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FIGURE 4 in The Lordiphosa denticeps species group (Diptera: Drosophilidae) in China, with redescriptions of four known species and descriptions of nine new species
No full textFIGURE 4. Lordiphosa neokurokawai (Singh & Gupta, 1981) (A−L: #06010; M−O: #06022). A, B, sex-combs on right foreleg (lateral and ventrolateral view, respectively); C, D, periphallic organs (caudal and caudolateral view, respectively); E, epandrial ventral lobe (lateral view); F, surstyli and ventral spines of cercus (caudal view); G, inner surface of surstylus (caudolateral view); H, 10th sternite (ventral view); I̅K, phallic organs (ventral, ventrolateral, and lateral view, respectively); L, parameres and gonopods (lateral view); M, N, oviscapt (ventral and lateral view, respectively); O, spermatheca.Published as part of Katoh, Takehiro K., Zhang, Guang, Toda, Masanori J., Zhang, Wen-Xia & Gao, Jian-Jun, 2018, The Lordiphosa denticeps species group (Diptera: Drosophilidae) in China, with redescriptions of four known species and descriptions of nine new species, pp. 37-75 in Zootaxa 4471 (1) on page 48, DOI: 10.11646/zootaxa.4471.1.2, http://zenodo.org/record/143952
Application of macrophytes as biosorbents for radioactive liquid waste treatment
No full textO rejeito radioativo como qualquer outro tipo de resíduo, precisa receber tratamento adequado. É necessário considerar suas características físico-químicas e radiológicas para a escolha da ação apropriada para o tratamento e a deposição final do rejeito. Muitas técnicas de tratamento utilizadas hoje são economicamente dispendiosas, inviabilizando muitas vezes o seu uso e impulsionando o estudo de outras técnicas de tratamento. Uma dessas técnicas é a biossorção, que demonstra alto potencial quando aplicada a rejeitos radioativos. Essa técnica utiliza materiais de origem biológica para a remoção de metais. Dos potenciais biossorventes encontrados, as macrófitas aquáticas apresentam-se vantajosas e possibilitam a remoção do urânio presente no rejeito radioativo líquido a baixo custo. O objetivo deste estudo foi avaliar a capacidade de biossorção das macrófitas aquáticas Pistia stratiotes, Limnobium laevigatum, Lemna sp e Azolla sp no tratamento dos rejeitos radioativos líquidos. Este trabalho foi dividido em duas etapas, uma de caracterização e preparação e outra de ensaios de biossorção, realizados com soluções de urânio e com rejeito real. As biomassas foram testadas na sua forma bruta e os ensaios de biossorção foram realizados em frascos de polipropileno contendo 10 mL de solução de urânio ou 10 mL de rejeito radioativo e 0,20 g de biomassa. O comportamento das biomassas foi avaliado por meio da cinética de sorção e modelos de isotermas. As maiores capacidades de sorção foram observadas com as macrófitas Lemna sp com 162,1 mg/g e para a Azolla sp com 161,8 mg/g. Os tempos de equilíbrio obtidos foram de 1 hora para a Lemna sp, e de 30 minutos para a Azolla sp. Com o rejeito real, a macrófita Azolla sp apresentou uma capacidade de sorção de 2,6 mg/g. Estes resultados sugerem que a Azolla sp possui maior capacidade de biossorção, sendo a mais indicada para estudos mais detalhados de tratamento de rejeitos radioativos líquidos.Radioactive waste as any other type of waste should be treated and disposed adequately. It is necessary to consider its physical, chemical and radiological characteristics for choosing the appropriate action for the treatment and final disposal. Many treatment techniques currently used are economically costly, often invalidating its use and favoring the study of other treatment techniques. One of these techniques is biosorption, which demonstrates high potential when applied to radioactive waste. This technology uses materials of biological origin for removing metals. Among potencial biosorbents found, macrophytes acquatics are useful because they may remove uranium present in the liquid radioactive waste at low cost. This study aims to evaluate the biosorption capacity of macrophyte acquatics Pistia stratiotes, Limnobium laevigatum, Lemna sp and Azolla sp in the treatment of liquid radioactive waste. This study was divided into two stages, the first one is characterization and preparation of biosorption and the other is tests, carried out with uranium solutions and real samples. The biomass was tested in its raw form and biosorption assays were performed in polypropylene vials containing 10 ml of solution of uranium or 10ml of radioactive waste and 0.20g of biomass. The behavior of biomass was evaluated by sorption kinetics and isotherm models. The highest sorption capacities found was 162.1 mg / g for the macrophyte Lemna sp and 161.8 mg / g for the Azolla sp. The equilibrium times obtained were 1 hour for Lemna sp, and 30 minutes for Azolla sp. With the real waste, the macrophyte Azolla sp presented a sorption capacity of 2.6 mg / g. These results suggest that Azolla sp has a larger capacity of biosorption, therefore it is more suitable for more detailed studies of treatment of liquid radioactive waste
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
No full textO 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.The Brazilian Multipurpose Reactor (RMB) is a project being developed by the Research and Development (DPD) Directorate of the National Nuclear Energy Commission (CNEN), with the main objective of supplying the country with radioisotopes for medical application (health), industry, agriculture and the environment. This project has several stages of development, each one with very specific knowledge for the effective operation of its facilities, as well as legal and regulatory details that need to be met. The Brazilian Institute of Environment and Renewable Natural Resources (IBAMA) and CNEN are respectively responsible for environmental and nuclear licensing. These regulatory agencies have guidelines to prepare the necessary documentation for the licensing processes for nuclear and radioactive facilities, but it was not possible identify clearly the guidelines for the facilities dedicated to the treatment and storage of radioactive wastes. The RMB will generate radioactive waste and will have a facility for treatment, conditioning and storage, for which it will also be necessary to generate specific documentation dedicated to its licensing process. Faced with the lacuna in the structuring guideline and elaboration of the specific documents for this type of installation, it was necessary to carry out a survey of laws, regulations and norms related to this type of business and that will be adopted as reference in the structuring of such documents. The objective of this work was to carry out a survey and alignment of the applicable laws, regulations and standards, structuring the requirements in a Management System (SG), whose scope covers the treatment and storage of the RMB radioactive waste. This SG should provide guidelines for the preparation of licensing documents and promote the management of radioactive waste generated by the RMB and should address best practices in order to observe the safety of the facility and the processes involved
FK506はオートファジーを活性化することで異常型プリオンタンパクの分解を促進し、プリオン感染マウスの生存期間を延長する
No full textPrion diseases are fatal neurodegenerative disorders and no effective treatment has been established to date. In this study, we evaluated the effect of FK506 (tacrolimus), a macrolide that is known to be a mild immunosuppressant, on prion infection, using cell culture and animal models. We found that FK506 markedly reduced the abnormal form of prion protein (PRNPSc) in the cell cultures (N2a58 and MG20) infected with Fukuoka-1 prion. The levels of autophagy-related molecules such as LC3-II, ATG12?ATG5 and ATG7 were significantly increased in the FK506-treated cells, and resulted in the increased formation of autolysosomes. Upregulation of the autophagy-related molecules was also seen in the brains of FK506-treated mice and the accumulation of PRNPSc was delayed. The survival periods in mice inoculated with Fukuoka-1 were significantly increased when FK506 was administered from day 20 post-inoculation. These findings provide evidence that FK506 could constitute a novel antiprion drug, capable of enhancing the degradation of PRNPSc in addition to attenuation of microgliosis and neuroprotection.長崎大学学位論文 学位記番号:博(医歯薬)甲第610号 学位授与年月日:平成25年8月7日Author： Takehiro Nakagaki, Katsuya Satoh, Daisuke Ishibashi, Takayuki Fuse, Kazunori Sano, Yuji O. Kamatari, Kazuo Kuwata, Kazuto Shigematsu, Yoshifumi Iwamaru, Takato Takenouchi, Hiroshi Kitani, Noriyuki Nishida, Ryuichiro AtarashiCitation: Autophagy, 9(9), pp. 1386-1394; 201
Application of deep neural networks in nuclear waste characterization
No full textO 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.The nuclear technology development must allow safe and secure waste management which proves from the steps of nuclear fuel life cycle, research centers and industry, and radioisotopes applications in medicine. Proper nuclear waste characterization is a complex task due to the wide range of materials, process, and applications. In this work a methodology for final characterization was developed, using deep neural networks. The Monte Carlo Methos was applied on gamma spectra simulation, in a scenario where the nuclear waste is stored in a 200 liters steel drum that can contain up to then different radionuclides: Am-241, Ba-133, Cd-109, Co-57, Co-60, Cs-137, Eu-152, Mn-54, Na-22, Pb-210. The simulation data was used to train and assess the performance of different deep neural network architectures. The VGG-19 architecture was chosen due to the best overall performance at the classification task, being capable of identifying which radionuclides and which activity each radionuclide presented at the gamma spectra. The presented results shows that the proposed methodology can be a important tool in the nuclear waste characterization process performed routinely by the IPEN\'s Service of Nuclear Waste Management, allowing the decrease to occupational exposure to ionizing radiation
Use of radioanalytical methods for determination of uranium, neptunium, plutonium, americium and curium isotopes in waste radioactive
No full textO carvão ativado é um tipo comum de rejeito radioativo que contém elevada concentração de produtos de ativação e fissão. O gerenciamento deste rejeito inclui a sua caracterização, visando à determinação e quantificação dos radionuclídeos específicos, incluindo aqueles conhecidos como Radionuclídeos de Difícil Medição (RDM). A análise dos RDMs geralmente envolve análises radioquímicas complexas para purificação e separação dos radionuclídeos, as quais são caras e demandam muito tempo. O objetivo deste trabalho foi definir uma metodologia de análise sequencial de isótopos de urânio, netúnio, plutônio, amerício e cúrio, presentes em um tipo de rejeito radioativo, avaliando-se rendimento químico, tempo de análise, quantidade de rejeito secundário gerado e custo. Foram comparadas e validadas três metodologias que empregam a troca iônica (TI + EC), extração cromatográfica (EC) e extração com polímeros (ECP). O rejeito estudado foi o carvão ativado, proveniente do sistema de purificação de água do circuito primário de refrigeração do reator IEA-R1. As amostras de carvão foram dissolvidas por digestão ácida, seguida de purificação e separação dos isótopos com resinas de troca iônica, extração cromatográfica e extração com polímeros. Os isótopos foram analisados em um espectrômetro alfa, equipado com detectores de barreira de superfície. O rendimento químico de todos os elementos foi satisfatório para os métodos TI + EC e EC. Para o método ECP, apenas o rendimento químico do U foi comparável aos outros métodos. As análises estatísticas dos resultados bem como a análise de custo e volume de rejeito secundário gerado demonstraram que o método EC é o mais adequado para a identificação e quantificação dos isótopos estudados em carvão ativado.Activated charcoal is a common type of radioactive waste that contains high concentrations of fission and activation products. The management of this waste includes its characterization aiming the determination and quantification of the specific radionuclides including those known as Difficult-to-Measure Radionuclides (RDM). The analysis of the RDM\'s generally involves complex radiochemical analysis for purification and separation of the radionuclides, which are expensive and time-consuming. The objective of this work was to define a methodology for sequential analysis of the isotopes of uranium, neptunium, plutonium, americium and curium present in a type of radioactive waste, evaluating chemical yield, analysis of time spent, amount of secondary waste generated and cost. Three methodologies were compared and validated that employ ion exchange (TI + EC), extraction chromatography (EC) and extraction with polymers (ECP). The waste chosen was the activated charcoal from the purification system of primary circuit water cooling the reactor IEA-R1. The charcoal samples were dissolved by acid digestion followed by purification and separation of isotopes with ion exchange resins, extraction and chromatographic extraction polymers. Isotopes were analyzed on an alpha spectrometer, equipped with surface barrier detectors. The chemical yields were satisfactory for the methods TI + EC and EC. ECP method was comparable with those methods only for uranium. Statistical analysis as well the analysis of time spent, amount of secondary waste generated and cost revealed that EC method is the most effective for identifying and quantifying U, Np, Pu, Am and Cm present in charcoal
Study of radionuclide migration in repository type tubular well for sealed sources deposition
No full textVisando contribuir com o desenvolvimento de uma metodologia adequada ao Brasil para deposição de fontes seladas fora de uso, o presente estudo avaliou cenários de migração de radionuclídeos para fora de um repositório profundo tipo poço tubular. Considerou-se uma fratura anelar como caminho preferencial de fluxo da água subterrânea, que futuramente adentrará os poços, entrando em contato direto com as fontes. No futuro, fenômenos naturais e ação antrópica poderiam levar à degradação dos materiais que formam as barreiras artificiais do repositório e formar uma via preferencial de transporte e migração dos radioisótopos depositados. Haveria intrusão de água subterrânea e contato com as fontes seladas, corrosão e transporte dos radioisótopos para o ambiente acessível ao homem. A modelagem de transporte considerou percolação de água subterrânea numa fratura causada pelo descolamento entre o tubo de aço e a pasta de cimento, que separa o repositório do meio geológico. Foram simulados cenários de migração e o estudo poderá ser aproveitado na escolha de sítio e de novas técnicas para selagem. Diferentes gradientes hidráulicos e espessuras de fratura, entre outros parâmetros, influirão diretamente no fluxo pela fratura postulada que resultarão em diferentes tempos de trânsito até a biosfera.The present study models radionuclide migration scenarios out of a deep borehole for disposal of disused sealed radioactive sources (DSRS). The aim is to contribute to the development of methodologies for the safety assessment of the repository. It is assumed that, in the future, anthropogenic and natural phenomena could impair the capacity of the engineered barriers to prevent the radionuclides from spreading to the accessible environment. Groundwater intrudes into the repository, corrodes the sealed sources and transports the radioisotopes to the biosphere. The model considers percolation of groundwater through an annular fracture caused by a detachment between the borehole steel casing and the cement backfill. A range of values of hydraulic gradients, fracture apertures, radionuclide sorption capacity in the cement backfill were considered in calculating flow and radionuclide transport through the postulated fracture. The present study shows, by comparing different scenarios, the variation of hydraulic gradients associated with different apertures of the fracture, exposing, through charts, the radionuclides transit times. The results of the study may be used in safety assessments and for selecting sites and materials for a 400 m deep borehole repository, for the present Brazilian inventory of DSRS
Removal of petroleum sludge radio
No full textA indústria do petróleo é responsável pela geração de um volume muito grande de rejeitos denominados NORM (Materiais Radioativos de Ocorrência Natural), constituído principalmente de borras e incrustações. Os principais radionuclídeos presentes são Rádio-224, Rádio-226 e Rádio-228. Ao contrário do que acontece em alguns países, a reinjeção desses rejeitos nos poços de petróleo é proibida no Brasil, sendo, portanto, armazenados em depósitos e pátios das unidades de exploração e produção de petróleo à espera da definição de requisitos regulatórios. Tecnologias baseadas em surfactantes têm sido estudadas para o tratamento de resíduos radioativos contendo isótopos de rádio. No entanto, o uso de processos combinados para remoção de rádio de borra de petróleo radioativa é escasso na literatura. O objetivo deste trabalho é investigar um método que descontamine a borra de petróleo, de modo a transformá-la em um rejeito com concentração de radionuclídeos abaixo do limite de descarte estabelecido pela Comissão Nacional de Energia Nuclear. Com isso, foram empregadas amostras de borra pré-tratada irradiada por micro-ondas, borra in natura e água (quente e em temperatura ambiente) em ensaios de descontaminação com tensoativo não iônico, investigando-se os efeitos de concentração de surfactante, temperatura e tempo de contato. A caracterização foi feita pelos seguintes métodos: Análise Termogravimétrica, Difração de Raios X, Microscopia Eletrônica de Varredura acoplada à Espectroscopia de Raios X por Dispersão de Energia e Espectrometria Gama. Os resultados indicaram que o surfactante atuou de forma mais eficiente na descontaminação da borra pré-tratada irradiada por micro-ondas. A menor concentração de surfactante (2,5%) foi a mais eficiente, removendo cerca de 94% de Rádio-226 e Rádio-228. Nem o tempo de contato nem a temperatura afetaram a remoção. A água não foi capaz de remover o rádio e as variações nos parâmetros de processo selecionados teve pouca ou nenhuma influência no processo de descontaminação da borra in natura.The oil industry is responsible for generating an enormous volume of waste called NORM (Naturally Occurring Radioactive Materials), consisting mainly of sludge and crust. The main radionuclides present are Radium-224, Radium-226 and Radium-228. Contrary to what happens in some countries, the reinjection of these wastes in oil wells is prohibited in Brazil; therefore, they are kept in storehouses at oil exploration and production units, awaiting the definition of regulatory requirements. Surfactant-based technologies for the treatment of radioactive residues containing radium isotopes have been researched. However, the use of combined processes for the removal of radium from radioactive petroleum sludge is scarce in the literature. Thus, the objective of this work was to investigate a method that decontaminates oil sludge, in order to transform it into a waste material with a concentration of radionuclides below the clearance level established by the Brazilian Nuclear Energy Commission. Samples of sludge, both pre-treated with microwaves and in natura, were used in decontamination trials with non-ionic surfactant, under different concentrations, temperatures, and contact time. Water was also tested. Characterization was made using the following methods: thermogravimetric analysis, X-ray diffraction, scanning electron microscopy coupled with X-ray spectroscopy through energy dispersion and gamma spectroscopy. The results showed that water is not able to remove the radium and that the concentration, contact time and temperature had little or no influence on the decontamination process. In addition, result demonstrated that the surfactant acted as a more efficient agent in the decontamination of sludge which had been previously treated with microwave irradiation. The lowest concentration of surfactant (2.5%) was the most efficient, removing approximately 94% of Radium-226 and Radium-228
Assessment of cement paste properties changes in repository environment
No full textPasta de cimento é um material comum em repositórios para rejeitos radioativos, atuando como material estrutural e de imobilização. Sua utilização como material de preenchimento em um repositório tipo poço tubular profundo para fontes seladas, no entanto, requer um maior tempo de vida útil do material. O conhecimento de seu comportamento em longo prazo é necessário para garantir a segurança da instalação em milhares de anos. O presente trabalho avaliou as alterações na pasta de cimento induzidas por fatores de degradação, como ataque de agentes agressivos, alta temperatura e presença de campo de radiação. Corpos de prova (cps) de pasta de cimento foram submetidos a ensaios acelerados de degradação e os efeitos deletérios foram avaliados por meio de ensaios de resistência mecânica, variação dimensional, lixiviação/penetração de íons, DRX, TGA e MEV. Observou-se que a hidratação dos cps foi beneficiada pela imersão (em água destilada ou em solução salina) e alta temperatura, resultando em uma resistência maior. O armazenamento à seco prejudicou a hidratação, mantendo a resistência mais baixa. O tempo de imersão e a irradiação não foram capazes de alterar a mineralogia e a resistência da pasta de cimento.Cement paste is widely used in repositories for radioactive wastes, acting as structural and immobilization material. However, its use as backfill material in boreholes for sealed sources requires a longer service life of this material. The assessment of the cement paste behavior in long term is needed to improve the confidence that the material will perform as required during the service life of the facility. This research evaluated the changes in cement paste induced by degradation parameters. Portland cement paste specimens (cps) were submitted to accelerated degradation tests and the damage effects was evaluated by mechanical strength, variation of sample mass and volume, leaching/penetration of ions, XRD, TGA and SEM. It was observed that cps hydration was benefited by immersion (in distilled water or salt solution) and high temperatures, resulting in a higher strength. Dry storage, however, influenced the hydration process and maintained strength lower. Time of treatment and irradiation were not able to alter mineralogy and durability of cement paste
The Clarification of the Situation of Early Modern Education in Bhutan: 50 Years' History of Modern Education
No full text特集4: 雲南懇話会からの寄稿 = Special Issue 4: Contribution from the Yunnan ForumThis study aims to clarify the situation of early modern education in the Kingdom of Bhutan during the 1910-1950s by analysing reliable documents like annual reports on the relations between the British Government and Bhutan written by successive political officers in Sikkim. The origins of modern education in Bhutan can be traced back approximately 100 years. According to a history textbook there, 1914 saw the inception of modern education when 46 boys travelled to study at Dr. Graham's Homes in Kalimpong, India. In the same year, Ugyen Dorji established Bhutan's first modern school in Haa District. Then in the following year, another school was established in Bumthang District for educating the Crown Prince and children of the people serving in the King's court. In the first half of this paper, the author tried to examine the various aspects of these schools and proposed some facts of them and their students. Instead of the elite education institutions for the selected few, schools for the general public were established in Bhutan in the 1940-1950s. These schools can be classifying into 'private schools for Nepali immigrants' which were privately established in response to the strong demands of local residents in Southern area and 'public schools for Bhutanese' which were established under the initiative of local government officials. In the second half of this paper, it mentioned representative examples of these contrasting schools and took up educational development plan and ambition by policy makers such as the Third King Ugyen Dorji Wangchuck and the first Prime Minister Jigme Palden Dorji
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