy e da Teoria dos Conjuntos Fuzzy. Os valores obtidos para as PEH foram comparados com dados utilizados pela literatura afim e se mostraram satisfatórios para ações similares, corroborando a metodologia proposta como uma boa alternativa a ser empregada em métodos de Análises de Confiabilidade Humana (ACH).

Palavras-Chave: calculation methods; emergency plans; errors; evaluation; fuzzy logic; performance; probability; reactor operators; reactor safety; reliability; research and test reactors

Abstract: Este trabalho realizou uma comparação entre alguns dos principais códigos de transporte que empregam a abordagem estocástica de Monte Carlo para aplicação em cálculos dosimétricos em Medicina Nuclear. Foram analisados com detalhes os diversos modelos físicos e numéricos utilizados pelo código MCNP5 em relação códigos como Penelope e EGS. A identificação de suas potencialidades e limitações para solução de problemas microdosimétricos foram destacados. A metodologia condensada usada pelo MCNP resultou em valores para energia depositada normalmente menores, evidenciando uma conhecida característica do método das historias condensadas: o fato de subestimar tanto o número de colisões ao longo da trajetória do elétron quanto do número de partículas secundárias criadas. O uso de códigos de transporte como Penelope e MCNP em escalas micrométricas recebeu especial atenção neste trabalho. Códigos classe I e II foram estudados e seus principais recursos foram explorados visando o transporte de elétrons, que são de especial importância em dosimetria. Espera-se que a avaliação das metodologias disponíveis, aqui abordadas contribua para um maior entendimento do comportamento de tais códigos principalmente para esta classe de problemas, comuns em microdosimetria.

Palavras-Chave: microdosimetry; dosemeters; electron sources; calculation methods; monte carlo method; computer codes; m codes

Abstract: As expectativas da Organização Mundial de Saúde para o ano de 2030 são que o número de mortes por câncer seja de aproximadamente 13,2 milhões, evidenciando a elevada parcela desta doença no problema de saúde mundial. Com relação ao câncer de próstata, de acordo com o Instituto Nacional do Câncer, o número de casos diagnosticados no mundo em 2012 foi de aproximadamente 1,1 milhão, enquanto que no Brasil os dados indicam a incidência de 68 mil novos casos. O tratamento deste tipo de neoplasia pode ser realizado com cirurgia (prostatectomia) ou radioterapia. Dentre a radioterapia, podemos destacar a técnica de braquiterapia, a qual consiste na introdução (implante) de pequenas fontes radioativas (sementes) no interior da próstata, onde será entregue um valor elevado de dose no volume de tratamento e baixa dose nos tecidos ao redor. No Brasil, a classe médica estima uma demanda de aproximadamente 8000 sementes/mês, sendo o custo unitário de cada semente de pelo menos U$ 26,00. A Associação Americana de Físicos na Medicina publicou alguns documentos descrevendo quais parâmetros e análises devem ser realizadas para avaliações da distribuição de dose, como por exemplo, os parâmetros Constante de taxa de dose, Função radial e Função de anisotropia. Estes parâmetros podem ser obtidos através de medidas experimentais da distribuição de dose ou por simulações computacionais. Neste trabalho foram determinados os parâmetros dosimétricos da semente OncoSeed-6711 da empresa Oncura-GEHealthcare e da semente desenvolvida pelo Grupo de Dosimetria de Fontes de Braquiterapia do Centro de Tecnologia das Radiações (CTR IPEN-CNEN/SP) por simulação computacional da distribuição de dose utilizando o código MCNP5, baseado no Método de Monte Carlo. A semente 6711 foi modelada, assim como um sistema dosimétrico constituído por um objeto simulador cúbico de 30x30x30 cm3 preenchido com água. Os valores obtidos da semente 6711 foram comparados com alguns apresentados na literatura, onde o parâmetro Constante de taxa de dose apresentou erro relativo em relação ao valor publicado no TG- 43 de 0,1%, sendo que os outros parâmetros analisados também apresentaram boa concordância com os valores publicados na literatura. Deste modo, pode-se considerar que os parâmetros utilizados nas simulações (espectro, modelagem geométrica e avaliação de resultados) estão compatíveis com outros estudos, sendo estes parâmetros também utilizados nas simulações da semente do IPEN. Considerando as análises de incerteza estatística, os valores obtidos da semente do IPEN são semelhantes aos valores da semente 6711.

Palavras-Chave: personnel dosimetry; radiation doses; measuring methods; radioisotopes; iodine 125; sealed sources; radiotherapy; brachytherapy; anisotropy; molecular structure; tumor cells; prostate; calculation methods; monte carlo method; computer codes

Abstract: Para atender a legislação ambiental do Conselho Nacional do Meio Ambiente (CONAMA), a Resolução CONAMA 357/2005, é necessário desenvolver metodologias que se aplicam na medição analítica de forma correta e para um controle de qualidade é necessário a aplicação da validação de metodologia. Para atender as exigências legais, o presente trabalho desenvolveu uma metodologia para a identificação de 12 elementos metálicos, tais como: Al, Ba, Ca, Cd, Cr, Cu, Fe, K, Mg, Mn, Na e Ni em águas, avaliando 14 pontos, sendo eles GU000-01 (23°46\'49.6\"S-46°47\'22\"0W), GU000-02 (23°45\'29.5\"S-46°46\'18.7\"W), GU000-03 (23°44\'52.2\"S-46°46\'13.6\"W), GU106-04 (23°44\'44.6\"S-46°45\'25.8\"W), GU000-05 (23°44\'57.5\"S-46°45\'24.2\"W), GU107-06 (23°45\'01.2\"S-46°43\'61.5\"W), GU108-07 (23°43\'64.7\"S-46°43\'42.3\"W), GU000-08 (23°42\'96.9\"S-46°43\'61.2\"W), GU109-09 (23°43\'04.6\"S-46°43\'34.0\"W), GU105-10 (23°42\'89.9\"S-46°44\'68.7\"W), GU108-11 (23°42\'53.4\"S-46°43\'44.9\"W), GU103-12 (23°41\'88.5\"S-46°44\'67.3\"W), GU102-13 (23°41\'58.0\"S-46°43\'57.3\"W), GU000-14 (23°40\'78.2\"S-46°43\'55.0\"W), distribuídos pela Represa Guarapiranga, situada no Estado de São Paulo, aplicando a metodologia validade, realizada com base no guia do Instituto Nacional de Metrologia, Qualidade e Tecnologia (INMETRO), Orientação sobre Validação de Métodos Analíticos - DOQ-CGCE-008. Foram avaliados os parâmetros: seletividade, faixa de trabalho/linearidade, limites de detecção e quantificação, tendência/recuperação, precisão, robustez e incerteza de medição. Foi utilizado a técnica de espectrometria de Emissão Óptica com Plasma de Argônio (ICP-OES). O teste de seletividade comprovou que a matriz não interfere nas curvas analíticas elaborada; a faixa de trabalho apresentou um comportamento linear, para as amostras com e sem a matriz de interesse, com um coeficiente de correlação (r), entre 0,9965 a 1,0; os limites de detecção e quantificação do método atendem aos valores máximos permitidos pela Resolução CONAMA 357/2005; com os testes de repetitividade e de recuperação o método demonstrou ser preciso e exato, além de robusto. Posteriormente foi estimado uma incerteza de medição do método. A incerteza expandida estimada variou entre 3 e 18% da concentração encontrada. A validação da metodologia permitiu a sua aplicação para a avaliação da distribuição dos 12 elementos, nas águas da represa Guarapiranga. Foram observados valores altos para Ca, Na e K, em todos os pontos de coletas analisados, evidenciando que são os elementos que fazem parte da característica geológica da área. Os elementos Fe e Al obtiveram valores acima da legislação nos pontos da Represa (G000-01, G000-02 e G000-03). Com os testes dos parâmetros para a validação, com os cálculos estatísticos aplicados, foi possível desenvolver e aplicar uma metodologia adequada para o uso pretendido.

Palavras-Chave: water; water pollution control; control elements; metals; semimetals; plasma; icp mass spectroscopy; analytical solution; statistical data; statistical models; calculation methods; safety standards