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IPEN-DOC 11345
- FRIMAIO, AUDREW
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Desenvolvimento de um material cerâmico para utilização em proteção radiológica diagnóstica.
2006.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP,
Sao Paulo.
Orientador: Leticia Lucente Campos Rodrigues.
DOI:
10.11606/D.85.2006.tde-04062007-163758
Abstract: Este estudo tem por objetivo formular um composto cerâmico para revestimento de paredes visando contribuir para a otimização da blindagem de salas de diagnóstico. O trabalho foi baseado em medidas experimentais de atenuação da radiação X (80 e 100 kV) empregando materiais cerâmicos de revestimento contendo diferentes suportes cerâmicos (vermelho, branco, grês, porcelanatos, etc). Dentre os suportes cerâmicos avaliados, o grês branco apresentou melhores propriedades atenuadoras, e foi considerado o mais adequado para a proposta deste trabalho. Diferentes formulações de grês branco foram estudadas e alteradas a fim de obter melhores propriedades atenuadoras. Foram efetuadas simulações de composições cerâmicas de revestimento grês dentro das porcentagens de matérias-primas necessárias na composição que são 12-20% argila; 6-18% caulim; 12-25% filito; 8-14% quartzo; 10-18% feldspato; 32- 40% pegmatito; 6-8% talco. As composições químicas quantitativas e qualitativas destes materiais foram também avaliadas, e os elementos constituintes mais comuns são SiO2, Fe2O3, Al2O3, CaO e Ti2O3. Considerando que o CaO pode ser substituído pelo PbO ou BaO, foram estudadas formulações com maiores teores de óxidos de Pb e Ba. O comportamento destes materiais como atenuadores para a radiação X foi investigado por meio de simulações computacionais que levaram em consideração os espectros de raios X incidentes e transmitidos através das diferentes composições estudadas e comparado com os materiais de referência Pb, Ba e BaSO4 (barita). Os resultados obtidos nas simulações indicaram as formulações do composto de suporte cerâmico grês que demonstram melhores propriedades de atenuação levando-se em conta as energias usadas em raios X diagnóstico (80, 100 e 150 kV). Placas cerâmicas baseadas na composição formulada que apresentou menor diferença percentual em relação ao Pb foram produzidas em laboratório e testadas fisicamente como revestimento de parede e barreira protetora. Propriedades como módulo de resistência à flexão, densidade, carga de ruptura, absorção de água e atenuação da radiação X foram avaliadas para todas as placas produzidas.
Palavras-Chave: attenuation; barite; barium sulfates; barium; ceramics; computerized simulation; density; experimental data; kerma; lead; optimization; qualitative chemical analysis; quantitative chemical analysis; radiation protection; shielding materials; shielding; thickness; x radiation
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IPEN-DOC 07011
- AMORIM, ALDO S. de
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Alternativas de reciclagem de lama de aciaria em concretos e argamassas.
2000.
Dissertacao (Mestrado) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP,
Sao Paulo.
115 p.
Orientador: Maria Aparecida Faustino Pires.
Palavras-Chave: industrial wastes; scrap metals; recycling; building materials; mortars; concretes; shielding materials; slags
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IPEN-DOC 20174
- ALBUQUERQUE, SERGIO M. de
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Estudo para o desenvolvimento e caracterização de concretos de mass específica elevada para proteção às radiações gama e X
/ Study for the development and characterization of concretes of high specific mass for protection to the gamma and X radiation
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2014.
Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
156 p.
Orientador: Gian-Maria Agostino Angelo Sordi.
DOI:
10.11606/T.85.2014.tde-06102014-090452
Abstract: Este trabalho de tese de doutorado visou identificar as matérias primas naturais produzidas no Brasil e possíveis de serem utilizadas na produção de concretos de elevada massa específica. Desenvolver uma metodologia para a caracterização, preparo, moldagem, ensaios para determinação do coeficiente de atenuação linear experimental, calculo do coeficiente de atenuação linear teórico, e determinação do Z efetivo, culminando com a confecção de um banco de dados embrionário para os concretos de elevada massa específica preparados com matérias primas nacionais. Para tanto foram identificadas onze matérias primas produzidas no Brasil com caracteísticas adequadas para a produção de concretos de elevada densidade. Apresentamos os fundamentos teóricos ao bom entendimento do trabalho tanto no campo da proteção radiológica como naquela dos conceitos que podem ser usados para a produção de blindagem às radiações gama e X. Preparamos vinte e dois tipos de concretos de elevada massa específica com a utilização de matérias primas naturais e nacionais. Os concretos desenvolvidos foram preparados, moldados e ensaiados com uma fonte de 137Cs, de 3,7 1010 Bq (1Ci) de atividade. Foram calculados os coeficientes de atenuação linear com a utilização das análises químicas dos concretos preparados e encontrados os coeficientes de atenução linear experimentais para comparação e avaliação da técnica proposta. Foram medidas as massas específicas dos concretos preparados em virtude de sua importância para a formação da seção de choque do composto quando da predominância do efeito Compton, e determinado o Z efetivo para a região predominante do efeito fotoelétrico. Por fim foram calculados os custos de produção levando-se em conta somente os custos das matérias primas. Para as massas específicas os concretos apresentaram uma variação de 2,74 kg/dm3 até 3,76 kg/dm3, já para o coeficiente de atenuação linear experimental a variação foi de 0,2137 cm-1 a 0,2860 cm-1, o Z efetivo variou de 19 a 25. Finalizando o trabalho foram discutidos os resultados e sugeridos preferências de concretos para utilização em blindagens com a aplicação de alguns conceitos. Comparando os resultados encontrados com vários outros publicados em trabalhos internacionais, verificamos o grau de similaridade.
Palavras-Chave: raw materials; concretes; cesium 137; density; shielding materials; gamma radiation; x radiation; radiation protection; attenuation; chemical analysis
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IPEN-DOC 28922
- CELESTINO, PEDRO A.P.
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Estudo das Vestimentas de Proteção Radiológica (VPRs) para manutenção de usinas nucleares móveis
/ Study of Radiation Shielding Protective Clothing's (RSPCs) for maintenance of mobile nuclear power plants
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2022.
Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
119 p.
Orientador: Gian Maria Agostino Angelo Sordi.
DOI:
10.11606/D.85.2022.tde-18082022-111933
Abstract: A maior parte da exposição à radiação dos Indivíduos Ocupacionalmente Expostos (IOEs) em uma usina nuclear vem da inspeção, manutenção e reparo dentro do compartimento do reator. O objetivo do estudo foi desvendar a vestimenta que, concomitantemente, apresenta o melhor resultado para atenuação de radiação ionizante, bem como, uma boa ergonomia para o profissional de manutenção de usinas nucleares móveis. Para isso foi realizada uma pesquisa de mercado e, como resultado, foram encontradas nove Vestimentas de Proteção Radiológica (VPRs), de cinco fabricantes diferentes e proveniente de três países, Estados Unidos, Japão e China; e que se apresentam factíveis de serem adquiridas. Para escolha da VPR foram utilizadas as técnicas de otimização da publicação 55 da Comissão Internacional de Proteção Radiológica (CIPR): análise de prioridades com atributos múltiplos e análise com critérios múltiplos excedentes. Com base nas informações disponibilizadas pelos fabricantes foram escolhidos cinco atributos para comparação: custo de proteção, percentual de atenuação de radiação ionizante, peso, conforto e descontaminação superficial da vestimenta. Para verificar a robustez da solução analítica encontrada, foram variados os valores das constantes de crescimento, onde observou-se que a solução analítica encontrada é fortemente influenciada quando se altera o custo de proteção, por ser a VPR de maior custo entre todas as pesquisadas. A VPR elegida por ambas as técnicas de otimização foi a STEMRAD 360γ, que apresenta a maior capacidade de atenuação de radiação ionizante, bem como configura-se como VPR com maior ênfase ao quesito ergonomia. Por fim, a partir da vestimenta apontada como o melhor equipamento de proteção, foram propostos ensaios para averiguar a capacidade de atenuação da radiação ionizante, bem como os passos iniciais para desenvolvimento e confecção de uma Vestimenta de Proteção Radiológica Nacional (VPRN) para aplicação em manutenção de usinas nucleares móveis.
Palavras-Chave: mobile reactors; nuclear power plants; radiation protection; radiation doses; occupational exposure; working conditions; shielding materials; ionizing radiations
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IPEN-DOC 27280
- GUIMARAES, RAQUEL F.L.
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Segurança no transporte
: uma proposta de blindagem para radiofármacos
/ Safety in transportation: a shielding proposal for radiopharmaceuticals
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2015.
Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
98 p.
Orientador: Jesualdo Luiz Rossi.
DOI:
10.11606/D.85.2015.tde-18092020-165421
Abstract: A produção de radiofármacos e radiotraçadores demanda uma estrutura que envolve a extração de minério, o transporte até os pontos onde esses serão beneficiados e, após esta etapa, seu armazenamento ou transporte até os hospitais e clínicas. Um dos radiotraçadores mais utilizados é o Tc-99m, atualmente importado. Seu uso inclui diagnóstico de câncer, doenças renais, do coração, cerebrais entre outras. Este trabalho traz uma pesquisa bibliográfica, descrevendo o embalado que é usado no transporte do radionuclídeo Tc-99m. Esse radionuclídeo será inserido no gerador que será levado aos hospitais que farão uso nos como radiofármaco (terapia) ou radiotraçador (diagnóstico). Os embalados usados atualmente foram importados por empresas que já não os certificam para uso. Além disso, a construção do reator multipropósito brasileiro (RMB), implica em ter embalados para o transporte de radionuclídeos, principalmente o Tc-99m que tem amplo uso na medicina. Assim, nasceu uma nova necessidade: a de se criar um produto nacional, de valor razoavelmente próximo ao comprado anteriormente, se possível com menor tamanho e massa, de modo que se tenham meios de manter o transporte de matéria-prima e produtos não só para a medicina, mas também para áreas como indústria, agronomia entre outras. Este trabalho teve foco no embalado produzido pela empresa Nordion do Canadá, utilizado para o transporte de Mo-99 para o posterior uso em geradores de Tc-99m, analisando o existente e propondo alternativas possíveis de serem produzidos no país. O material de blindagem contra radiação indicado pela documentação da Nordion é um metal, o urânio empobrecido. Uma avaliação de exemplar existente foi feita sendo sugerido o urânio para a blindagem e materiais diversos para as demais partes. A metodologia adotada foi a pesquisa bibliográfica e de campo (para conhecimento do objeto). Como resultado, foram apresentados casks com espessura e massa para a blindagem próximas às dos atualmente utilizados.
Palavras-Chave: shielding materials; transport; radiopharmaceuticals; mhd generators; molybdenum 99; technetium 99 target; radioisotopes; packaging rules; equivalent radiation doses; radiation dose units; interaction range; radiotherapy; diagnosis; radiation protection; recommendations; safety standards
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IPEN-DOC 22018
- CARDOZO, NELSON X.
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Desenvolvimento de um sistema de irradiação para produção de radioisótopos gasosos aplicados em processos industriais
/ Development of a irradiation system for production of gaseous radioisotopes applied in industrial processes
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2016.
Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
75 p.
Orientador: Wilson Aparecido Parejo Calvo.
DOI:
10.11606/D.85.2017.tde-09012017-080638
Abstract: Dentre as diversas aplicações dos radioisótopos, a utilização dos radiotraçadores é considerada uma das mais importantes, no diagnóstico de funcionamento dos equipamentos de processos, em plantas de indústrias químicas e petroquímicas. Os radiotraçadores são utilizados em procedimentos analíticos para obtenção de dados qualitativos e quantitativos de sistemas, em estudos de transferências físicas e físico-químicas. Na produção de radioisótopos gasosos utilizados como traçadores em processos industriais, destacam-se o 41Ar e 79Kr, gases nobres (inertes) que possuem baixa reatividade com os demais elementos químicos. O 41Ar é um emissor gama de alta energia (1,29 MeV) e apresenta elevada porcentagem de transformações com essa energia, o que resulta em quantidades relativamente pequenas necessárias em relação a outras para uma detecção eficaz, mesmo em componentes com grandes espessuras. Atualmente, a produção de radioisótopos gasosos em reatores nucleares de pesquisa é realizada em pequenas quantidades (bateladas), por meio de ampolas de quartzo contendo o gás natural 40Ar ou 78Kr. Nesse sentido, o objetivo desse estudo é desenvolver um sistema de irradiação capaz de produzir em escala contínua, o radioisótopo gasoso 41Ar, dentre outros, com atividade de 7,4x1011 Bq (20 Ci) por ciclo de irradiação, por meio do Reator IEA-R1 de 4,5 MW, fluxo de nêutrons térmicos médio de 4,71 x 1013 ncm-2s-1, para suprir uma demanda existente em empresas de END e inspeções, e pelo próprio Centro de Tecnologia das Radiações, no IPEN/CNEN-SP. O sistema de irradiação (SI) é constituído por uma cápsula de irradiação em alumínio, linhas de transferência, válvulas agulhas, conexões anilhadas, conectores rápidos, manovacuômetro, sistema de vácuo, dewar de liquefação, blindagem em chumbo, cilindros de armazenamento e transporte (CAT), dentre outros. O SI foi aprovado nos testes de estanqueidade e estabilidade (testes de formação de bolhas, pressurização, evacuação e com equipamento leak detector SPECTRON 600 T). Na produção experimental para obtenção de 1,07x1011 Bq (2,9 Ci) de 41Ar, distribuíram-se dosímetros de alanina em diversos componentes e dispositivos do SI. Além disso, determinaram-se as taxas de exposição na parede da blindagem em chumbo, ao concentrar o gás radioativo liquefeito e no CAT, após a transferência do 41Ar, pelo medidor de radiação portátil Teletector ® Probe 6150 AD-t/H.
Palavras-Chave: argon 41; krypton 79; tracer techniques; radiators; irradiation capsules; valves; joints; pressure gages; dewars; lead; storage; shielding materials; leak detectors; iear-1 reactor; petrochemicals; chemistry; industry; gaseous diffusion; radiation sources; isotope production; quality control; quantitative chemical analysis; nuclear engineering
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IPEN-DOC 25227
- ALMEIDA, PATRÍCIA de
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Projeto estrutural de uma construção enterrada tipo bunker, destinada à instalação de equipamento acelerador linear de elétrons
/ Structural design of a bunker intended for installation of a linear accelerator of eletrons
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2018.
Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
88 p.
Orientador: Carlos Alberto Zeituni.
DOI:
10.11606/D.85.2018.tde-28082018-163016
Abstract: A radioterapia externa ocupa lugar de destaque nos tratamentos de câncer. As construções das salas que abrigam os aceleradores lineares são custosas e este fator é limitante para que sejam instalados mais equipamentos. Faz-se necessária a pesquisa de opções construtivas com objetivo de redução de custos, mantendo-se a estabilidade estrutural e a barreira de proteção radiológica. Para a blindagem destas instalações podem ser empregados diversos materiais para a atenuação de radiação. O concreto armado é empregado em muitas destas instalações, seja pelo seu custo ou a prática construtiva no Brasil, face ao notório conhecimento deste material e abundância de matéria prima. Foram elaborados dois projetos estruturais de bunker em concreto armado. O projeto denominado bunker enterrado foi concebido com estrutura localizada no subsolo e dimensionado levando-se em conta inclusive os esforços decorrentes do solo adjacente às paredes. Foi adotada blindagem de concreto no teto. As demais faces da construção tem atenuação de radiação por solo compactado. O projeto do bunker não enterrado considerou a geometria de um projeto padrão do Ministério da Saúde e o acesso é pelo pavimento térreo. Em função da espessura necessária de blindagem, foi projetada uma estrutura com dimensões que contemplam a barreira no teto e paredes. Os resultados obtidos neste estudo foram satisfatórios quanto aos dois modelos estruturais propostos, com vantagens e desvantagens. Foi mostrada a diferença de custos entre uma estrutura de edificação enterrada e outra não enterrada. A estrutura enterrada mostrou-se mais viável, pois aproveita o solo compactado adjacente para atenuação da radiação.
Palavras-Chave: hoppers; containers; underground facilities; nuclear facilities; design; distributed structures; modular structures; linear accelerators; interactions; electroproduction; shielding materials; low dose irradiation; radiation protection; radiotherapy
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IPEN-DOC 29254
- LEOCADIO, LEONARDO P.
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Análise da escória da metalurgia da cassiterita para utilização como agregado miúdo para a produção de argamassas de blindagem de raios X e Gama
/ Analysis of cassiterite metallurgy slag for use as fine aggregate for the production of X and Gamma ray shielding mortars
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2022.
Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) -
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP,
São Paulo.
63 p.
Orientador: Carlos Alberto Zeituni.
DOI:
10.11606/D.85.2022.tde-23122022-151833
Abstract: A utilização dos raios X na área médica, principalmente na radiologia, no Brasil e no mundo, vem crescendo progressivamente. No âmbito da construção civil, uma das maneiras de se diminuir a exposição às radiações e, consequentemente, diminuir as doses é a utilização de barreiras às radiações (blindagens). Não diferentemente de outros países, no Brasil empregam-se vários tipos de materiais para a construção de proteções às radiações ionizantes. Quanto ao revestimento de ambientes, por exemplo, além do chumbo, outros materiais foram testados e aplicados. Foi investigada a utilização da escória da metalurgia da cassiterita como agregado miúdo para a produção de argamassas de revestimento na blindagem de raios X e raios Gama. A cassiterita é o principal mineral de estanho explorado no mundo, produzida comercialmente no Brasil. A pesquisa foi dividida em quatro etapas: 1. coleta do material no pátio da metalúrgica; 2. caracterização física da escória da metalurgia da cassiterita; 3. confecção da argamassa utilizando a escória como agregado miúdo; e 4. determinação experimental dos coeficientes de atenuação da argamassa de revestimento produzidas com a escória da metalurgia da cassiterita. A partir dos estudos demonstra-se que é inconteste o potencial do material para o que se propõe nesta pesquisa e a sua contribuição para pesquisas futuras, entretanto, o mesmo não é conclusivo para utilização da escória como argamassa para blindagem.
Palavras-Chave: tin oxides; minerals; slags; micellar systems; shielding materials; x radiation; gamma radiation; materials testing
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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.
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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.
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