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Amino acids analysis by neutron cross sections techniques - part II
No full textTo continue analysis initiated some time ago, new amino acids samples were measured by neutron cross section techniques. This amino acids used in parenteral administration in hospital patients with special importance in nutritional applications were analyzed to compare with the manufactory data. In the present work individual amino acid samples of serine, methionine, thriptophane, glycine and alanine were measured with the neutron crystal spectrometer installed at the J-9 irradiation channel of the 1kW Argonauta Reactor of the Instituto de Engenharia Nuclear (IEN). Gold and D2O high purity samples were used for the experimental system calibration. Neutron cross section values were calculated from chemical composition, conformation and molecular structure analysis of the materials. Literature data were manipulated by parceling and grouping neutron cross sections. Methionine sample was measured again because last results not were as expected
Determinação das taxas de kerma ambiental do IEN/CNEN, em consequência da presença do RDS-111 e do depósito de rejeitos radioativos
No full textO Instituto de Engenharia Nuclear é um órgão da CNEN, fundado em 1962 com o compromisso de realizar pesquisas visando o desenvolvimento tecnológico nuclear do País. Em 1995, PERES, S.S. realizou medidas, utilizando dosímetros termoluminescentes de CaSO4: Dy e LiF: Mg, Ti e um cintilômetro SPP2-NF, para a avaliação do impacto ambiental decorrente das atividades desenvolvidas no IEN. Atualmente, o Instituto conta com uma quantidade superior de rejeitos em seu Depósito de Rejeitos Radioativos, armazenada ao longo desses anos, e, também, com um novo acelerador de partículas do tipo ciclotron, o RDS-111, em operação, desde 2003, cuja função atual é produzir flúor para a obtenção de fluordesoxiglicose, FDG, um radiofármaco de grande utilização em Tomografias por Emissão de Pósitrons (PET, em inglês). Neste trabalho foram realizadas medidas de kerma ambiental, utilizando-se detectores termoluminescentes de LiF:Mg,Cu,P, TLD-100H, fabricado pela Harshaw, e o mesmo cintilômetro utilizado por PERES, fabricado pela Saphymo SRAT (França), com o intuito de se verificar a contribuição dessas duas instalações radiativas nos valores de kerma ambiental do IEN. Os resultados encontrados mostram ter havido boa conformidade entre os resultados obtidos com o TLD e o cintilômetro. Além disso a variação entre o valor atual de kerma ambiental do IEN e o medido por PERES, em 1995, não foi significativa
Metodologia para avaliação e salas de controle avançadas de reatores nucleares: estudo de caso utilizando o laboratório de interfaces homem sistema, o Labihs
No full textUma sala de controle de um reator nuclear é um sistema complexo que controla um processo termodinâmico
usado para produzir energia elétrica. Os operadores interagem com a sala de controle através de interfaces e várias estações de monitoração. Estas interfaces apresentam implicações significativas para a segurança da planta nuclear, pois influenciam na atividade dos operadores, afetam o modo como eles recebem informações relacionadas com o status dos principais sistemas e determinam os requisitos necessários para que os operadores entendam e supervisionem os principais parâmetros. Este artigo apresenta a metodologia e os resultados da avaliação realizada na sala de controle avançada de um simulador compacto, que tem como referência uma planta nuclear PWR da Westinghouse. A estrutura usada na avaliação é constituída pelo guideline de fatores humanos da NRC (Nuclear Regulatory Commission U.S.A) NUREG 700, listas de verificação, questionários e a análise da atividade dos operadores
Uma estrutura modular, flexível, de identificação de acidentes utilizando redes neurais artificiais
No full textEste trabalho utiliza o método de identificação de acidentes [1] baseado em Redes Neurais Artificiais (RNA)
como bloco básico de identificação no desenvolvimento de uma estrutura modular para identificação de
acidentes que permite tanto a inclusão de novos acidentes a serem identificados, quanto o refinamento de alguns deles, sem a necessidade de alterar as RNAs já treinadas. Essa estrutura é formada por módulos de identificação e por um módulo de análise, onde cada um dos módulos de identificação segue a estrutura apresentada pelo núcleo de identificação. Cada módulo de identificação fica responsável pelo reconhecimento do acidente pertencente a uma faixa específica de eventos para os quais foi treinado. O módulo de análise processa a resposta emitida por cada um dos módulos de identificação para, finalmente, determinar a resposta final do sistema. Para demonstrar o funcionamento desta estrutura, foi proposto um problema de identificação de acidentes de uma usina nuclear PWR, composto de 50 eventos, gerados pelo simulador do Laboratório de
Interfaces Homem Sistema (LABIHS), distribuídos em cinco módulos de identificação. Os resultados obtidos
demonstraram que o método de identificação de acidentes utilizado como base de identificação, quando
implementado seguindo uma estrutura modular, permite a inclusão de novos grupos acidentes ou variações de
um mesmo acidente, sem que haja a necessidade de se alterar as RNAs já criadas, bastando para isto, que um módulo especifico para este novo grupo seja incluído ao sistema
Uma metodologia baseada em inteligência artificial para otimização de resinas
No full textEste artigo apresenta um estudo preliminar da viabilidade e adequação de uma nova metodologia para projeto
de resinas para separação isotópica. Conceitoalmente, o problema consiste na definição do diâmetro da película das resinas que conduza ao máximo rendimento transcorrido o menor tempo. Para atender este objetivo, foi desenvolvida uma metodologia baseada em duas técnicas clássicas da Inteligência Artificial (AI). Inicialmente, uma rede neural artificial (NN) foi treinada para mapear a relação existente entre o raio do núcleo e o rendimento da resina associado ao tempo troca iônica. Posteriormente, um algoritmo genético (GA) foi
concebido para buscar a dimensão ótima das partículas presentes na resina. Os resultados, embora iniciais,
demonstram o potencial do método para aplicação em processos químicos que necessitem de correlações e da aquisição de conhecimento obtidos a partir de dados experimentais
Elaboração e análise de curva de eluição de Na123I para utilização na síntese da 123I-metaiodobenzilguanidina
Get PDFUma curva de eluição de 123 Na foi elaborada para determinar o mínimo volume de eluição que contém a maior concentração radioativa deste radioisótopo. A concentração radioativa de 123I deve ser a mais alta possível afim de evitar perdas de 123I na marcação da 123I-metaiodobenzilguanidina, 123I-MIBG, durante a etapa de aquecimento
Otimização das práticas de proteção radiológica em pesquisa e para a produção de radiofármacos no IEN
No full textO objetivo deste trabalho é atualizar e instituir procedimentos de proteção radiológica e treinar pessoas, visando a minimizar as doses oriundas das práticas para produção de radiofármacos no IEN/DIRA. Foi desenvolvido um sistema móvel de medições (SMMG-N) juntamente com a divisão das áreas por meio de malhas, para melhor avaliar as taxas de dose gama e nêutrons. Os resultados aqui determinados foram comparados com outros obtidos previamente. As monitorações realizadas com o sistema móvel definiram uma padronização na forma de realizar os monitoramentos e permitiram determinar com maior precisão as incertezas nas medições das taxas de dose, além de facilitar o transporte dos monitores de radiação para as áreas. O confirmou a necessidade de alterações no sistema de blindagens da câmara-alvo, para atender aos princípios de limitação de dose e otimização da radioproteção
Integração do sistema de identificação de transientes ao laboratório de interface homem sistema
No full textEste trabalho apresenta a integração de um sistema inteligente de identificação de transientes ao Laboratório de Interface Homem Sistema (LABIHS). O método de identificação de transientes utilizado [1] se baseia
metodologia em redes neurais artificiais (RNA) para identificação de transientes, permitindo tanto uma
identificação dinâmica quanto a resposta “Não Sei” para eventos desconhecidos. Foi , também, desenvolvido e integrado ao simulador, uma interface gráfica para apresentar ao operador os resultados oriundos do sistema de identificação de transientes. Esta interface foi desenvolvida obedecendo os padrões de telas existentes no simulador. No processo de validação e testes, foi proposto um problema de identificação de acidentes composto de 5 acidentes gerados pelo simulador do LABIHS. Os testes confirmaram a capacidade do método em trabalhar com sistemas dinâmicos e a emitir a resposta “Não Sei” para eventos desconhecidos
Estimativa de dose na radiologia intervencionista
No full textValores de dose absorvida recebida por pacientes e profissionais envolvidos na radiologia intervencionista podem ser significantes, principalmente pelo fato desses procedimentos dispenderem de longos tempos de fluoroscopia. Há um vasto leque de métodos para estimar e reduzir doses de radiação na radiologia intervencionista, particularmente porque a fluoroscopia é responsável pela contribuição elevada de dose no paciente e do profissional. Este trabalho tem como objetivo principal a dosimetria termoluminescente para estimar os valores de dose das extremidades dos profissionais envolvidos na radiologia intervencionista e o produto dose área foi investigado usando um diamentor. Essa avaliação é particularmente útil para procedimentos que interessam múltiplas regiões do organismo. Os valores estimados de dose neste trabalho foram 137,25 mSv/ano para os médicos, 40,27 mSv/ano para a enfermagem e 51,95 mSv/ano para o médico auxiliar e encontram-se abaixo do estabelecido por norma, porém nesse estudo não foi considerados exames de emergência, por se tratar de procedimentos específicos.Os valores de DAP, obtidos nesse trabalho, encontram-se elevados, para os pacientes, quando associados a riscos de indução de câncer, porém dentro do mesmo intervalo de valores apresentados pela literatura
Análise ergonômica do processo de preparo de amostras de radiofármacos
No full textAs doses de radiofármacos a serem administradas em pacientes para efeito de diagnósticos ou terapias são preparadas no setor de radiofarmácia. O processo de preparo adota técnicas que visam reduzir o tempo de exposição dos profissionais e a absorção de doses excessivas por pacientes. A análise ergonômica desse processo contribui na prevenção de doenças ocupacionais e para evitar riscos de acidentes durante as rotinas, proporcionando bem estar e segurança aos usuários envolvidos e conferindo ao processo um padrão de trabalho adequado. Nesse contexto percebe-se a relevância de estudos que tratam da análise de fatores que apontem para a solução de problemas e para a formulação de propostas que minimizem riscos no exercício das atividades. Através de uma metodologia que considere a aplicação dos conceitos da Ergonomia busca-se a melhoria da eficácia ou da qualidade e diminuição das dificuldades vividas pelos trabalhadores. Serão confrontados o trabalho prescrito, estabelecido a partir das normas e procedimentos codificados, com o trabalho efetivamente realizado, o trabalho real, modelado a partir da apreciação setorizada, com foco nas atividades. Este trabalho tem como objetivo discutir uma análise ergonômica do processo de preparo de amostras de radiofármacos no setor de Radiofarmácia do Hospital Clementino Fraga Filho da Universidade Federal do Rio de Janeir