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Programa de Reatores rápidos da CNEN/IEN e o Programa conjunto Brasil/Argentina para o desenvolvimento de reator rápido experimental RRE
No full textApresento um resumo do Programa de Reatores Rápidos da CNEN/IEN, que se iniciou no IEN em 1969, e sua evolução para o Programa conjunto Brasil/Argentina com o objetivo para o desenvolvimento e construção, em 25 anos, do Reator Rápido Experimental Projeto RRE
Análise metalgráfico de aço comum - ciclotron
No full textO emprego das técnicas macrográficas, micrográficas, tratamento térmico e dureza caracterizam os blocos de aço como sendo tipo SAE 1010
Avaliação de proteção oferecida por estruturas urbanas frente a detonação de um dispositivo nuclear improvisado (IND)
Get PDFThe wide and crescent use of the benefits of the nuclear sector triggers a growing need to increase the protection and safety of society and workers regarding accidents or illicit acts with radioactive material related to these activities. One of these acts is the detonation of an improvised nuclear device (IND), which can lead to population exposure and unfold large-scale events. A previous computational simulation may anticipate the consequences of a future real scenario, assisting in the protection of potentially exposed individuals, and generating better emergencies control. This research project considers a simulation of the detonation of an IND in a large urban center by using the Hotspot code. The study was made considering the shielding offered by different urban structures (such as concrete buildings, wooden houses, vehicles, etc.) that are not affected by any other effect than IND radiation. Thus, considering similar distances to the detonation epicenter between the different structures studied, the urban shields were listed in decreasing order of protection, so that it can support the management of the priority in the screening of an emergency. Next, in order to support the decision making after the IND detonation and to assist in the process of screening and minimizing injuries and dose levels received, the questionnaire on public safety contained in the document "Improvised Nuclear Device Response and Recovery: Communicating in the Immediate Aftermath" from Federal Emergency Management Agency, FEMA) was used. In this way, guidelines for decision-making have also been reported in order to reduce damage to the health of the potentially affected public.A ampla e crescente utilização dos benefícios do setor nuclear desencadeia uma necessidade cada vez maior de aumentar a proteção e segurança da sociedade e dos trabalhadores no que tange a acidentes ou atos ilícitos com uso de material radioativo relacionado a estas atividades. Um destes atos é a detonação de um dispositivo nuclear improvisado (do inglês, IND), o qual pode levar à exposição da população e a desdobramentos de grande escala. Uma simulação computacional prévia pode, assim, vir a antecipar as consequências de um cenário real futuro, auxiliando na proteção dos indivíduos potencialmente expostos, gerando maior controle da situação de emergência. Para este trabalho foi considerada a simulação da detonação de um IND em um grande centro urbano por meio do código Hotspot. Para tal, foi realizado um estudo da blindagem oferecida por diversos tipos de estruturas urbanas (como prédios de concreto, casas de madeira ou tijolo, veículos etc) não afetadas por nenhum outro efeito que não fosse a radiação proveniente do IND. Desta forma, considerando distâncias similares ao epicentro de detonação entre as diversas blindagens estudadas, elencou-se as estruturas urbanas em ordem decrescente de proteção, a fim de servir de apoio ao gerenciamento da prioridade nos procedimentos de evacuação, abrigagem e triagem em um quadro de emergência. A seguir, com o objetivo de dar suporte às tomadas de decisão posteriores à detonação do IND e ainda, visando auxiliar no processo de triagem e minimização de injúrias e níveis de dose recebidos, foi utilizado o questionário sobre segurança do público contido no documento “Improvised Nuclear Device Response and Recovery: Communicating in the Immediate Aftermath” adaptado da Agência Federal de Gestão de Emergências dos EUA (Federal Emergency Management Agency ou FEMA). Desta forma, foram também relatadas orientações para o processo de decisão de forma a reduzir danos à saúde do público possivelmente afetado
Reator produtor de radioisótopos: relatório técnico de 1991
No full textDescreve as atividades desenvolvidas durante o ano de 1991, referentes a uma nova concepção de projeto do núcleo do reator produtor de raioisótopos. Apresenta os resultados obtidos e as proposições para estudos e investigações futuras
Processo de implantação de um repositório de rejeitos radioativos - aceitação pública e aspectos legislativos
No full textOne of the biggest challenges of the Nuclear Industry is public acceptance. It can define the
success or failure of a Nuclear enterprise. It was believed that only technical aspects were
sufficient to choose a site for the implementation of a waste deposit, but due to several failures
in processes that left aside the participation of the local population, many nations were led to
improve the way to communicate with the people involved, through the distribution of
information, transparent and open selection processes and improvements in the compensation
process. Brazil has not yet adapted to this type of strategy and its population is poor in
information and knowledge about the nuclear area, what can make Brazilians to strongly reject
further nuclear undertakings. This work presents the Brazilian legislation for the whole process
that involves the implementation of a repository, from the choice of location to its inspection
and financial compensation, and looks for ways to improve it, leading to a better public
acceptance.Um dos maiores desafios da indústria nuclear é a estratégia utilizada para alcançar a aceitação
pública, esta pode definir o sucesso ou o fracasso de um empreendimento nuclear. Acreditavase
que apenas os aspectos técnicos eram suficientes para escolher um local para a implantação
de um depósito de rejeitos radioativos, entretanto, após diversos insucessos em projetos que
deixaram de lado a participação da comunidade, muitos países foram levados a repensar a
estratégia de comunicação para obter o apoio da população, isso se deu através da melhoria na
qualidade das informações, através da realização de processos de seleção do local transparentes
e abertos e melhorias no aprimoramento do modelo de compensações financeiras e/ou sociais.
O Brasil precisa melhorar seu modelo de comunicação na área nuclear, uma vez que a
população é carente de informações e conhecimento sobre a área, isso pode fazer com que novos
empreendimentos na área sejam fortemente rejeitados. Este trabalho apresenta uma análise
sobre a legislação brasileira que dispõe sobre o processo de implantação de um repositório de
rejeitos radioativos, dando ênfase as estratégias de escolha do local e sua aceitação pública,
discutindo a influência da compensação financeira a ser paga ao município que receberá o
repositório no processo de aceitação da comunidade local
Estudo de trincas e corrosões em gasodutos usando medidas de transmissão e espalhamento de raios gama
No full textMost of the natural gas production is transported through gas pipelines, which require periodic inspections to assess the structural integrity of the pipelines, due to possible defects caused by degradation, which can rupture causing fluid leakage causing major disasters. Based on this, this work presents a methodology for crack detection and pipeline corrosion. The approach is based on the study of the transmission and scattering of gamma rays to investigate possible pipelines failures. For this, the diameter, thickness and composition of the pipeline and natural gas material were specified, as well as the internal operating pressure of the pipeline. Preliminary studies to determine of the sources energies to be used in the simulations were performed, and the influence of the pipeline and natural gas in the transmitted and scattered beams were analyzed. The failure detection and measuring system consisted of two geometries, the first for analysis of transmitted beams using a separately analyzed gamma ray source (137Cs and 133Ba) with an 18° narrow beam comprising the source and detector of NaI (Tl) 2x2”, the second geometry for the study of scattered beams using a 2x2” NaI (Tl) detector at 135° from the source while maintaining the narrow beam of 18°. The two models consist of analyzing the failure by scanning around the pipeline. For this, a geometry was developed to locate the failures using two-detector scattering techniques at 90º from the 137C source. Corrosion and cracks dimensions were determined, making it possible to compare the created models and the sources. The result was detection of a 15 mm extension of a 2 mm high crack using the source 133Ba with 80.998 keV power in the transmission system. The simulations were performed using the MCNPX code developing a suitable counting geometry for crack and corrosion detection by attenuation of transmitted and scattered beams.A grande parte da produção de gás natural é transportada por meio de gasodutos, que necessitam de inspeções periódicas para avaliar a integridade estrutural dos dutos, devido a possíveis defeitos causados por degradação, que podem se romper provocando vazamento do fluido ocasionando desastres de grandes proporções. Com base nisto, este trabalho apresenta uma metodologia para detecção de trincas e corrosões em gasodutos. A aproximação é baseada nos estudos da transmissão e espalhamento de raios gama visando investigar possíveis falhas nos dutos. Para isso, foram especificados o diâmetro, a espessura e a composição o material do duto e do gás natural, assim como, a pressão interna de operação do gasoduto. Estudos preliminares para determinação das energias das fontes a serem utilizadas nas simulações foram realizadas, e a influência do duto e do gás natural nos feixes transmitidos e espalhados foram analisados. O sistema de detecção e dimensionamento da falha consistiu em duas geometrias, sendo a primeira para análise dos feixes transmitidos, utilizando uma fonte de raio de gama (137Cs e 133Ba) analisada separadamente, com um feixe estreito de 18º compreendendo a fonte e detector de NaI(Tl) 2x2”, a segunda geometria para o estudo feixes espalhados utilizando um detector de NaI(Tl) 2x2” a 135º da fonte, mantendo o feixe estreito de 18º. Os dois modelos consistem em analisar as falhas realizando uma varredura ao redor do duto, para isso foi desenvolvida uma geometria para localização das falhas, utilizando técnicas de espalhamento com dois detectores a 90º da fonte de 137Cs. Foram determinadas dimensões das corrosões e trincas, o possibilitou comparar os modelos criados e as fontes. O resultado obtido foi na detecção 15 mm de extensão de uma trinca de 2 mm de altura e 0,5 mm de abertura, utilizando a fonte de 133Ba com energia de 80,998 keV no sistema de transmissão. As simulações foram realizadas utilizando o código MCNPX desenvolvendo uma geometria de contagem adequada para detecção das trincas e corrosões, por meio da atenuação dos feixes transmitidos e espalhados
Análise comparativa do volume final de rejeitos gerados em usinas nucleares após tratamento por meio de diferentes métodos de imobilização
No full textReduction of radioactive waste is a key part of its management. Waste generated in nuclear power plants, classified as Intermediate and Low Level Waste, can be stored for hundreds of years, taking up space in the initial and final deposits, increasing transport and deposition costs. It makes essential to reduce volume not only in generation of raw waste, but also in its treatment.In order to identify a method that produces the smallest volume of waste product, three immobilization methods were compared: cementation, bituminization and in drum drying system. For each method, a simulation based on the waste generation from a PWR plant was performed. The selected wastes were: evaporator concentrate and exausted ion exchange resins of the primary system. To perform this simulation, data from the incorporation of plants using these three methods were obtained in the literature. As a result it was found that in drum drying system promotes the highest reduction in waste volume after processing, however this work shows that the reduction or increase in volume after immobilization is related not only to the incorporation, but also to the types of packaging used during the process.A minimização de rejeitos radioativos é parte fundamental no seu gerenciamento. Rejeitos gerados em usinas nucleares, classificados como de baixo e médio níveis de radiação podem ser armazenados durante centenas de anos, ocupando espaço nos depósitos iniciais e finais, além de aumentarem os custos de transporte e deposição, tornando essencial a redução do volume não só na geração do rejeito bruto, mas também no seu tratamento. Como forma de identificar um método que produza o menor volume de rejeitos, foram comparados três métodos de imobilização de rejeitos: cimentação, betuminização e secagem direta em tambor. Para cada método foi realizada uma simulação, baseada na geração de rejeitos de uma usina PWR. Os rejeitos selecionados foram: concentrado do evaporador e resinas de troca iônica exauridas do sistema primário. Para realização desta simulação foram obtidos na literatura dados de incorporação de usinas que utilizam esses três métodos. Como resultado verificou-se que a secagem direta em tambor promove a maior redução do volume rejeitos após o processamento, porém este trabalho demonstra que a redução ou aumento do volume após a imobilização está relacionada não só aos graus de incorporação, mas também aos tipos de embalagens utilizadas durante o processo
Fatores de design em projetos da instrumentação nuclear: um estudo de caso no instituto de engenharia nuclear
No full textWhen potential solutions become complex or biased, the project team’s involvement and commitment during the evaluation and concept selection is essential. In this scenario, the process of selecting the best alternative idea depends on the visualization of design factors in order to the team filters the aspects that drive the concept under the project objectives. From this perspective, the aim of this study relates to the understanding of design practices, and the analysis of design factors that influence decision-making associated with idea selection. A case study approach integrated the analysis of the project development process of the nuclear instrumentation sector of the IEN, the verification of its projects, the development of an analysis to include the design factors in instrumentation projects and the application of a questionnaire for a focus group to verify their perceptions about factors that influence the design concepts. The results suggest that interviewees prefer innovative solutions, but there are limitations on their preferences, such as unresolved security issues, deadlines and costs that affect quality and continuity of a concept, or when there are techniques that promote technical feasibility along with the desired innovation and aesthetics. The visualization of this scenario becomes important in the contemporary context, in which the process gains relevance as much as the final product. Therefore, the work gives scope for a broader investigation of applied techniques to generate ideas alternatives by nuclear engineers and the application of quantitative methods of concept selection, as for a similar research, in another level of granularity, focusing in design methods and techniques.Quando potenciais soluções se tornam complexas ou tendenciosas é essencial que uma equipe seja entrosada e se empenhe durante a avaliação e seleção dos conceitos. Nesse cenário, a seleção da melhor alternativa de ideia depende da visualização de fatores de design para que a equipe refine os aspectos que tornam o conceito de acordo com os objetivos do projeto. Sob essa perspectiva, o objetivo deste estudo relaciona a compreensão das práticas de design, assim como a análise de fatores de design que influenciam as tomadas de decisões associadas à seleção da ideia. O estudo de caso atuou sobre a análise do processo de desenvolvimento de instrumentos nucleares do setor de instrumentação nuclear do Instituto de Engenharia Nuclear, na análise dos projetos, no desenvolvimento de uma análise para a inclusão dos fatores de design na instrumentação e na aplicação de um questionário escalonado para um grupo focal a fim de verificar suas percepções sobre fatores que influenciam a seleção de conceitos. Os resultados revelaram que os projetistas ainda que prefiram soluções inovadoras, limitações se aplicam sobre suas preferências, como questões de segurança não resolvidas, prazos e custos que afetam a qualidade e continuidade de conceito, ou quando há omissão de técnicas que promovam a viabilidade técnica juntamente à inovação e a estética almejada. A visualização deste cenário se faz importante no contexto contemporâneo, no qual o processo ganha relevância tanto quanto o produto final. Por fim, o trabalho dá margem tanto para uma investigação mais ampla de técnicas aplicadas para gerar alternativas de ideias por engenheiros do setor nuclear e na aplicação de métodos quantitativos de seleção de conceito, como para uma pesquisa semelhante, em outro nível de granularidade, focando-se nos métodos e técnicas de Design
Synthesis of iodine 123-labeled polymeric microspheres for the use of SPECT images in the embolization procedure
No full textVascular embolization is a clinical procedure widely used in the treatment of hypervascularized tumors. In this technique, dispersed polymer microspheres are injected through a catheter and reach the main blood vessel of the tumor, promoting an immediate obstruction. Consequently, the tumor region tends to atrophy or even die due to restricted nutrient supply. The vascular embolization procedure can be monitored by the Angiography technique; however, the images provided by this technique are not able to show the exact location of the blockade or the location of the particles. In this case, obtaining SPECT images may be an alternative, since this technique produces images of higher resolution, which would allow more precise tracking of the distribution of these particles in the body. The iodine 123 is a radioisotope widely used to obtain SPECT images and presents high in vivo stability when the radioiodine insertion occurs in aromatic rings. Therefore, the strategy used in this work was to obtain polymeric microspheres from the suspension polymerization of 4 vinylphenol with vinyl acetate for subsequent radioiodination of the same. This phenolic compound presents polymerization unsaturation and aromatic ring activated for radioiodination, which was performed using the iodo beads oxidizing agent. Prior to radioiodination, different percentages of 4 vinylphenol (0.10, 0.25 and 0.50 % w/w) were studied in order to select the composition that presented the most compatible characteristics for the use as an embolization agent. Mass polymerization, suspension polymerization, kinetic assays and the characterization of the synthesized polymeric materials were performed. The results showed that the desired copolymer was successfully obtained in the form of microspheres. Among the contents of 4 vinylphenol studied, microparticles synthesized with 0.10 % w/w of this comonomer exhibited the best properties to be used as an embolization agent and underwent radioiodination. Labeling results indicated a significant insertion of radioiodine in both PVAc and P(VAc co 4VPh) backbone.A embolização vascular é um procedimento clínico bastante utilizado no tratamento de tumores hipervascularizados. Nessa técnica, microesferas poliméricas dispersas são injetadas através de um cateter e alcançam o principal vaso sanguíneo do tumor, promovendo uma obstrução imediata. Consequentemente, a região tumoral tende a atrofiar ou até mesmo morrer, devido ao restrito fornecimento de nutrientes. O procedimento de embolização vascular pode ser monitorado pela técnica de Angiografia; no entanto, as imagens fornecidas por essa técnica não são capazes de mostrar o local exato do bloqueio nem a localização das partículas. Nesse caso, a obtenção de imagens SPECT pode constituir uma alternativa, pois essa técnica produz imagens de resolução superior, que permitiriam acompanhar, com maior precisão, a distribuição dessas partículas no organismo. O radioisótopo iodo 123 é largamente utilizado para a obtenção de imagens SPECT e apresenta alta estabilidade in vivo, quando a inserção do iodo ocorre em anéis aromáticos. Portanto, a estratégia utilizada neste trabalho consistiu em obter microesferas poliméricas a partir da polimerização em suspensão do 4 vinilfenol com o acetato de vinila para posterior radioiodação das mesmas. Este composto fenólico possui insaturação para polimerização e anel aromático ativado para radioiodação, que foi realizada utilizando-se o agente oxidante iodo beads. Previamente à radioiodação, diferentes porcentagens de 4 vinilfenol (0,10; 0,25 e 0,50 % m/m) foram estudadas de forma a selecionar a composição que apresentasse as características mais compatíveis ao uso como agente de embolização. Ensaios de polimerização em massa, polimerização em suspensão, ensaios de cinética e a caracterização dos materiais poliméricos sintetizados foram realizados. Os resultados mostraram que o copolímero desejado foi obtido com sucesso na forma de microesferas. Dentre os percentuais de 4 vinilfenol estudados, as micropartículas sintetizadas com 0,10 % m/m deste comonômero apresentaram as melhores características para serem usadas como agente de embolização e, portanto, foram submetidas à radioiodação. Os resultados da marcação indicaram uma inserção significativa de radioiodo nas matrizes poliméricas de PVAc e P(VAc co 4VF)
Estudo comparativo da ocorrência de acidentes nos anos 1978/1979: segurança do trabalho
No full textApresenta um estudo comparativo da ocorrência de acidentes de trabalho nos anos de 1978/1979. Tem por objetivo fazer um levantamento de dados sobre quanto os fatores que propiciaram a ocorrência de acidentes. Teve como resultados que a maior ocorrência de acidentes estava entre os trabalhadores de nível primário e médio. Conclui a necessidade de aquisição de equipamentos protetores e treinamento