programa institucional de bolsas de iniciação científica...

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Programa Institucional de Bolsas de Iniciação Científica 29 e 30 de agosto de 2007 Livro de Resumos 2007 XIII Seminário Anual PIBIC IV Seminário Anual PROBIC

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Programa Institucional de Bolsasde Iniciação Científica

29 e 30 de agosto de 2007

Livro de Resumos2007

XIII Seminário Anual PIBICIV Seminário Anual PROBIC

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Comitê Gestor Comissão Organizadora

Dr. Ailton Fernando Dias - SedeDra. Adriana Silva de Albuquerque - CDTNDr. Carlos Eduardo Bonacossa de Almeida - IRDDr. Celso Marcelo Franklin Lapa - IENDr. Fernando Roberto de Andrade Lima - CRCN-NEDra. Gaianê Sabundjian - IPENDra. Isolda Costa - IPENDra. Izilda Marcia Ranieri - IPENDra. Martha Marques Ferreira Vieira - IPENDra. Mitiko Saiki - IPENDra. Nanci do Nascimento - IPEN

Fernando J. F. Moreira – IPENAna Maria de Oliveira Guena - IPENCalil Mohamed Farra Filho - IPENDaniele Barilli - IPENÉlis de Oliveira Lima Filho - LAPOCEmília Nakamura - IPENJoana Azambuja - IENMagali Barbieri Silva - IPENMaria Cristina F. Ribeiro - SedeRenata Alves Buter - IPEN

Vera Lucia Rocha – Sede

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A Palavra do Coordenador i

Introdução iii

Homenagem xii

03

75

103

127

227

Programa de Capacitação Institucional - PC I 273

Índice de Autores 331

ÍNDICE

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i

A Palavra do

Coordenador

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A Palavra do

Coordenador

iii

O Seminário Anual do Programa de Iniciação Científica da CNEN – PROBIC/CNEN, em sua quarta edição, realizado simultaneamente com o XIII Seminário Anual do Programa Institucional de Iniciação Científica – PIBIC/CNPq, vem se consolidando, ano após ano, como um evento de importância crescente na agenda científica da CNEN. Em 2007, com o objetivo de ampliar o alcance do evento, será realizado também o I Seminário Anual do Programa de Capacitação Institucional da CNEN – PCI/CNEN, programa financiado pelo Ministério da Ciência e Tecnologia. Os três Programas de Bolsas (PIBIC, PROBIC e PCI) têm cerca de 200 bolsistas, dos quais mais de 160 se inscreveram para os Seminários, sendo previstas cerca de 100 apresentações orais nos dois dias do evento, representando um aumento na participação superior a 50% em relação a 2006.

Desde 2002, a CNEN concedeu, juntamente com o CNPq, cerca de 600 bolsas de iniciação científica nos Programas PIBIC e PROBIC, e cerca de 380 bolsas PCI, com investimentos da ordem de seis milhões de reais. Esses números demonstram a magnitude desses programas de bolsas que têm contribuído de forma significativa para a formação de recursos humanos nas diversas áreas de atuação da CNEN.

Com a finalidade de conhecer melhor o alcance e o retorno desse investimento, encontra-se em fase de implementação uma ferramenta de acompanhamento dos egressos dos programas de bolsas da CNEN. A realização de um levantamento do destino e da trajetória acadêmica e profissional dos ex-bolsistas permitirá mensurar e avaliar os resultados dos programas institucionais de bolsas e, conseqüentemente, justificar não apenas a manutenção desses programas, bem como sua expansão e aprimoramento.

A iniciação científica, ainda que não seja o único caminho, é uma espécie de atalho para iniciar uma carreira nas áreas de pesquisa científica e desenvolvimento tecnológico, pois permite ao aluno, ainda na graduação, ter um primeiro contato não apenas conceitual, mas prático, com a metodologia científica, com a realização de análises, medidas e experimentos, com a elaboração de textos técnico-científicos, com a avaliação pelos seus pares. Essa experiência, ainda que o aluno não venha a prosseguir na carreira acadêmica, será muito útil em sua vida profissional, qualquer que seja seu ramo de atividade.

Agradeço e parabenizo antecipadamente a todos os organizadores, colaboradores e participantes dos Seminários dos Programas de Iniciação Científica e de Capacitação Institucional que tanto contribuíram para o sucesso desta empreitada.

Ailton Fernando DiasCoordenador dos Programas de Iniciação Científica e

Capacitação Institucional da CNEN

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Introdução

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PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DEINICIAÇÃO CIENTÍFICA – PIBIC – CNPq

PROGRAMA DE BOLSAS DE INICIAÇÃO

CIENTÍFICA - PROBIC - CNEN

XIII SEMINÁRIO ANUAL DO PIBIC

IV SEMINÁRIO ANUAL DO PROBIC

O Programa Institucional de Bolsas de Iniciação Científica – PIBIC do CNPq e o Programa de Bolsas de Iniciação Científica – PROBIC da CNEN têm cumprido a missão de despertar a vocação científica e incentivar novos talentos potenciais entre estudantes de graduação, tendo também contribuído para a formação de recursos humanos para a pesquisa e para a redução do tempo médio de titulação de mestres e doutores.

O Programa PIBIC tem atingido seus objetivos, e, após a última avaliação, teve inalterada a quota de bolsas concedida pelo CNPq. Também foi mantido o número de bolsas do Programa PROBIC, financiado com verba da CNEN. A distribuição das bolsas entre as cinco unidades vinculadas à CNEN, que participam dos Programas PIBIC e PROBIC, é mostrada na tabela abaixo.

Um diferencial do processo de avaliação dos bolsistas dos Programas PIBIC e PROBIC da CNEN é a participação do aluno apresentando o trabalho na forma oral e pôster, além da elaboração do resumo estendido e que se tem mostrado um meca

UnidadeBolsas

CNPq/PIBIC

BolsasCNEN/PROBIC

CDTN 1511

CRCN-NE 82

IEN 83

IPEN 2711

IRD 15 3

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nismo eficiente de preparação dos alunos para a vida acadêmica. O crescimento do evento, com a vinda de um maior número de participantes dos

institutos vinculados à CNEN, e a realização conjunta do I Seminário Anual do Programa de Capacitação Institucional da CNEN – PCI/CNEN, certamente proporcionará a efervescência característica dos eventos científicos, favorecendo o conhecimento de outras áreas, bem como a possibilidade de troca de experiências, fundamentais na formação dos futuros pesquisadores.

A distribuição dos trabalhos dos alunos de iniciação científica, participantes do evento, por área de conhecimento, no período 2006/2007, incluindo bolsas PIBIC e PROBIC, é mostrada na tabela seguinte:

Neste ano a escolha do homenageado para servir de tema ao evento recaiu sobre uma mulher, uma vez que cerca de 40% dos participantes são mulheres. Foi escolhida Marie Curie, a primeira mulher a receber o Prêmio Nobel – em 1903 dividiu com Becquerel, e com seu marido Pierre Curie o Nobel de Física, e que em 1911 recebeu o Prêmio Nobel de Química. Fica como mensagem uma fala de Madame Curie:

“Se as conquistas úteis à humanidade vos comovem, se ficais pasmos diante da telegrafia elétrica, da fotografia, da anestesia, e de tantas outras descobertas; se estais orgulhosos e conscientes da parte que cabe ao vosso país na conquista dessas maravilhas, tomai interesse, eu vos conjuro, por esses recintos sagrados que chamamos de laboratórios. Façais o possível para que eles se multipliquem. Eles representam os templos do futuro, da riqueza e do bem-estar social. É por intermédio deles que a humanidade melhora e cresce. É neles que o homem aprende a ler os segredos da natureza e da harmonia universal...”

Madame Curie em seu discurso quando da inauguração do Instituto do Radium,

em Paris, julho de 1914.

Comitê GestorPIBIC - PROBIC

2006/2007 CDTN CRCN IEN IPEN IRD

CiênciasExatas e da

Terra16 13 3 34 22

Engenharias 15 8 11

CiênciasBiológicas

4 4

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Homenagem

ix

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Homenagem

Maria Sklodowska, nasceu em Varsóvia, Polônia, em 7 de novembro de 1867. Era a mais nova de 5 irmãos. Seu pai era professor e sua mãe diretora de um colégio. Quando Maria tinha 11 anos sua mãe faleceu de tuberculose e uma de suas irmãs de tifo. Aos 15 anos terminou o segundo grau. Maria quis dar continuidade a seus estudos, porém a Universidade de Varsóvia não aceitava mulheres. Então, Maria e sua irmã Bronya, que queria ser médica, uniram-se a outros estudantes em uma “universidade livre”, reunindo-se cada noite num local diferente para realizar seus estudos.

Em 1891, mudou-se para a França, onde dois de seus irmãos estavam cursando a Universidade de Sorbonne. Ao ingressar na Universidade, registrou-se como Marie (seu nome em francês), tendo concluído a formação em Física em 1893 e em Matemática em 1894. Casou-se no ano seguinte com Pierre Curie, um pesquisador experiente, oito anos mais velho que ela, que já havia publicado importantes trabalhos científicos.

Marie realizou suas primeiras pesquisas no estudo das propriedades magnéticas do aço, a pedido de um grupo de industriais. Em 1897, após uma

gravidez difícil, nasceu sua primeira filha, Irene. Logo depois, com o apoio do marido, Marie resolveu tentar aquilo que nenhuma mulher havia ainda conseguido: um título de doutora em física, pela Sorbonne.

O tema escolhido para o doutoramento baseou-se na descoberta dos raios X, feita por Roentgen, e na estranha radiação emitida pelos compostos de urânio, que Henri Becquerel havia descoberto dois anos antes. Nessa época não se falava sobre “radioatividade” – essa palavra só foi inventada em meados de 1898, pela própria Marie Curie. Em suas pesquisas ela identificou três diferentes tipos de emissões radioativas, posteriormente denominadas alfa, beta e gama.

Apoiando-se na descoberta do efeito piezoelétrico feita por seu marido, criou um

método para medir a intensidade das emissões radiativas de diferentes materiais. Trabalhando com diferentes compostos de urânio, conseguiu demonstrar que as emissões eram diretamente proporcionais à quantidade de urânio nelas presente. Isso provava que os átomos desse elemento eram os únicos responsáveis pela radiatividade observada. Ela descobriu também que os compostos de tório produziam efeitos iguais aos do urânio.

Em julho de 1898, o casal Curie publicaria um artigo revelando a descoberta do Polônio (este em homenagem à sua terra natal) e do Rádio (nome derivado do latim “radium”).

Em 1903, Marie obteve o grau de doutora pela Universidade de Sorbonne. Neste mesmo ano, em dezembro, Pierre e Marie Curie ganharam o prêmio Nobel de Física, juntamente com o cientista Henri Becquerel, pela descoberta da radioatividade natural.

Marie Curie

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x

Marie Curie - Cerimônia de entrega do prêmio Nobel, 1911

Pierre Curie morreu em 1906, atropelado por uma carruagem.Após a morte de Pierre, Marie assumiu o cargo de professora na Universidade

de Sorbonne, sendo a primeira mulher a lecionar na instituição. Ela também decidiu fundar um instituto em homenagem ao trabalho de Pierre. Convenceu o governo francês e o Instituto Pasteur a criar o Instituto Curie de Radio.

Marie Curie faleceu em 4 de julho de 1934, aos 66 anos, vítima de leucemia, devido à grande exposição à radiação.

Esta é a breve história da primeira mulher que obteve destaque no mundo científico, que viveu numa época ímpar da história, tendo sido contemporânea de renomados cientistas e suas descobertas, que estabeleceram os fundamentos para o fantástico avanço tecnológico que a humanidade obteve no século XX.

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Programa Institucional de Bolsas de Iniciação Científica - PIBIC

Programa de Bolsas de Iniciação Científica da CNEN - PROBIC

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Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear

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Propriedades magnéticas de filmes finos de Co e Co/FeMn crescidos em substrato de MgO(001)

Alexandre Alberto Chaves Cotta e Waldemar Augusto de Almeida Macedo

Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃO

O estudo das propriedades magnéticas defilmes finos e ultrafinos é de grande interes-se em física devido a sua grande importânciacomercial [1]. Dentre essas propriedades,uma de grande importância é a anisotropiamagnética do material [2], que de forma ge-ral, é a dependência da magnetização ao lon-go de diferentes direções num determinadocorpo.

OBJETIVO

Este projeto tem como objetivo estudar aspropriedades magnéticas de amostras com-postas por filmes de Co e FeMn crescidas emsubstrato de MgO(001), utilizando a técnicaMOKE [3] – Efeito Kerr Magneto-Óptico.

METODOLOGIA

Foram preparadas duas amostras em ambi-ente de ultra-alto vácuo e os filmes, cresci-dos por epitaxia de feixe molecular (MBE). Aprimeira amostra, denotada por MgO/Co, foi:MgO(001)/Co(30 Å)/Cu(40 Å), sendo o filmede Co depositado com o substrato a umatemperatura de 180ºC. A segunda amostra,denotada por MgO/ FeMn, foi: MgO(001)/Co(30 Å)/Fe

(2%)Mn

(98%) (84 Å), sendo o filme

de Co depositado com substrato a tempera-tura de 200ºC.A geometria do substrato foi checada utili-zando as técnicas: LEED – Low EnergyElectrons Diffraction e RHEED – ReflectionHigh Energy Electron Diffraction, mostrandopossuir estrutura cristalina cúbica. Posteri-ormente, foram feitas medidas de LEED eRHEED nas amostras após a deposição dofilme de Co. Finalmente, utilizamos o MOKElongitudinal para detectar as propriedadesmagnéticas das amostras (Figuras 1 e 2).

RESULTADOS

Em MgO/Co, não foi possível obter um pa-drão de imagem no LEED após a deposição

do filme de CO e, comparando as imagens doRHEED antes e depois do crescimento do fil-me de Co, tem-se a indicação de que nãohouve um crescimento epitaxial do filme, ouseja, o Co não acompanhou a geometria doMgO. Pelas curvas de histerese (Figura 1),calculou-se o campo coercivo (Figura 1-b) epode-se concluir que há uma anisotropiauniaxial na amostra, ou seja, o Co está pos-sivelmente na forma hexagonal.

(a)

(b)

Figura 1. (a) – Medidas MOKE longitudinal paraamostra MgO/Co, (b) – Medidas da coercividadee campo de Exchange Bias para amostra MgO/

Co

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(a)

(b)

Figura 2. (a) – Medidas MOKE longitudinal paraamostra MgO/FeMn, (b) – Medidas dacoercividade e campo de Exchange Bias para

amostra MgO/FeMn

Em MgO/FeMn, novamente não foi obtida aimagem do LEED após deposição de Co, mascomparando as imagens do RHEED, tem-se aindicação de que houve um crescimentoepitaxial. Das curvas de histerese para amos-tra MgO/FeMn, observa-se que há possivel-mente uma simetria na curva da coercividade,a cada giro de 90º da amostra, indicandouma anisotropia magneto-cristalina.Em ambas as amostras, não foi observado oefeito de Exchange Bias.

CONCLUSÕES

Não foi obtido aqui, um crescimento epitaxialdo filme de Co sobre substrato de MgO(001),para amostra MgO/Co como desejado. Tal-vez a temperatura do substrato, sendo de180º C, não seja a temperatura ideal paraobter um crescimento epitaxial.Para amostra MgO/FeMn, há indícios de quehouve um crescimento epitaxial do filme deCo sobre o substrato, acompanhando a geo-metria da estrutura cristalina do MgO, masdeve-se repetir esse experimento testandooutras temperaturas para substrato durantedeposição para confirmar esse resultado.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Daughton, J.M., J. Magn. Magn. Mater.192, 334. (1999).[2] Cullity, B.D., Introduction to MagneticMaterials, Addison-Wesley. (1972).[3] Pershan, P.S., J. Appl. Phys. 38, 1482.(1967).[4] Meiklejohn, W.H., Bean, C.P., Phys. Rev.102, 1413. (1956).

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

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Desenvolvimento de sondas para inspeção de trocadoresde calor de usinas PWR pelo método de correntes

parasitas

Alonso Fabricio Oliveira Silva e Donizete Anderson de Alencar

Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN

INTRODUÇÃO

Nas usinas nucleares do tipo PWR (Pressurized

Water Reactor) o calor resultante dosprocessos de fissão nuclear, que ocorrem nonúcleo do reator, é retirado pela água derefrigeração [1]. Esta água, sujeita acontaminações radioativas, é bombeada econduzida por tubulações até chegar aosgeradores de vapor (GV). Neste equipamentoocorre o processo de troca térmica, realizadapor milhares de tubos de pequeno diâmetro.Completando o circuito primário, esta água éconduzida de volta ao vaso do reator. Já nocircuito secundário, o vapor formado na trocaé conduzido para a turbina, é resfriado emcondensadores e retorna ao GV. Tanto nocircuito primário quanto no secundário, o fluxode água/vapor pode levar ao aparecimentode vibrações e desgastes na estrutura dogerador de vapor. Para avaliar a integridadedos tubos dos GVs o ensaio não destrutivo(END) de correntes parasitas [2] é o principalmétodo empregado.

OBJETIVO

Este trabalho tem como objetivo fazer umarevisão dos principais tipos de sondasutilizadas na detecção de descontinuidadesem tubos de geradores de vapor e contribuirpara o desenvolvimento de novos tipos, quepossam melhorar o processo de detecção dedescontinuidades em tubos instalados emtrocadores de calor em geral.

METODOLOGIA

Diversos tipos de sondas são utilizados parao ensaio por correntes parasitas [3]. Suageometria e características construtivasvariam em função dos objetivos de cadainspeção. Para o exame de tubos instaladosem trocadores de calor, utilizam-segeralmente sondas internas do tipo bobbin

coil em arranjo absoluto ou diferencial. Essassondas são ineficazes na caracterização dedescontinuidades circunferenciais, como as

trincas causadas por corrosão sob tensão(PWSCC). Neste caso, sondas especiais [4]devem ser utilizadas. Os principais tiposempregados são: sondas do tipo Pancake demúltiplos sensores, sondas do tipo Pancakerotativa e sondas emissoras-receptoras(conhecidas como sondas Cecco). Essesestudos, permitiram estabelecer as bases paradesenvolver, no laboratório de END do CDTN,protótipos de sondas para a inspeção detubos instalados em dispositivos de trocatérmica em geral.

RESULTADOS

Apresentam-se nas Fig. 1 e 2, detalhesconstrutivos e o aspecto de alguns dosmodelos de sonda em desenvolvimento.

Figura 1. Esquema construtivo e aspecto internode uma dos carretéis de uma sonda

Figura 2. Aspecto geral de algumas sondas jádesenvolvidas no CDTN

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Os resultados obtidos, como pode serobservado na Fig. 3, demonstram afuncionalidade destas sondas.

Figura 3 - Figuras de Lissajous obtidas com umasonda diferencial construída no CDTN a partirde falhas de um tubo padrão ASME

CONCLUSÕES

Neste trabalho fez-se uma breve revisãosobre princípios e condições de operação dosgeradores de vapor de centrais nucleares tipoPWR.Verificou-se que o método de correntesparasitas é o principal método utilizado naavaliação de integridade destesequipamentos.Os principais tipos de sondas, seus pontosfracos e fortes foram estudados.Alguns detalhes construtivos de sondas queestão sendo desenvolvidas no CDTN, assimcomo figuras que demonstram suafuncionalidade foram apresentados.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] H. BAILLY, D. MÉNESSIER, C. PRUNIER,The Nuclear Fuel of Pressurized WaterReactors and Fast Reactors – Design andBehaviour, Collection du Commissariat àL’Energie Atomique, Paris, France, 1999.[2] ASNT, Nondestructive Testing Handbookvol 5, Columbus, USA, 2004.[3] D. STEGMAN, Curso de CorrentesParasitas, ABENDE, Sao Paulo, Brazil, 1987.[4] Selection of NDT Techniques forInspection of Heat Exchanger Tubing, http:// w w w . s i r e m . e s / i n g l e s /index.php?page=Inspection_Techniques_2,2007.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNEN /PROBIC

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Purificação de nanotubos de carbono produzidos pordecomposição de C

2H4 em catalisadores nanoparticulados

suportados em óxido de magnésio

Ana Paula de Carvalho Teixeira e Adelina Pinheiro Santos

Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN

INTRODUÇÃO

Os nanotubos de carbono (NCs) sãoestruturas cilíndricas, formadas apenas porátomos de carbono, com diâmetro na ordemde nanômetros e comprimentos na ordem dedezenas de mícrons (Figura 01). Os NCs sãoconsiderados atualmente materiais de grandeimportância devido à possibilidade de suaaplicação em dispositivos de nanoeletrônica,sensores, emissores de elétrons, compósitos,entre outras. A produção de amostras denanotubos com pureza controlável é umdesafio para a consolidação das pesquisasnesta área no Brasil. Após a síntese, asamostras de nanotubos precisam serpurificadas para remoção de subprodutos desíntese como carbono amorfo, grafite e outrasnanoestruturas de carbono, bem comopartículas de metais de transição(catalisadores) e de cerâmicas (suporte paracatalisadores), se for o caso [1].

OBJETIVO

O presente trabalho dá continuidade aotrabalho desenvolvido no primeiro ano, quandosintetizamos e caracterizamos amostras deNC pelo método de deposição química na fasevapor (CVD), utilizando-se, comocatalisadores, nanopartículas metálicas (Fee FeMo) suportadas em matrizes cerâmicas.Nesta parte do trabalho, estudamos apurificação com tratamento ácido ecaracterizamos as amostras por diversastécnicas. A caracterização cuidadosa dasfases de impurezas antes e após a purificaçãoé importante tanto para avaliar a eficiênciada rota química empregada, quanto paraentender o mecanismo de crescimento dosNCs obtidos pelo método adotado.

METODOLOGIA

Os sistemas catalisadores foram preparadospor co-precipitação de hidróxidos a partir desais solúveis dos metais e posteriorcalcinação. Os NCs foram crescidos em um

forno horizontal a 900ºC, usando etileno(C2H4) como fonte de carbono e argônio como

gás de arraste, na razão [C2H4]/[Ar] de

1,75%. O tempo de crescimento foi fixadoem 25min. Os nanotubos obtidos forampurificados através de refluxo em solução deHCl 6M por 4 e 24 h. Após a etapa de refluxo,o material foi removido por filtração a vácuoutilizando membranas de PTFE de 0,45?m elavado com solução aquosa de NH4OH atépH 7. O material foi posteriormente lavadocom água deionizada e secado em estufa a110°C por 24h. As amostras antes e após aspurificações foram caracterizadas por análisestérmicas (TG/DTA), difração de raios X,microanálise por EDS, microscopia eletrônicade varredura e espectroscopia Mössbauer.

RESULTADOS

A análise por DRX (Figuras 01 e 02) eespectroscopia Mössbauer dos nanotubos Fe/MgO e FeMo/MgO, antes e depois dapurificação em HCl 6M/24 h, mostrou queocorre apenas a remoção das fases óxidosde Fe e Mg. Contudo, o tratamento não éeficiente na remoção das fases carbeto deFe, no primeiro sistema, e de Fe e Mo, nosegundo sistema. A presença dos metais foiconfirmada pela microanálise por EDS, comomostram os espectros da Figura 3 e 4. Amicroanálise também revelou que o Mgsomente foi totalmente eliminado após 24hde tratamento, tendo sido detectada apresença do metal no resíduo da queima domaterial tratado por 4h. A presença do Mgpode estar associada à formação de umasolução sólida entre a matriz e os metaiscatalisadores.

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Figura 1 – Difratogramas de raios X convencionaldos nanotubos Fe/MgO antes/depois dapurificação em HCl 6M por 24 h (λ= Cukα). Inset:Micrografias MEV dos NCs antes e apóspurificação por 24h

Figura 2 – Difratogramas dos nanotubos FeMo/MgO antes/depois purificação HCl 24 hs. Inset:Micrografias MEV dos NCs antes e apóspurificação por 24h

Figura 3 – Espectros EDS dos NC Fe/MgO (a)antes e (b) depois da purificação HCl 6M por24 h

Figura 4 – Espectros EDS dos NC FeMo/MgO (a)antes e (b) depois da purificação HCl 6M por24 h

CONCLUSÕES

A purificação com HCl foi eficiente para aremoção da matriz cerâmica, contudo nãoleva à remoção dos carbetos de Fe e Mo.Estes carbetos estão provavelmenteaprisionados no interior dos tubos ouprotegidos por camadas grafíticas. O estudoindica também a formação de fases contendoFe-Mg-O que são eliminadas após 24h derefluxo. Encontra-se em andamento a análisepor espectroscopia Mössbauer e por TEM dosNCs purificados por 24 h.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] M. S. Dresselhaus, G. Dresselhaus, P.Avouris, Carbon Nanotubes: Synthesis,Structure, Properties and Applications, vol.80, Springer, Berlin (2001).

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNEN/PROBIC, CNPq, Fapemig, e Instituto denanociências

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Sistema para ensaios de corrosão sob tensão emcondições similares a de reatores PWR

André César de Jesus Castro e Mônica Maria de Abreu Mendonça SchvartzmanCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN

INTRODUÇÃO

A corrosão sob tensão (CST) é um fenômenoque ocorre em componentes metálicos deusinas nucleares que estão sujeitos ao efeitosimultâneo de tensão mecânica e de umambiente de composições diversas. É ummecanismo de envelhecimento que introduzdanos físicos/químicos no material, diminuindoseu tempo de vida consideravelmente.Estudos de problemas decorrentes da CSTsão de grande importância à medida que sepode prever o comportamento dos materiaisexpostos a meios agressivos, estudando oaparecimento das trincas e sua velocidadede propagação. Os ensaios de corrosão sobtensão fornecem informações mais rápidasdo que as experiências em serviço parapoderem predizer a aplicação correta dosmateriais e também avaliar o tempo de vidaresidual de um componente.

OBJETIVO

Este trabalho tem por objetivo apresentar osistema para ensaios de corrosão sob tensãosob carga constante, projetado e montadono Centro de Desenvolvimento da TecnologiaNuclear - CDTN. São apresentadas, também,as condições de operação do equipamento,suas potencialidades de aplicações elimitações de uso. O sistema foi projetadopara operar nas condições de temperatura epressão do circuito primário de um reator dotipo PWR (temperatura até 380ºC e pressãoaté 180 bar)[1].

METODOLOGIA

O sistema desenvolvido no CDTN é umequipamento de ensaio de tração que tracionaos corpos-de-prova com carga constantedurante todo o ensaio. Este sistema impõeuma carga trativa sobre o corpo-de-prova,aliado a um meio corrosivo que simula ascondições de composição química,temperatura e pressão de circuitos primáriosde reatores do tipo PWR ou BWR [1]. Diversos

parâmetros de processo podem ser medidos,entre eles o pH, a condutividade, temperaturae pressão. O sistema é composto de umaautoclave, onde é posicionado internamenteo corpo-de-prova a ser submetido à CST,uma bomba hidráulica do tipo pistão dedeslocamento positivo, responsável pelacirculação do fluido no sistema, um tanquede trabalho, onde é realizado o controlequímico do meio, um painel de controle, quecontrola a potência da bomba e do forno deaquecimento e um sistema de cargas, ondeé feita aplicação da força. A autoclave podeser visualizada na Figura 1.

Figura 1 – Autoclave projetada para aplicaçãode carga constante

RESULTADOS

A estrutura principal consiste de um sistemade aplicação de carga constante, ligado auma autoclave, que conterá o CP e o meiocirculante em seu interior. Um cabeçote móvelé ligado ao CP pelo eixo de tração do sistemade pesos, e outro cabeçote fixo se encontradentro da autoclave, que é o vaso de pressãoque receberá também o fluido [2]. Oequipamento em questão foi projetado paraoperar utilizando-se pesos ligados por umbraço de alavanca que aplicará a cargatrativa. Na Figura 2 é mostrado o sistema deaplicação de cargas e a distribuição deforças.

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Figura 2 – Esquema de aplicação de carga nocorpo-de-prova: 1) pesos; 2) braço de alavanca;3) autoclave; 4) forno para aquecimento

O controle do processo é governado por umpainel lógico de controle (PLC), por meio doqual é controlada a potência da bomba e doforno. A pressão da massa fluída édeterminada pela potência da bomba depistão de deslocamento positivo, que bombeiao fluido para toda tubulação. Um fornolocalizado externamente à autoclave mantémconstante a temperatura do meio. O ajustedos parâmetros de controle é realizado pormeio de um microcomputador ligado ao PLC.O controle no computador é baseado nosoftware INDUSOFT.O meio aquoso simula as condições químicassemelhante às do circuito primário de umreator PWR. Além da bomba de pistão, osistema de circulação do meio é compostode um tanque de trabalho e tubulações. Estesistema permite a adição de compostosquímicos e gases, tais como hidrogênio enitrogênio. São realizados continuamente oscontroles de condutividade e do teor deoxigênio dissolvido no meio. A Figura 3representa uma ilustração deste sistema.

Figura 3 - Esquema do sistema de circulação:1) Tanque de trabalho; 2) Medidor de pH; 3)Refrigerador; 4) Cilindro de gás de trabalho; 5)Microcomputador para aquisição de dados

Os parâmetros máximos de operação dainstalação são as seguintes: - Temperatura máxima de operação: 380°C. - Pressão máxima de operação: 180 atm. - Carga máxima: 4.000 kgf. - Volume da autoclave: 3,6 litros. - Vazão máxima do fluido: 1,5 l/h.

CONCLUSÕES

A instalação para ensaios de CST sob cargaconstante em ambiente de reator PWR seencontra montada e estão sendo realizadostestes pré-operacionais. A partir da operaçãodo sistema, estão previstos ensaios de longaduração a baixos custos, incrementando acapacidade de pesquisa do CDTN na área decorrosão.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Pinheiro Moreira P.A., VILELA, J.J.,Structural Integrity Analysis of NuclearReactor Components, (2000).[2] SEDRIKS, J, Stress Corrosion CrackingMethods, Office of Naval Research, (1990).

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNEN/PROBIC

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Desenvolvimento de combustível de óxido misto de

urânio e berílio

Antônio Santos Andrade e Ricardo Alberto Neto FerreiraCentro de Desenvolvimento da tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃORODUÇÃO

Embora os combustíveis atuais a base depastilhas de dióxido de urânio sejam muitoseguros e estáveis, o maior problema é queeste material não é um bom condutor de calor,limitando a potência e causando a quebra edegradação das pastilhas prematuramente,necessitando-se trocar o combustível antesde ser inteiramente utilizado. Um aumentode apenas 5 a 10 por cento na suacondutividade térmica, já seria um aumentosignificativo. Um aumento de 50 por centoseria uma grande melhoria. Este tipo decombustível experimental promete ser maisseguro do que os combustíveis atuais, alémde durar mais tempo no reator, resultandoem grande economia [1].

OBJETIVO

Este projeto tem por objetivo desenvolverpastilhas combustíveis fabricadas com umamistura de microesferas de dióxido de urâniocom óxido de berílio para se obter umasegunda fase boa condutora de calor,preenchendo os espaços vazios entre asmicroesferas.

METODOLOGIA

As microesferas e as pastilhas foramproduzidas no CDTN utilizando-se a infra-estrutura existente de produção demicroesferas combustíveis por meio deprocesso sol-gel de gelatinização externa [2],e de fabricação de pastilhas [3], além deoutras facilidades existentes para ascaracterizações das pastilhas quanto às suaspropriedades termofísicas. Para a medição dadensidade e porosidade aberta foi utilizado ométodo de penetração e imersão com xylol[4]. Para a medição da difusividade térmicadas amostras foi utilizado o método do flashde laser [5, 6], e para a medição do calorespecífico foi utilizado o método decalorimetria diferencial exploratória. Acondutividade térmica k [W.m-1.K-1] foi

calculada através da equação k=α.ρ.Cp, onde

α é a difusividade térmica da amostra [m2.s-1], ρ a sua densidade [kg.m-3], e Cp o seucalor específico [J.kg-1.k -1]. Então, aspropriedades termofísicas de dois tipos depastilhas foram comparadas para se verificaro aumento alcançado na condutividadetérmica: pastilhas de dióxido de urânio puroe pastilha fabricada com a mistura demicroesferas com óxido de berílio.

RESULTADOS

A Figura 1 mostra uma fotografia damicroestrutura de pastilha de dióxido deurânio misturado com óxido de berílio, obtidapor meio de microscopia ótica (100X). Asregiões claras correspondem à fase de dióxidode urânio e as escuras correspondem à fasede óxido de berílio. A Tabela 1 mostra osparâmetros de peletização e a Tabela 2 aspropriedades termofísicas dos dois tipos depastilhas.

CONCLUSÕES

Utilizando-se microesferas produzidas pormeio de processo sol-gel, foi possívelproduzir-se pastilhas combustíveis comcondutividade térmica aumentada em relaçãoao combustível convencional. A pastilhaapresentou uma condutividade térmica de5,1W.m-1.K-1, cerca de 125% maior que acondutividade de 2,4W.m-1.K-1 das pastilhasde dióxido de urânio puro produzidas com asmesmas microesferas para efeito decomparação. Para uma próxima etapa, estáplanejado produzir-se pastilhas com maioresdensidades e com vários teores de óxido deberílio.

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Figura 1 – Microestrutura da primeira pastilhaproduzida com mistura de microesferas dedióxido de urânio com óxido de berílio (BE 001)

Tabela 1 - Parâmetros de peletização epropriedades das pastilhas

Tabela 2 - Propriedades termofísicasdas pastilhas

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Sarma, K. H., Fourcade, J., Lee, S-G.,Solomon, A. A., “New processing methods toproduce silicon carbide and beryllium oxideinert matrix and enhanced thermalconductivity oxide fuels”. Journal of NuclearMaterials, vol.352, pp. 234-333, (2006).[2] Ferreira, R.A.N. Relatório de missão doengenheiro Ricardo Alberto Neto Ferreira naAlemanha - Fundamentos do processo deprecipitação gel da Nukem”. Belo Horizonte:Nuclebrás, Centro de Desenvolvimento daTecnologia Nuclear, 75p., Relatório de MissãoDETS.PD.01/80, (1980).

[3] Ferreira, R. A. N., “Desenvolvimento noCDTN de Processo de Fabricação de PastilhasCombustíveis”. In:VII CGEN-Congresso Geralde Energia Nuclear, Belo Horizonte. Anais...Rio de Janeiro: Associação Brasileira deEnergia Nuclear, (1999).[4] Dörr, W., W, Assmann, H., Maier, G.,Steven, J., “Bestimmung der dichte, offenenporosität, porengrössen- verteilung undspezifischen oberfläche von UO2 tabletten”.Journal of Nuclear Materials, vol.81, pp.135-141, (1979).[5] Parker, W. J.; Jenkins, R. J.; Butler, C. P.and Abbott, G. L., “Flash method ofdetermining thermal diffusivity, heat capacityand thermal conductivity”. J. Appl. Phys.,vol. 32, no.9, pp.1679-1684, (1961).[6] Ferreira, R. A. N.; Miranda, O.; Dutra Neto,A.; Grossi, P. A.; Martins, G. A.; Reis, S. C.;Alencar, D. A.; Soares Filho, J. G.; Lopes C.C., Pinho, M. G., “Implantação no CDTN deLaboratório de Medição de PropriedadesTermofísicas de Combustíveis Nucleares eMateriais através do Método Flash Laser”.In: ENFIR.- Encontro Nacional de Física deReatores, 13, Rio de Janeiro, Anais... Rio deJaneiro: Associação Brasileira de EnergiaNuclear, (2002).

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNEN/PROBIC e CNPq

Pastilha Material

Pressãode

compac-taçãoMPa

Densida-de averdeg.cm-3

Densi-dadesinter-izada-g.cm-3

Porosidadeaberta

%V %P

BE 001 UO2+BeO 300 4,36 7,06 12,02

28,3

BE 011 UO2

300 - 9,90 6,8070,6

BE 012 UO2

300 - 9,92 6,78 71,3

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Caracterização microestrutural de juntas soldadas - ligasde níquel com aço inoxidável austenítico

Bruno Amorim Soares e Wagner Reis da Costa Campos

Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN

INTRODUÇÃO

As ligas a base de níquel possuem altaresistência à corrosão, sendo assim utilizadascomo metal de adição em soldagens entremetais dissimilares. As luvas térmicaslocalizadas nos bocais existentes em vasosde pressão de reatores nucleares do tipo PWR(Pressurized Water Reactors) são geralmentede aço inoxidável austenítico ou Inconel (ligade níquel) soldadas e têm a função deproteger os bocais de choques térmicos.Essas luvas experimentam trincamentoscausados por fatiga térmica, pela vibração epor corrosão sob tensão da água do primário.Esses danos são difíceis de serem detectadoscom sistemas de inspeção em operação,devido à natureza da solda, fatoresgeométricos, forma dos componentes eacessibilidade, por isso estão sendo muitoestudados hoje em dia [1-3]. Na zonatermicamente afetada (ZTA) de solda, existeuma região adjacente à linha de fusão ondenão há a mistura entre o metal base e ometal de adição, em soldas dissimilares elapode ser caracterizada pela liquação docontorno de grão e contornos do Tipo II,deslocamento do contorno de fusão causadopor reaquecimento da solda o que pode gerartrincas [4].

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho foi avaliar amicroestrutura da região de solda de duaschapas de um aço inoxidável AISI 304soldadas com adição de Inconel 625 peloprocesso GTAW (Gas Tungsten Arc Welding),na condição como soldado e após umtratamento térmico pós-soldagem (PostWelding Heat Treatment – PWHT).

METODOLOGIA

Para a confecção das juntas soldadas foramutilizadas duas chapas de aço AISI 304 com5 mm de espessura, com chanfro em V,soldadas com Inconel 625 com 0,8 mm de

diâmetro. A solda foi realizada em quatropasses, sendo o passe de raiz feito com 1300J/mm e os outros passes com 900 J/mm. Foifeito um PWHT a 800°C por 3 horas. Forampreparados corpos de prova para ensaiosmetalográficos e de microdureza na raiz dasolda. Os corpos de prova foram submetidosa ataques eletrolíticos com solução de ácidooxálico 10%. Ensaios de microdureza Vickers(com carga de 500 g), microscopia óptica,eletrônica de varredura e análise por EDSforam utilizados para examinar as amostras.

RESULTADOS

A microdureza medida na raiz da amostra,sem tratamento térmico, próximo à linha defusão, mostrou um aumento da durezaprovavelmente devido à tensão residual dasoldagem. Após o tratamento térmico, adureza diminuiu, no metal de solda,provavelmente, devido a redução da tensãoresidual e na ZTA devido à redução da tensãoresidual e à migração de Cr para o contornode grão. Ocorreu um aumento da dureza nometal de solda, provavelmente devido àprecipitação de Nb e Ti, ver Fig 1.Na ZTA da amostra como soldada observou-se a precipitação de carbonetos de Cr noscontornos dos grãos próximo à linha de fusão.Na amostra tratada termicamente ocorreu umaprecipitação generalizada de carboneto deCr nos contornos de grão do AISI 304.

Figura 1 - Perfis de microdureza Vickers comcarga de 500 g, antes e após o PWHT

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Carbonetos de Nb e Ti foram localizados nointerior do metal de solda e nos contornosde dendritas. O PWHT causou um aumentona quantidade de precipitados.O Inconel 625 tem uma tendência de seliqüefazer no contorno das dendritas devidoà presença de precipitados de Nb e Ti, quefavorecem a formação de compostoseutéticos de baixo ponto de fusão os quaiscausam trincas.No metal base ocorreu a liquação doscontornos de grão próximo ZTA. Esta liquaçãofoi mais evidente na amostra que sofreu oPWHT. Além disto, apareceram contornos doTipo II, deslocamento do contorno de fusão,causados por reaquecimento da solda, verFig 2.

(a) (b)

Figura 2 –Liquação na ZTA junto à linha de fusão(a) e contorno de fusão do Tipo II (b)

CONCLUSÕES

A tensão residual próximo à linha de fusãopode ser um problema para a corrosão sobtensão, então os tratamentos térmicos pós-soldagem (PWHT) são normalmenterecomendados para redução dessas tensões.O PWHT foi eficiente na redução da durezapróximo à linha de fusão devido à redução datensão residual. Porém o PWHT causou umaumento na liquação da ZTA, na precipitaçãode carbonetos de cromo nos contornos degrão do AISI 304 e na precipitação de Nb eTi nos contornos de dendrita e deslocamentode contornos de fusão do Tipo II quediminuem a resistência ao trincamento porcorrosão sob tensão.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Qian, M. et al. “Liquation Phenomena inthe Simulated Heat-Affected Zone of Alloy718 after Multiple Postweld Heat TreatmentCycles”. Welding Research Supplement.Welding Journal. pp. 145s-150s. 2003.[2] Sireesha, M. et al. “Thermal cycling oftransition joints between modified 9Cr–1Mosteel and Alloy 800 for steam generatorapplication”. International Journal of PressureVessels and Piping. N. 79 pp. 819–827. 2002.[3] Kim, Y. H. et al. “Development of aChromium-free Consumable for Austenitic

Stainless Steels: Effect of Dilution and theBehavior of Bead-on-plate Welds”. ISIJInternational, V. 46, N. 5, pp. 698–704. 2006.[4] Nelson, T. W. et al. “Nature and Evolutionof the Fusion Boundary in Ferritic-AusteniticDissimilar Metal Welds Part 2: On-CoolingTransformations”. Welding ResearchSupplement. Welding Journal. pp. 267s-277s.2000.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNEN/PROBIC

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Projeto e fabricação de máquina de nucleação de pré-trinca por fadiga

Cássio Melo Moura, Nirlando Antônio Rocha e Jefferson José VilelaCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃO

Fratura frágil ocorre na presença deconcentradores de tensão que prejudicam aresistência estrutural do componente. Então,torna-se de extrema importância determinarse um defeito como uma trinca irá ou nãoprotagonizar uma falha. Uma forma deprevenir a fratura é evitar que certostamanhos críticos de trinca sejam atingidos[1]. A preparação de uma pré-trinca quesimule as condições de uma trinca real éfundamental.Ensaios de tenacidade à fratura são realizadoscom o intuito de determinar o comportamentona fratura dinâmica de dado material napresença de uma pré-trinca nucleada porfadiga e levantar parâmetros como JID e KID[1].Para essa finalidade, uma máquina específicade pré-trinca foi desenvolvida, tornando-setambém uma alternativa à compra de umequipamento comercial novo, cujo preço éaproximadamente 25 mil dólares.

OBJETIVO

Construção de uma máquina de nucleaçãode pré-trincas em corpos-de-prova Charpypara levantar os parâmetros de Mecânica daFratura Dinâmica em materiais.

METODOLOGIA

A máquina de pré-trinca foi projetada sobreuma estrutura de uma antiga máquinaafiadora, em ferro fundido, pois estaapresenta boa rigidez, robustez e absorçãoda vibração. Além disso, possui uma mesamóvel com precisão de décimos de milímetros,muito boa para a regulagem da carga eposicionamento do corpo de prova.O princípio de funcionamento da máquina estáno movimento de um eixo, acionado por ummotor elétrico, cuja extremidade é ligada aum excêntrico que, como num mecanismocame-seguidor, transmite movimento a umpunção. Este, por sua vez, transmitirá a carga

ao corpo de prova, apoiados sobre doisroletes. Dessa maneira, os movimentosalternados produzirão esforços concentradosno entalhe, gerando uma trinca por fadiga[2, 3].De acordo com a norma ASTM E23, o cálculoda carga de pré-trinca por fadiga não deveexceder uma máxima intensidade de tensão,Kmax, o que estima a carga em [4]:

Pmax

= Kmax

WD3/2 / Sf (N/D) (Eq. 1)

onde Pmax

é a carga máxima a ser aplicadadurante a pré-trinca; K

max é a intensidade

máxima de tensão; D e W são,respectivamente, altura e espessura docorpo de prova; S é a distância entre osroletes de suporte; f(N/D) é o fatorgeométrico; N é a medida do entalheadicionado ao comprimento da trinca; σ

ys é o

limite de escoamento do material.Para assegurar esforços abaixo do limite decarga do material, PL, usa-se [4]:

PL = (4/3) D(D-N)2 σ

YS /S (Eq. 2)

Figura 1: Representação esquemática damáquina de pré-trincas

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RESULTADOS

A idade da afiadora e a própria adaptaçãocausaram alguns problemas, como dificuldadesde alinhamento, vibrações na mesa móvel etravamento do jogo de engrenagensresponsável pelo seu movimento. Oalinhamento foi solucionado com usinagenscorretivas, e a colocação de suportesreguláveis, fixos à estrutura rígida, quetravam a mesa na posição desejadaeliminaram as vibrações. Não houve maistravamento das engrenagens após uma leveretífica em seu eixo para a retirada de carepase outros defeitos, além de lubrificação eengrenamento adequados durante aremontagem.Em fase de testes, a máquina produziu trincas,ainda que não homogêneas, apresentandomaior crescimento em um dos lados do corpode prova, decorrente do problema relativoao alinhamento citado anteriormente. Alémdisto, o eixo motriz da máquina (original daafiadora) se rompeu em um dos testesmostrando não ser adequado para esta novautilização por conter muitos concentradoresde tensão como filetes de roscas,escalonamento e quinas vivas. Um novo eixofoi projetado de forma a eliminar ao máximoos concentradores de tensão.

CONCLUSÕES

O equipamento se mostrou eficiente para aprodução de pré-trincas por fadiga.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] STROHAECKER, Telmo. Mecânica daFratura. Laboratório de Metalurgia Física,Universidade Federal do Rio Grande do Sul,Porto Alegre, Brasil. 99p.[2] GUIMARÃES, V.A.; HEIN, L.R.O.;ZANGRANDI FILHO, J. Sistema de baixo custopara nucleação e pré-trincas por fadiga emcorpos de prova de tenacidade à fratura.Materials Research, Vol. 4, nº 3, 205-209,2001.[3] CAÑIZALES, J.P.; TORO, A.J.; JARAMILLO,H. E.; SÁNCHEZ, N.A. Design and constructionof a precracking for fatigue for thedetermination of fracture toughness. In: 18thINTERNATIONAL CONGRESS OF MECHANICALENGINEERING. 2005, Ouro Preto, MG.[4] ASTM E 23 “Standard test methods fornotched bar impact testing of metalicmaterials. 100 Barr Habor Drive, WestConshohocken, PA 19428-2959, UnitedStates.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

FAPEMIG e CDTN

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Estudo de propagação de trincas em juntas soldadaspelos processos MIG/MAG e TIG

Daniel Januário Cordeiro Gomes e Geraldo de Paula MartinsCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃO

A maior parte dos componentes estruturaisde engenharia está submetido em serviço acarregamento cíclico. Este tipo decarregamento provoca o fenômeno dedegradação mecânica conhecida como“fadiga”, que pode levar à fratura catastróficada estrutura.As trincas de fadiga iniciam-se em regiõesonde a deformação é mais severa. Muitosmateriais de engenharia contêm defeitos e,desta forma, muitas trincas de fadiga iniciame crescem a partir destes defeitos. Porexemplo: no processo de soldagem podemresultar tensões residuais e outros defeitos(porosidades, inclusões, falta de penetração,etc.) que podem causar tensões localizadase iniciar um processo de trincamento. Sob aação de cargas cíclicas, uma região dedeformação plástica é desenvolvida emdeterminadas regiões, particularmente emconcentradores de tensão. Esta zona de altadeformação é um local para inicio de umatrinca de fadiga a qual poderá se propagarno material até a ruptura completa do mesmo.

OBJETIVO

• Determinar as propriedades mecânicasda junta soldada pelos processos MIG/MAG eTIG do aço SAC-50;

• Avaliar três modelos existentes depropagação de trinca de fadiga existentesna literatura: o de Paris, o de Forman e o deCollipriest. Estes modelos serão aplicados aosdados obtidos nos ensaios de corpos-de-prova soldados pelos processos MIG/MAG eTIG para se determinar os parâmetros depropagação de trinca correspondentes paracada modelo.

• Comparar as equações obtidas comos resultados dos ensaios com a finalidadede se decidir qual o melhor modelo a seraplicado em projetos, vantagens edesvantagens de cada um deles.

METODOLOGIA

O presente projeto propõe uma metodologiade trabalho com as seguintes etapas quepossibilitarão atingir os objetivos propostos:

• Soldagens, pelos processos MIG/MAGe TIG, das chapas de aço USI-SAC 50 para aretirada dos corpos de prova na região dasolda;

• Preparação dos corpos-de-prova paraos ensaios metalográficos, os ensaios detração e os ensaios de propagação de trinca;

• Ensaios de tração, conforme normaASTM E-8M.

• Ensaios de propagação de trinca,conforme norma ASTM E 647.

• Análise metalográfica dos corpos-de-prova para verificar a estrutura metalográficado metal base, da zona termicamente afetadae da zona fundida.

• Tratamento dos dados obtidos dosensaios e aplicação dos modelos depropagação de trinca: Paris, Priddle eCollipriest com a conseqüente obtenção dosseus coeficientes.

• Comparação destes três modelos.Estes modelos objetivam estimar o númerode ciclos até a ruptura. Os resultados obtidospelos modelos serão comparados com osresultados experimentais para a avaliação daeficácia dos mesmos.

RESULTADOS

Até o presente momento, já foram realizadas:soldagem das chapas de aço SAC 50 pelosprocessos MIG/MAG e TIG; preparação doscorpos de prova para os ensaiosmetalográficos, ensaios de tração e os corposde prova de propagação de trinca por fadiga.Também já foi realizado a análisemetalográfica e os ensaios de tração.Abaixo, estão algumas das fotos retiradasdos ensaios metalográficos:

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Figura 1: Falta de fusão, presença de inclusõese trinca na linha de fusão da junta soldada peloprocesso MIG/MAG, aumento de 50X(microscópico óptico)

Figura 2: região da zona fundida do aço SAC 50pelo processo TIG, análise feita na seçãotransversal ao cordão de solda, aumento de200X (microscópico óptico)

Para a preparação dos corpos de prova deensaios de tração, retiraram-se corpos deprova longitudinais e transversais ao cordãode solda para cada processo de soldagem.Em anexo estão os resultados destes ensaios.

CONCLUSÕES

Espera-se com este trabalho, determinar aspropriedades mecânicas e o número de ciclosaté a ruptura, na região de solda, de um açoSAC 50.Ainda não foi realizado os ensaios depropagação de trinca. Portanto, ainda nãose tem informações suficientes para avaliaro comportamento desse aço, na região desolda, quando submetido em serviço àcarregamento cíclico.Analisando as fotografias retiradas dosensaios de metalografia, observa-se queproblemas como falta de fusão, trincas einclusões foram detectadas em maior númeronas juntas soldadas realizadas pelo processoMIG/MAG. Portanto, espera-se que osresultados irão diferir quando foremcomparados os processos de soldagem MIG/MAG e TIG.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] GODEFROID, L. B., CÂNDIDO, L. C. eMORAES, W. W., Análise de Falhas. Curso daABM. 30/08 -03 de setembro de 2004. BeloHorizonte, MG.[2] SILVA, J. G. A., 2001. Avaliaçãocomportamental de juntas soldadas de umaço estrutural do tipo SAC 50 sob fadiga.Dissertação de mestrado. Escola de Minasde Ouro Preto. Curso de pós-graduação emengenharia Civil, UFOP.[3] MARTINS, G. P. 2004. Tenacidade a fraturae propagação de trincas em juntas soldadasde aço estrutural resistente a corrosãoatmosférica. Tese de doutorado. Depto. deEngenharia Mecânica. UFMG.[4] SOUZA, SÉRGIO AUGUSTO DE. Ensaiosmecânicos de materiais metálicos, São Paulo,Edgard Blucher, 1974,4° edição.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNEN/PROBIC e CNPQ

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Radiomarcação com Technetium-99m da proteínadermonacrótica recombinante (recLiD1) da aranha

marrom para estudo de biodistribuição

Diogo Garcia Valadares, Raquel Gouvêa dos Santos e Carlos Chávez OlórteguiCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear- CDTN

INTRODUÇÃO

O veneno da aranha marrom (gêneroLoxosceles) pode induzir lesõesdermonecróticas no local da picada emanifestações sistêmicas incluindo febre,vômitos, convulsões, o coagulaçãointravenoso disseminada, anemia hemolíticae a falha renal aguda. O veneno é compostopor uma mistura de proteínas, com diversasmoléculas bioquímica e biologicamente bemcaracterizadas. As desordens renaisdesenvolvidas pelo veneno da aranha marromtêm sido relatadas através de dados clínicosdas vítimas (Futrell, 1992; silva do da et al,2004). O mecanismo pelo qual o veneno induzos danos renais é desconhecido. As moléculasradiomarcadas são ferramentas muito úteispara os estudos de biodistribuição e dainteração proteína-recptor, e podem elucidarmecanismo de ação das drogas. Technetium-99m (99mTc) tem sido o radioisótopo deescolha para procedimentos nucleares demedicina e de pesquisa experimental. Devidoa suas propriedades nucleares ótimasassociando a emissão de photon gamma daenergia elevada (140 keV) e da meia vidacurta (somente 6 horas), 99mTc é apropriadopara a detecção da alta eficiência com avantagem do desperdício radiológico reduzido.

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho foi de obter o recLiD1, uma proteína recombinante com atividadedermonecrótica do veneno da Loxoscelesintermedia, marcada com 99mTc e quepreserve sua atividade biológica para o usoem estudos do biodistribuição.

METODOLOGIA

Marcação da recLiD1recLiD 1 foi marcada com o 99mTc de acordocom Pauwels et al (1993) que usam a reduçãodo estanho. Os estudos preliminares foramfeitos a fim de estabelecer as melhorescondições de marcação para obter o

rendimento o mais elevado da toxina marcada.O rendimento da marcação foi estimadousando dois sistemas cromatográficos.Atividade biológica da 99mTc-recLiD1A atividade biológica foi avaliada pelaatividade dermonecrótica em coelhos e peloreconhecimento antigênico usando a análisepor Dot Blot. Para a avaliação do efeitodermonecrótico, 10 ug de recLiD1 diluído emPBS foi injetada intradermicamente em umaárea raspada de pele do coelho.Dermonecrose foi verificada em 24 h após ainjeção. As membranas de Nitrocelulose eramsensibilizadas com recLiD 1 nativa, 99mTc-recLiD 1 preparado em diferentes condições.Anticorpos policlonais e monoclonais foramusados para verificar as propriedadesimunogênicas da toxina marcada que confirmaa preservação do dobramento apósmarcação.Ensaios de BiodistribuiçãoOs estudos de biodistribuição foram realizadosem camundongos swiss machos depois daadministração de 99mTc-recLiD1 (0.1 MBeq)s.c. . Os animais foram sacrificados emdiferentes intervalos de tempo e os órgãosvitais foram isolados e suas respectivasradioativiades foram medidas em umspectrometro gamma automático (wizard1480 3 ' ' - Wallac). A porcentagem decaptação por órgão (%ID/g) foi calculada emcomparação com a atividade injetada.

RESULTADOS

O mecanismo molecular pelo qual a toxinadermonecrótica da aranha marrom causalesões renais é, atualmente, desconhecido.Como foram usados camundongos nosexperimentos (um modelo animal que nãodesenvolve lesões dermonecróticas, Futrell,1992; silva et al do da, 2004) foi possívelavaliar a nefrotoxicidade in vivo independenteda dermonecrose. A marcação da recLiD 1com technetium-99m usando cloretoestanoso e borohidreto de sódio comoagentes redutores foi bem sucedida. Sendoque a 99mTc-recLiD 1 obtida com 89% de

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rendimento manteve sua atividade biológicadesenvolvendo a atividade dermonecróticaem coelhos. O procedimento de marcaçãonão afetou o dobramento da recLiD 1 umavez que sua atividade antigênica foi mantida.Biodistribuição in vivo em camundongosmostrou que o recLiD 1 marcada desaparecerapidamente do sangue e é significativamenteexcretada através dos rins. O deslocamentode 99mTc-recLiD 1 por anticorpo monoclonalindica a interação específica com o tecidodo rim.

CONCLUSÕES

A pureza radioquímica e a caracterização invivo indicam que 99mTc-recLiD 1 pode serferramenta útil para obter esclarecimentossobre mecanismos da dermonecrose e donefrotoxicidade. Estudos complementaresestão desenvolvimento para investigar osmecanismos de ação da recLiD 1 emdiferentes modelos animais.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Futrell, J.M.,. Loxoscelism. Am. J. Med.Sci. 304, 261-267. 1992[2]Chaim OM, Sade YB, da Silveira RB, TomaL, Kalapothakis E, Chavez-Olortegui C, MangiliOC, Gremski W, von Dietrich CP, Nader HB,Sanches Veiga S. Brown spider dermonecrotictoxin directly induces nephrotoxicity. ToxicolAppl Pharmacol. 2006 Feb 15;211(1):64-77.Epub 2005Jul 11.[3] Da Silva, P.H., Silveira, R.B., Apell, M.H.,Mangili, O.C., Gremski, W., Veiga, S.S.,. Brownspiders and loxoscelism. Toxicon 44, 693-709.2004

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNEN/PROBIC e CNPq

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Validação da metodologia de cálculo numérico doescoamento de água através de placa perfurada

Felipe Alves Pinto de Magalhães e Moysés Alberto NavarroCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃO

Os bocais da extremidade de um elementocombustível nuclear (ECN) de reatores PWRsão constituídos de placas perfuradas nasquais tubos guias das barras de controle sãoafixados. Estas placas são componentescríticos dos bocais, sendo responsáveis pelamaior parte da perda de carga através dosmesmos. O estudo do escoamento atravésde placas perfuradas tem sido consideráveltanto experimental como numericamente. Nosestudos numéricos, entretanto, ainda nãoexiste consenso no que se refere aos modelosde turbulência, ao tratamento próximo àparede e ao refinamento de malha maisadequados.Experimentos foram realizados para determinaro perfil de perda de carga do escoamento deágua através de placas perfuradas similaresà do bocal inferior de um ECN. Os resultadosexperimentais foram comparados aosnuméricos calculados no programa ANSYS CFX10.0 [1].

OBJETIVO

Esse trabalho faz parte de um programa cujoobjetivo é a validação de uma metodologianumérica para o estudo do escoamento deágua através de placas perfuradas.

METODOLOGIA

Nos experimentos, escoamentos com água àpressão atmosférica, temperatura ambientee vazão de 3,3 kg/s, foram estabelecidosatravés de diferentes placas perfuradasinstaladas na região intermediária de um canalvertical de seção quadrada (72,15 x72,15mm) e comprimento de 3436mm. Astomadas de pressão, em um total de 16, foramposicionadas na linha central de uma dasparedes da seção. A primeira localizada700mm antes da placa e a última a 964mmapós a placa, ambas na região não perturbadado escoamento. As outras 14 foramposicionadas bem próximas à placa para

levantar o perfil de recuperação da pressão.Foram utilizadas placas com 20 mm deespessura, 25 orifícios de diferentes diâmetrosem arranjo quadrado com passo de 14,3 mm.Algumas das placas possuíam chanfros naentrada dos orifícios. A Tabela 1 lista asprincipais características geométricas dasplacas testadas.

TABELA 1. Características geométricas dasplacas

-

Simulações numéricas dos experimentos foramfeitas utilizando-se o recurso da simetria em1/8 da seção real. A malha foi estruturadade forma diferenciada ao longo do canal: umaregião mais refinada, com elementos comdimensão característica de 0,5 mm,compreendida entre 20mm à montante e30mm à jusante da placa; uma malha comdimensão característica de 1,5mm entre 30mme 230mm à jusante da placa, parasupostamente cobrir a região de fluxoperturbado; e no restante da seção de testefoi utilizada a dimensão característica doselementos de 3 mm. Para capturar melhor osefeitos próximos às paredes nestas regiõesforam utilizadas camadas de malhaestruturada. Foi feito um esforço para mantê-las com a primeira distância adimensional daparede (y+) inferior a 10.Foram avaliados nestas simulações osmodelos de turbulência k-ε e SST (ShearStress Transport). O primeiro, apesar de ser

PlacaDiâmetro doorifício[mm]

Característ icasdo chanfro

l – [mm] 0 – graus]

1 8.66 00

2 8.64 1.79260

3 10.68 00

4 10.69 1.44560

5 10.69 1.170 30

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o mais utilizado em cálculos termohidráulicos,não modela bem escoamentos comdescolamento, o que pode ocorrer na saídados orifícios. O modelo SST incorporamelhoramentos na modelagem do escoamentopróximo à parede, o que o torna maisapropriado para esse tipo de escoamento.

RESULTADOS

A Figura 1 mostra gráficos comparando osresultados experimentais obtidos para arecuperação da pressão após as placas comos valores calculados com os dois modelosde turbulência. Os gráficos cobrem a regiãoda seção de teste desde 2 cm antes a 14 cmapós a placa. A posição ocupada pela placaestá representada por duas linhas verticais.Os resultados mostram que, quanto maior aperturbação causada ao fluxo, maior é adiscrepância entre os valores calculados eexperimentais. Dentre as placas com o mesmodiâmetro, a discrepância entre os resultadosé maior para aquelas sem chanfro. Ao mesmotempo, considerando apenas as sem chanfro,a de menor diâmetro apresenta maiordiscrepância.

CONCLUSÕES

Os resultados parecem confirmar que omodelo padrão k-? não é o mais adequadopara a modelagem de escoamentos do tipoestudados aqui. Entretanto, o modelo SSTdeveria dar melhores resultados, o que nãoocorreu. Isso deverá ser melhor esclarecidocom a continuidade do trabalho, com novosexperimentos e aperfeiçoamento dassimulações.

Figura 1. Comparativo da recuperação depressão experimental e numérica

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] CFX-10.0. (2006). “User manual”, ANSYS-CFX.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNEN/PROBIC e FAPEMIG

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Funcionalização de nanotubos de carbono via reações debromação

Gabriela Oliveira de Magalhães e Clascídia Aparecida FurtadoCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear-CDTN

INTRODUÇÃO

A funcionalização de nanotubos de carbono(NCs) vem sendo estudada, principalmentepela possibilidade de classificar as moléculasde NC por tipo. Por exemplo, átomos de Brsofrem adsorção preferencial em nanotubosmetálicos em relação a nanotubossemicondutores [1,2]. Neste trabalho,exploramos a reação entre NCs de paredesimples e espécies de bromo geradas “in situ”,a partir de soluções de HBr em ambientesquímicos diferentes, ou seja, usando ou nãosolventes ativos ou oxidantes. Os nanotubosforam previamente purificados, seguindo umprotocolo que minimiza a alteração estruturaldos tubos. Uma vantagem do estudo dessasreações está na possibilidade de formaçãode intermediários, os quais podem serposteriormente transformados em uma gamade diferentes derivados, sendo todos elescandidatos a testes de seletividade químicae eletrônica. Além disso, a geração “in situ”das espécies de bromo evita o manuseio daespécie Br2, comumente usada em reaçõesde bromação e altamente corrosiva e tóxica.Os derivados de NC--Br foram caracterizadospor termogravimetria (TG), espectroscopiasna região do infravermelho (IV) e Raman,microscopia eletrônica de varredura (MEV) emicroanálise por espectrometria de energiadispersiva (EDS). Funcionalização de NCs deparede simples via reações de bromação, comgeração “in situ” das espécies de bromo.

OBJETIVO

Funcionalização de NCs de parede simplesvia reações de bromação, com geração “insitu” das espécies de bromo.

METODOLOGIA

Inicialmente, uma amostra de NC de paredesimples (Carbolex, lote AP8229) foi submetidaa um procedimento de purificação de duasetapas: um tratamento térmico a 350°C, paraa retirada de carbono amorfo, seguido derefluxo em solução 6 mol.L-1 de HCl, para aremoção dos metais catalisadores (Ni e Y).Com a finalidade de otimizar as condições dereação de halogenação, a amostra de NCpurificada foi submetida a reações em seisdiferentes solventes, à temperaturaambiente, de acordo com a Tabela 1.

TABELA 1: Protocolo das reações de bromação

RESULTADOS

Figura 1: Curvas de TG das amostras antes eapós a purificação

Etapa de purificação: a análise por TGmostrou que amostra de NCs, inicialmentecomposta por ~32% de carbono amorfo,~26% de NCs e ~38% de metaiscatalisadores, foi purificada após o tratamento

Reações

Reagentes CBr-1 CBr-2 CBr-3 CBr-4 CBr-5CBr-6

Carbolex (mg) 10 20 20 20 2020

HBr 48% (mL) 10 5 5 12 515

H2O2 30% (mL) - - 2,5 2,5 - -

1,2-diclorometano(mL)

- - - 25 --

DMSO (mL) - - - - 15 -

AcOH (mL) - - - - 5 10

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térmico e químico, obtendo-se ~90% de NC.Pelas imagens de MEV (Figura 2, A-D),observou-se que na amostra purificada osfeixes de NC estão mais visíveis.

Figura 2: imagens de micrografia por MEV paraas amostras pré purificada (A,B), purificada (C,D)e após reação de funcionalização (E,F)

Funcionalização: O resultado de EDS mostroua presença de bromo nas amostrashalogenadas (Figura 3) e, pelo MEV (Figura2, E-F), observou-se uma mudança namorfologia, sendo que todas as amostrasfuncionalizadas apresentaram uma aparênciamais granulada.

Figura 3: Imagens de EDS para as amostraspurificada (A) e CBr-4 (B)

Pelo IV (Figura 4A), não foi observadanenhuma evidência da ligação C-Br, mas aintensidade da banda de estiramento edeformação da ligação C-H diminuiu apósfuncionalização. No Raman (Figura 4B),observou-se um upshift nas bandas R e Gpara as amostras CBr-3, CBr-4 e CBr-6,sugerindo transferência de carga do nanotubopara o bromo. Não foi observado nenhumaumento de desordem após a etapa defuncionalização.

Figura 4: Espectros de IV (A) e Raman (B),para os derivados de NC-Br

CONCLUSÕES

A metodologia usada para purificação dos NCsmostrou-se muito eficiente, pois atingiu-seum grau de pureza de ~90% em massa. Apósfuncionalização, a presença de -Br e suainteração com o NC foram caracterizados.As reações que continham agentes oxidantescomo H2O2 e o AcOH apresentaramaparentemente uma maior dopagem com Br.Nenhuma evidência concreta de ligaçãocovalente NC-Br foi observada. Análises deXPS, UV-Vis-NIR, Raman e TEM estão emandamento para uma melhor caracterizaçãoda espécie de Br gerada e compreensão domecanismo de bromação.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Chen, Y.K.; Green, M.L.H.; Griffin, J.L.;Hammer, J. Purification and opening of carbonnanotubes via bromination. Adv. Mater. 1996,8(12), 1012-5.[2] Jin, Z.X.; Xu, G.Q.; Goh, S.H. Apreferentially ordered accumulation of bromineon multi-wall carbon nanotubes. Carbon 2000,38, 1135-9.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC, CNEN, FAPEMIG, Rede Nacionalde Pesquisa em Nanotubos de Carbono

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Medidas de Radônio no solo na Região Metropolitana deBelo Horizonte - RMBH

Giane Gariglio Teixeira e Zildete Rocha

Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN

INTRODUÇÃO

O Radônio é um gás nobre quimicamenteinerte que ocorre naturalmente nas rochas eé formado pelo decaimento alfa do rádiopresente às rochas e no solo. Rádio e radôniosão produzidos pela série de decaimento dourânio e tório, estes presentes empraticamente todos os lugares da crostaterrestre. Como gás, o radônio tem apropriedade de migrar e se acumular emambientes fechados [1]. O isótopo 222Rn éemissor alfa e , juntamente com seusprodutos de decaimento, são responsáveispor aproximadamente 50% da dose efetivaproduzida pela radiação ionizante natural.Atualmente o radônio está classificado pelaAgência Internacional de pesquisa em Câncercomo carcinógeno de classe I[2].A concentração de 222Rn nos gases do solodepende de diversos fatores como:composição e tipo de solo, sua porosidade,umidade, permeabilidade, de variaçõesmeteorológicas e sazonais e da pressãoatmosférica. Difunde-se através da redecristalina do solo, migrando, por difusãoatravés dos poros das rochas e solos até asuperfície atingindo o interior das residências,através de fissuras e tubulações. Esseprocesso pelo qual o radônio escapa domaterial sólido é chamado de emanação.Medidas de teores de radônio no solo, foramrealizadas na Região Metropolitana de BeloHorizonte - RMBH, cuja, maior parte dapopulação habita a grande unidade précambriana do Quadrilátero Ferrífero dos“ Complexo Granito-Gnáissico” [3].De acordo com o critério sueco para avaliaçãode riscos de radônio, solos comconcentrações de radônio abaixo de 10 kBq/m3 são classificados como de baixaconcentração, na faixa de 10 a 50 kBq/m3 éclassificada como normal, e solos com valoresacima de 50 kBq/m3 são classificados comode alta concentração. (Akerblom,1986;Wilson,1987) [4].

OBJETIVOS

Este trabalho visa realizar o levantamento eavaliação das concentrações de radônio nosgases do solo, em busca do estabelecimentode um critério, equivalente ao sueco, paraidentificação de áreas susceptíveis deradônio, em ambientes internos, nas regiõessemitropicais e tropicais.

METODOLOGIA

Para medidas realizadas na RMBH, utilizou-seuma câmara de ionização sob condição defluxo contínuo, o detector de RadônioAlphaGUARD PQ2000PRO. Um amostradorinserido no solo a uma profundidade de 70cm foi utilizado para bombear os gases dosolo e fazê-lo fluir através da câmara deionização do sistema de detecção.

RESULTADOS

Na tabela 1 estão apresentados exemplos dealguns valores obtidos com os respectivosteores médios de radônio e torônio (220Rn)nos gases do solo. As incertezas de mediçõesapresentadas correspondem a intervalos deconfiança de90% de probabilidade. As determinaçõesforam realizadas entre junho de 2006 emaio de 2007.

TABELA 1: Determinação de Radônio com osistema AlphaGUARD

N º L o c a l C i d a d e

C o n c e n t ra ç õ e s d e R a d ô n i o

R a d ô n i oTo t a l *

( k B q / m 3 )

To rô n i oC

T h n

( k B q / m 3 )

R a d ô n i oC

R n

( k B q / m 3 )

1C D T N – P o n t o 1 – A o l a d od o R e a t o r T R I G A

B e l oH o ri z o n t e

8 5 ,9 ± 2 , 8 6 0 , 5 ± 4 . 52 5 , 4 ± 3 , 5

2C D T N – P o n t o 2 – L a b . d eTrí t i o -M e d i d a 1

B e l oH o ri z o n t e

1 4 2 , 1 ± 4 , 6 1 3 1 , 4 ± 5 ,11 0 , 7 ± 3 ,1

3 C a s a B ra n c aB ru m a d i -n h o

9 8 , 7 ± 3 ,2 9 2 , 2 ± 4 , 06 , 5 ± 2 , 5

4 G a n d a re l a – G 4R i oA c im a

2 0 7 , 9 ± 6 ,9 1 6 4 ,3 ± 7 , 24 3 , 6 ± 2 ,1

5 C e rc a d i n h oB e l oH o ri z o n t e

6 4 ± 2 4 1 ± 5 ,0 2 3 ± 4 ,0

6 F e c h o s – B a rra g i n h a 1B e l oH o ri z o n t e

1 6 , 4 ± 2 , 7 2 , 3 ± 3 ,71 4 ,1 ± 2 , 6

7 M u t u c a – B a rra g i n h a 1B e l oH o ri z o n t e

1 3 8 , 4 ± 4 , 7 6 2 , 1 ± 5 , 77 6 , 3 ± 3 , 3

8C D T N / U F M G - P o n t o 3 -M e d i d a 1

B e l oH o ri z o n t e

6 5 ,1 4 ± 2 ,2 3 2 5 ,4 2 ± 3 ,3 43 9 ,7 2 ± 2 ,4 9

9C D T N / U F M G - P o n t o 3 -M e d i d a 2

B e l oH o ri z o n t e

9 3 , 2 ± 3 ,2 4 2 , 5 ± 3 , 95 0 , 7 ± 2 , 2

1 0 B a i rro Tri p u íC a c h o e i - -ra d oc a m p o

9 1 ,7 6 ± 3 ,0 6 5 2 ,9 3 ± 3 ,9 4 3 6 , 8 4 ± 2 , 4 9

1 1B a i rro O u ro P re t o –E n g e n h o N o g u e i ra –P o n t o 1

B e l oH o ri z o n t e

1 4 6 ,3 0 ± 5 ,1 7 6 9 ,0 3 ± 6 , 2 37 7 ,2 7 ± 3 ,4 8

1 2B a i rro O u ro P re t o –E n g e n h o N o g u e i ra –P o n t o 2

B e l oH o ri z o n t e

7 3 , 6 0 ± 2 ,3 4 3 9 , 7 9 ± 2 , 4 3 3 3 , 8 1 ± 3 , 3 7

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CONCLUSÃO

Nas determinações de 222Rn no solo na RMBH3 amostras (25%) apresentaram resultadoscorrespondentes a solos de alta concentraçãode radônio, aqueles que conforme o critériosueco, necessitam de construções commedidas protetoras especiais, 8 (67%)apresentaram resultados de radônio na faixaentre 10 e 50 kBq/m3, característico de solosnormais necessitando apenas de medidasprotetoras na construção, e 1 (8%)apresentou resultado abaixo de 10 kBq/m3,não necessitando de medidas protetoras.Estes resultados serão analisados emconjunto com valores de concentração deradônio em residências, medições emandamento nas respectivas áreas, de modoa estabelecer limites adequados acaracterização de áreas susceptíveis deradônio em interiores.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] P. M. Jaqueline. “Desenvolvimento demetodologia analítica do 222Rn como traçadorde partição na recuperaçãosecundária do petróleo”. p. 6. (2006).[2] P.G. Luis; S. Wlademar. “Níveis deRadioatividade natural decorrente do radôniono complexo rochoso da Serra de SãoVicente”, SP, Radiologia Brasileira, Vol. 39,No. 3, p. 215-218 (2006).[3] B.S. Adelbani, C.T. Edézio. et al. “Estudosgeológicos, hidrogeológicos, geotécnicos egeoambientais integrados no município deBelo Horizonte”.(2005).[4] L.C.S.Gundersen et.al..”Field Studies ofRadon in Rocks, Soils, and Water , Flórida, p.155-162, (2000).

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CDTN

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Desenvolvimento de matrizes vítreas e deencapsulamento visando a incorporação de rejeito

radioativo de alto nível

Guilherme Augusto Pereira Araújo e Ana Maria Matildes dos Santos

Centro de Desenvolvimento Tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃO

Vários materiais vítreos e cerâmicos já forampropostos para imobilização de rejeitoradioativo de alto nível [1]. Matrizes vítreassão uma opção interessante por causa dogrande número de elementos radioativos quepodem ser incorporados em seu interior,utilizando baixo ponto de fusão (abaixo de1200ºC) e, especialmente, por causa de seupequeno tamanho, o que salva espaço emum repositório [2].Em alguns casos, as matrizes vítreas nãopodem ser utilizadas. Para tais casos asmatrizes cerâmicas são atrativas devido àsua grande durabilidade química e àresistência mecânica na presença deradiação. Entretanto, essas matrizesrequerem uma tecnologia de processamentomais complexa e possuem maiores limitaçõesquanto aos elementos que podem serincorporados [3].A incorporação de rejeitos radioativos em umamatriz estável é a primeira barreira paraimpedir que os radionuclideos sejam liberadosno ambiente. Uma segunda barreira podeaumentar a segurança da primeira, cobrindo-a, o que pode levar a encapsulamentospolicristalinos ou vítreos.

OBJETIVO

Desenvolver, pelo processo de fusão, umencapsulamento em torno do vidroincorporado com simulador de rejeito paraaumentar a barreira de imobilização do rejeito.

METODOLOGIA

A areia utilizada no encapsulamento sofreuuma separação magnética e granulométrica.Escolheu-se a faixa granulométrica quecontinha a maior porcentagem de quartzo(SiO

2) para ser usada no trabalho.

O encapsulamento das matrizes vítreas foifeito utilizando-se a areia rica em sílica, acidobórico (H

3BO

3) nas proporções de 10% e 15%

em peso e o fluoreto de sódio (NaF) na

proporção de 5% em peso.A areia, o acido bórico e o fluoreto de sódioforam misturados em um processo de agitaçãomecânica durante 1 hora.Após alguns testes, com objetivo deestabelecer parâmetros para o tratamentotérmico, as misturas foram tratadastermicamente nas seguintes condições:900°C/1h, 900°/4h, 1000°C/1h e 1000°C/4h.No encapsulamento, envolveu-se a matrizvítrea com a mistura de areia em um cadinhode modo que a matriz ficasse no centro omáximo possível.

RESULTADOS

A Figura 1 mostra alguns dos monólitosobtidos nos tratamentos de uma hora e aFigura 2 mostra alguns dos monólitos obtidoscom o encapsulamento. Como podemosobservar, os monólitos apresentam um grandenumero de poros na sua microestrutura.

Si10B5NaF- Si10B5NaF- Si15B5NaF- Si15B5NaF-

900°C 1000°C 900°C 1000

Figura 1: Monólitos obtidos nos testespreliminares

Si10B5NaF- Si10B5NaF- Si15B5NaF- Si15B5Na

900°C 1000°C 900°C F-1000°C

Figura 2: Monólitos obtidos no encapsulamento

A Figura 3 mostras mostra os resultados daDifratometria de Raios-X. Pela análise dosresultados, observa-se que não houveformação de fase amorfa devido aotratamento térmico.

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Figura 3: Difractometria de raios-x

Observa-se na Tabela 1 que a densidade dosmonólitos foi bem abaixo da densidade daareia (2.95 g/cm3), o que pode ser explicadopelo grande número de poros na amostra.

Tabela 1: Densidade dos Monólitos

CONCLUSÕES

Nos monólitos obtidos, não foram observadastrincas na interface entre o vidro e oencapsulamento, o que nos permite concluirque a ligação entre eles foi excelente. Apresença dos poros pode ser explicada pelaformação de bolhas durante o tratamentotérmico. São necessárias mais investigaçõespara melhorar a microestrutura do compósito.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] L.L. Hench, D.E. Clark. “Review: nuclearwaste solids”, Journal of Materials Science,v.21, p.1457-78 (1986). [2] J.A.C. Marples. “The preparation ,properties, and disposal of vitrified high levelwaste from nuclear fuel reprocessing”, GlassTechnology, v.29, n.6, p.230-47 (1988).[3] E.R. Vance et al. Scientific basis fornuclear waste management XVIII, MaterialsResearch Society, Pittsburgh & USA (1995).

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

AmostraÁcido bórico(% em peso)

Fluoreto desódio

(% em peso)

Densidademedia dosmonólitos(g/cm3)

Si10B5Na-F-900°C 10 5 1,97

Si10B5Na-F-1000°C

10 5 1,97

Si15B5Na-F-900°C 15 5 2,01

Si15B5Na-F-1000°C

15 5 2,04

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Estudo de propriedades superparamagnéticas emnanopartículas de y-Fe2O

3 encapsuladas em poros de

vidro Vycor

Heberton Luis da Silva Correa e Waldemar Augusto de MacedoCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN

INTRODUÇÃO

Nos últimos anos, grande interesse tem sidodado ao estudo de nanopartículas magnéticasdevido as suas propriedades físicasdiferenciadas e seu alto potencial para futurasaplicações industriais. O objetivo dananotecnologia é explorar as mudanças emum sistema devido à redução de suasdimensões na procura de materiais compropriedades que sejam interessantestecnologicamente. Para isso é necessário ummelhor entendimento e modelo que interligueas relações entre as dimensões e aspropriedades magnéticas desses materiais.Nesse campo de trabalho tem se destacadoultimamente o estudo de nanopartículasmagnéticas dispersas em matrizes sólidascomo polímeros, sílica gel ou em poros denanopartículas de sílica.

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho é realizar um estudoMössbauer em nanopartículas de y-Fe

2O3

encapsuladas em poros de vidro Vycor (PVG).

METODOLOGIA

As amostras foram sintetizadas pelo processode única fonte precursora (single-sourceprecursor – SSP) utilizando-se diferentesciclos de impregnação-decomposição (ICDs)com intuito de se ter diferentes distribuiçõesde tamanho de partícula em cada caso epermitindo o estudo da relação entre otamanho médio de partícula e as propriedadesmagnéticas. Foram preparadas amostras emque os ciclos de impregnação-decomposiçãoforam repetidos por 2, 4, 6 e 8 vezes e essasamostras foram rotuladas como PVGFe-2,PVGFe-4, PVGFe-6 e PVGFe-8respectivamente.Fora feitas medidas Mössbauer de todas asamostras a temperatura de 23K e da amostraPVGFe-6 a 50K, 35K e 25K.

RESULTADOS

Na figura 1, apresenta-se os espectrosMössbauer referentes as amostras PVGFe-2,PVGFe-4, PVGFe-6, PVGFe-8 a temperaturade 25K.

Figura 1: Espectro Mössbauer das amostrasFePVG-2, FePVG-4, FePVG-6 e FePVG-8 a 25K

Os espectros foram ajustados utilizando-seuma distribuição de campos magnéticoshiperfinos e um dubleto. Isso evidencia aexistência de uma distribuição no tamanhode partículas e a existência decomportamento superparamagnético. Pode-se atribuir o dubleto a partículas pequenasque já possui tamanho diminuto o suficientepara exibir efeito superparamagnético atemperatura de 25K.Nota-se que para as amostras PVGFe-2 ePVGFe-4 no espectro Mössbauer predominaum dubleto enquanto que para as amostrasPVGFe-6 e PVGFe-8 existe uma maiorpredominância do sexteto. Estas ocorrênciaspodem ser atribuídas ao fato de um maiornúmero de ciclos de impregnação-decomposição implicar em uma maior tamanho

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médio das partículas de y-Fe2O3.

A figura 2 refere-se a analise Mössbauer daamostra PVGFe-6 a 50K, 35K e 23K, e é umaboa ilustração do efeito superparamagnético.Nota-se claramente, pela observação dosespectros, que a medida que a temperaturavai sendo diminuída o sexteto se torna maispredominante que o dubleto indicando queum número maior de partículas passa a exibirefeito superparamagnético.

Figura 2: Espectro Mössbauer FePVG-6 a 50K,35K e 23K

CONCLUSÕES

Conclui-se através desse estudo que onúmero de ciclos de impregnação-decomposição está intimamente ligado como tamanho médio das partículas de ?-Fe2O3encapsuladas nos poros do Vidro Vycor.Quanto maior o número de ciclos maior é otamanho médio das partículas.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] E. Tronc, A. Ezzir, R. Cherkaoui, C.Chanéac, M. Noguès, H. Kachkachi, D. Fiorani,A.M. Testa, J.M. Grenèche, J.P. Jolivet.Surface-related properties of ?-Fe2O3nanoparticles. Journal of Magnetism andMagnetic Materials 221 (2000) 63-79.[2] S. G. Marchetti and R.C. Mercader.Magnetism of nanosized oxide systemsinvestigated by Mössbauer Spectroscopy.Hyperfine Interactions 148/149: 275-284,2003.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq /PIBIC

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Estudo de difração de raios-X e inclusões fluidas emamostras minerais

Janaina Rodrigues de Paula e Kazuo Fuzikawa

Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃO

O Distrito Uranífero de Lagoa Real situa-seno centro-sul do Estado da Bahia, a nordesteda cidade de Caetité (Figura 1). A descobertados depósitos uraníferos de Lagoa Real, deu-se a partir de 1975, pela Nuclebrás - EmpresasNucleares Brasileira S.A. [1]. O tipo dedepósito figura-se de forma díspar entre asgrandes jazidas de urânio no mundo.

Figura 1. Mapa de Localização Geográfica domunicípio de Caetité

OBJETIVO

Estudo petrológico, análise químicas pordifratometria de raios X e inclusões fluidas,de duas amostras de albititos provenientesda Cava 01 - Jazida Cachoeira – Anomalia13, na Província Uranífera de Lagoa Real –BA.

METODOLOGIA

Os estudos de difração de raios X dasamostras foram baseados em frações obtidaspelos processos de concentração:Peneiramento – análise granulométrica (sériede peneira tipo Tyler); deslamagem eseparação densimétrica (líquido separador:bromofórmio); separação magnética (métodode separação imã de mão); separaçãoeletromagnética (separador eletromagnéticoFrantz).

RESULTADOS

As duas amostras (Figura 2) foramdiferenciadas pela composição, peso eradioatividade.

Figura 2. Fotografia da amostra 01 (esquerda)e 02 (direita)

Amostra 01 - Piroxênio-albitito: massa total:1.818g; radioatividade máxima: 750c/s. Arocha apresenta cor cinza esverdeado,granulação grossa, foliação discreta, texturagranoblástica e localmente lepidoblástica. Osgrãos são dominantemente inequigranulares.Sobre a ação de ácido clorídrico não seobservou reação imediata. Não apresentafraturas visíveis. Os minerais máficos possuemforma indefinida a prismática, distribuiçãodesordenada, em parte demonstrando foliaçãoe estiramento. Ocorrência local e superficialde uma crosta amarela, associada aosminerais félsicos e máficos, possivelmenteproduto de alteração.Os estudos por difração de raios-X na fraçãototal, identificaram a predominância (> 50%)de albita (KAlSi3O8), o piroxênio Augita -(Ca,Na)(Mg,Fe2,Fe3,Al)(Si,Al)2O8, compõe30% da fração total; a fase menorcompreende o filossilicato biotita:K(Mg,Fe)3(AlSi3O10)(OH)2 (<10%), ocorremainda, quantidades traço de anfibóliocomposição hornblenda -Ca2Na(Mg,Fe2)4(Al,Fe3,Ti)(Al,Si)8O22(O,OH),apatita (Ca5(PO4)3 (F,Cl,H)), hematita(Fe2O3), magnetita (Fe3O4), titanita(CaTiSiO5) e zircão (ZrSiO4).Amostra 02 - Biotita-albitito: massa total5.040g, radioatividade máxima > 15.000c/s.A rocha é dominantemente escura, e possui

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partes acinzentadas subordinadamente;granulação grossa, foliada, texturalepidoblástica e porfirítica a granoblástica.Constituída por grãos inequigranulares. Sobrea ação de ácido clorídrico não se observoureação imediata. Ocorrem fraturas. Os grãosde albita possuem granulação média a grossa,são aproximadamente equigranulares,hipidiomorfos, clivagem perfeita. Ocorremgrãos de até 4cm, inclusos em uma matrizmáfica foliada. Faces da amostra apresentamcrosta amarela disseminada, possivelmenteresultado de processos de alteração.Os estudos qualitativos e semi-quantitativospelo método de difração de raios-X na fraçãototal, identificaram a predominância (> 50%)de albita (KAlSi3O8), a biotita:K(Mg,Fe)3(AlSi3O10)(OH)2 compõem 30%; afase menor (<10%) compreende o anfibóliocomposição hornblenda - Ca2Na(Mg,Fe2)4(Al,Fe3,Ti)(Al,Si)8O22(O,OH) e opiroxênio (Ca,Na)(Mg,Fe2,Fe3,Al)(Si,Al)2O8) - Augita, ocorre ainda, quantidademinoritária (<3%) de hematita (Fe2O3),magnetita (Fe3O4), titanita (CaTiSiO5) ezircão (ZrSiO4).

CONCLUSÕES

As análises das assembléias minerais, obtidasnos processos de concentração, permitirama caracterização mineralógica detalhada dasamostras. Os resultados encerram asimilaridade mineralógica das amostras eratificam as diferentes fases deretrometamorfismo, alteração metasso-mática, ocorrências também evidenciadas porfeições petrográficas. As atividadesvinculadas aos estudos de inclusões fluidasestão em andamento.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Raposo, C., Matos, E.C. 1982. DistritoUranífero de Lagoa Real – A História de umExemplo. Anais XXXII Cong. Bras. de Geol.Salvador/Bahia. Vol.5; 2.035–2.047.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq / PIBIC

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Implementação de uma versão do software SUGERE –Sistema Unificado para Gestão de Resíduos – específica

para atender às necessidades de estabelecimentosprestadores de serviços de saúde

Jean Viana Bahia e Vanderley de Vasconcelos

Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃO

Uma das principais dificuldades para ogerenciamento de resíduos perigosos advémdo seu caráter multidisciplinar. Assim, asetapas envolvidas na elaboração eimplementação de Programas deGerenciamento de Resíduos – PGR demandamequipes com especialistas de várias áreas, oque leva a custos excessivos, em particularpara pequenos geradores.Para auxiliar na solução destas dificuldadesfoi desenvolvida, no CDTN, uma metodologia[1] dirigida a pequenos geradores, eimplementada através do programa decomputador denominado SUGERE - SistemaUnificado de GEstão de REsíduos [2]. Nestesoftware foi adotada uma abordagem geral eunificada das etapas envolvidas nogerenciamento de resíduos [2, 3]. Da formacomo foi implementado, este software tratacom maior grau de detalhamento,profundidade e exemplificação deprocedimentos, técnicas e normalização, osrejeitos radioativos. Os recursos relativos aosdemais resíduos perigosos foramimplementados nas etapas em que aexperiência do setor nuclear pudesse serdestacada e utilizada.Dentre os resíduos que requerem tratamentodiferenciado, destacam-se os resíduos deserviços de saúde – RSS, que englobam,dentre outros, resíduos de unidades médico-assistenciais, centros de farmacologia eeliminação de medicamentos vencidos oudeteriorados. Os danos causados por estesresíduos podem ser altos e irreparáveis, maspodem ser reduzidos se forem submetidos aum manejo adequado.

OBJETIVO

Implementar uma versão do software SUGERE,visando atender especificamente àsnecessidades de estabelecimentosprestadores de serviços de saúde.

METODOLOGIA

Para a implementação da versão específicado SUGERE estão sendo elaborados Diagramasde Fluxo de Dados - DFDs, com os processosnecessários para o gerenciamento dos RSS.A partir dos DFDs elaborados com os níveisde detalhamento adequados, deverão serelaborados Diagramas de EstruturaHierárquica - DEHs e projetados bancos dedados para atendimento às necessidadesespecíficas do gerenciamento dos RSS [4, 5,6]. O software deverá ser implementado emBorland Delphi® no ambiente Windows®.Softwares para atividades especificas serãoimplementados em uma etapa intermediáriae incorporados posteriormente à versão final,após as necessárias adaptações.

RESULTADOS

Foram realizadas: uma familiarização com oambiente desenvolvimento de softwaresBorland Delphi®; um estudo bibliográfico sobrea classificação de resíduos sólidos perigosos,radioativos e não radioativos, as etapasenvolvidas na elaboração de um Programade Gerenciamento de RSS (PGRSS), asnormas/legislação vigentes relativas aosrejeitos radioativos e aos RSS; eimplementados formulários eletrônicos parao diagnóstico da situação de rejeitosradioativos na origem, através dodesenvolvimento do programa denominadoDiGeRR (Diagnóstico da Gerência de RejeitosRadioativos na origem). Os formuláriosimplementados visam facilitar opreenchimento pelos envolvidos na geraçãode rejeitos e facilitar a compilação e análisedos dados. Este diagnóstico subsidiará aatualização do Programa de Gerenciamentode Rejeitos Radioativos – PGRR, jáimplementado no CDTN e será incorporado àversão do SUGERE em desenvolvimento.

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CONCLUSÕES

Foram elaborados Diagramas de Fluxos deDados adaptando a metodologia deGerenciamento de Resíduos desenvolvida noCDTN para o caso específico de resíduos deserviços de saúde. Como etapa intermediáriafoi elaborado e implementado um programapara diagnóstico de Rejeitos Radioativos naorigem (DiGeRR), etapa inicial na elaboraçãode Programas de Gerenciamento de Resíduos.Foram submetidos trabalhos em congressos,divulgando resultados intermediários dopresente projeto. No XVI Congresso Nacionalde Estudantes de Engenharia Química –CONEEQ/2007, em Curitiba - PR foiapresentado pelo bolsista o trabalho“Elaboração e implementação computacionalde um checklist para diagnóstico das etapasiniciais do gerenciamento de rejeitosradioativos em um centro de pesquisas”. Na14ª Jornada Nacional de Iniciação científica,da SBPC, a realizar-se de 8 a 13 de julho de2007, na Universidade Federal do Pará(UFPA), em Belém, será apresentado otrabalho “Apoio na implementação de umsoftware para o gerenciamento de resíduosde serviços de saúde”. Foram aindasubmetidos 2 trabalhos ao INAC 2007, comresumos aprovados. Para a 2ª Mostra deIniciação Científica foi submetido o trabalho“Elaboração e implementação computacionalde um checklist para diagnóstico das etapasiniciais do gerenciamento de rejeitosradioativos em um centro de pesquisas”, noqual o bolsista é o primeiro autor. Para o VIIIENAM foi submetido à seção de WasteManagement o trabalho em inglês “Conceptualdesign of a system to help the elaboration ofhealthcare waste management plans”, no qualo bolsista é um dos co-autores.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] SILVA, E. M. P. Implementação de umsistema unificado para gerenciamento derejeitos. Tese de Doutorado, FEQ/UNICAMP,Campinas, 2006.[2] SILVA, E. M. P. et al. SUGERE - Umsistema unificado de gestão de resíduos. In:INAC 2005. Santos, ABEN, Aug 28 to Sept02, 2005.[3] IAEA. Management of waste from theuse of radioactive material in medicine,industry, agriculture, research and education.Vienna, 2005 (WS-G-2.7).[4] CONAMA. Dispõe sobre o tratamento ea disposição final dos resíduos de Serviçosde Saúde. 2005 (Resolução 358/05).[5] ANVISA. Dispõe sobre o Regulamento

Técnico para o gerenciamento de resíduosde serviços de saúde. 2004 (Resolução RDCn? 306/04).[6] SILVA, E. M. P.; MIAW, S. T. W. Gerênciade rejeitos radioativos de serviços de saúde.In: V REGIONAL CONGRESS ON RADIATIONPROTECTION AND SAFETY - REGIONAL, IRPACONGRESS. Recife, 2001.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

PIBIC/CNPq

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Implantação da ISO 9000:2000 nos laboratórios deensaios não destrutivos de um centro de pesquisas:

facilidades e dificuldades

João Luiz Costa Carvalho e Silvério Ferreira da Silva JúniorCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃO

Um componente estrutural é um equipamento,peça ou parte de uma estrutura, que éprojetada para resistir à ação decarregamentos. Em geral assumimos que essa confiabilidadeestrutural está garantida, embora falhaestrutural desastrosas ocorra provocandomortes, prejuízos materiais e sérios impactosao meio ambiente. Mesmo operando emcondições normais, os componentesestruturais sofrem, em geral, um processode degradação, acumulando danos ao longode sua vida operacional. Desta forma,componentes estruturais importantesprecisam ter sua integridade estruturalavaliada periodicamente.Assim, definimos avaliação de integridadeestrutural como a atividade que consiste naaplicação de técnicas multidisciplinares quepermitem estabelecer o estágio de dano emque o componente estrutural se encontra, etambém prever o seu comportamento futuro.Além do aspecto de segurança, a avaliaçãoda integridade estrutural, pode representarsignificativos ganhos econômicos, pois elagera condições para que se possa estendera vida útil de componentes ou de instalaçõesindustriais inteiras.As técnicas para avaliar danos em estruturassão classificadas em:DESTRUTIVAS: as quais geralmente inutilizama estrutura ou modelo ao qual estão sendoaplicadas.NÃO DESTRUTIVAS: são técnicas utilizadasno controle da qualidade de materiais ouprodutos, sem prejudicar a posterior utilizaçãodestes, contribuindo para o incremento daqualidade e da confiabilidade e redução decustos.A importância dos ensaios não destrutivos(END) em diversos setores industriais eatualmente, cada vez mais, em atividadesde pesquisa e desenvolvimento, vemcrescendo de forma expressiva. Em razãodisso, surgiu a necessidade de obtenção dacertificação ISO 9000 pelos laboratórios

envolvidos em atividades de pesquisa na áreade END, de forma a aumentar a credibilidadedos resultados obtidos nos diversos métodosde ensaio. Um Instituto de Pesquisas, porsua natureza, apresenta característicasdiferentes das encontradas nos diversossetores produtivos, onde os produtos eprocessos são muito bem definidos. Adiversidade dos trabalhos realizados e mesmoa cultura própria existente apresentamfacilidades e dificuldades para estaimplantação.

OBJETIVO

• Fazer um diagnóstico do laboratório deensaios não destrutivos frente aos requisitosda norma ISO 9000/2000.• Identificar as facilidades e dificuldades paraa implementação.• Implementar a documentação.• Validar o sistema de qualidade proposto.

METODOLOGIA

Como ponto de partida para a elaboração domanual da qualidade foram utilizados exemplospesquisados na Internet e no manual deimplementação adaptados aos interesses dolaboratório. A elaboração dos documentos de segundonível se deu a partir de texto base formadopelas normas da série ISO 9000, NBR 17025e instruções normativas do CDTN.

RESULTADOS

A formação de uma base de conhecimentonas normas NBR ISO 9000 e de suaimplementação, constituiu um sistemafundamentado nos interesses do LABEND,baseado nos Princípios da Qualidade -possibilitando assim uma visão futura demelhorias contínuas do desempenho.Na primeira fase foi estabelecido entre 80 a90% do manual da qualidade. Os pontos -chave foram bem determinados econdensados, dando suporte à discussão e

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negociação sobre detalhes operacionais einstruções de trabalho. Quando a maior parteda documentação do segundo e terceiro níveisestiver concluída e implementada é que oprocesso será “congelado” e o Manual daQualidade implementado. A busca pelainteração dos processos que envolvem osensaios no laboratório foi baseada nosprincípios da qualidade impostos pela ISO9000:2000. Durante esse ciclo de atividadesalgumas dificuldades foram geradas devidoa:• Diversidade das atividades,•Características individuais dospesquisadores,• Dependência de processos de gestão,• Formatação de documentos.Estas dificuldades, entretanto, foramsuperadas pelas facilidades encontradasdevido ao laboratório manter as atividadesde:• Manutenção das informações e doconhecimento gerado;• Promoção de melhoria contínua;• Abordagem sistêmica por integração deprocessos.

CONCLUSÕES

A implementação do SGQ no laboratório deEND vem obedecendo aos requisitos dasnormas NBR ISO 9000. As atividadesdesenvolvidas no laboratório e a metodologiautilizada para o gerenciamento dasinformações e do conhecimento gerados nolaboratório facilitaram sobremaneira aimplantação do processo.Embora a certificação seja usualmente vistacomo a grande meta da implementação deum SGQ ISO 9000, usada como fortalecedorde logomarca de instituições, o maiorbenefício aparece na sua implementação,execução e manutenção: ser competitivo emuma economia globalizada, na qual todos nosinserimos. Quando um projeto está solidificadoem uma base onde as suas característicassão fundamentadas em princípios bemdefinidos, as dificuldades que aparecem sãoalertas indicativos para onde se devemdirecionar os esforços. Agindo assim, osobstáculos são vencidos e o processo fluicom maior facilidade de gestão.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

- Normas NBR ISO 9000:2000- Norma NBR ISO/IEC 17025:2001Maranhão, Maurit - ISO Série 9000, versão2000: manual de implementação- 7ª ed.- Riode Janeiro: Qualitmark Ed., 2005.

- Manual de Gestão da Qualidade do CDTN- Manual de Gestão da Qualidade doslaboratórios do CDTN- Documentos da Qualidade CDTN - http://intranet.cdtn.br/mqc/Modulos.asp- Manual da Qualidade GE -www.geindustrial.com.br/sobre/qualidade/

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC e CNEN

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Síntese do complexo Índio-Bipiridina para utilizaçãocomo traçador ativável

Júnia de Oliveira Alves e Rubens Martins MoreiraCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃO

O petróleo é encontrado no ambiente,impregnado nos poros das rochassedimentares ou carbonáceas que constituemos reservatórios. Estes encontram-seestratificados com camadas de gás natural,hidrocarbonetos e água, originalmente sobalta pressão. Assim, a perfuração de um poçoimpulsiona essas espécies para a superfície.Este processo é chamado de recuperaçãoprimária. Nesta etapa, produz-se da ordemde apenas de 25% do petróleo existente. Orestante é obtido no processo denominadorecuperação secundária, no qual fluidos sãoinjetados em determinados poços visandodeslocar o petróleo na direção dos poços deprodução.Os traçadores são utilizados para avaliar aeficiência dos processos de injeção de águapara a recuperação secundária do petróleo.Elementos que possuem elevada seção dechoque para nêutrons térmicos podem serusados, sendo medidos via análise porativação [1].Neste trabalho sintetizou-se um complexo deíndio com bipiridina e fez-se um teste debancada para testar sua viabilidade comotraçador no processo de recuperaçãosecundária [2].

OBJETIVO

Síntese de complexo de índio para que estemetal possa ser utilizado no estudo doescoamento da água em meios porosos comotraçador ativável, isto é: injetado inativo edosado em amostras colhidas em poços deprodução via análise por ativação.

METODOLOGIA

A complexação foi realizada em um tuboSchlenk e atmosfera de nitrogênio. A rotasintética seguiu o diagrama abaixo.

Figura 1. Rota sintética do complexo In-Bipy

RESULTADOS

O produto foi caracterizado pelas técnicasespectrométricas, RMN de 1H e IV. Acomparação entre os espectros de RMN de1H e IV da bipiridina e do produto indicarama formação do complexo de In-BIPY.Fez-se análise térmica (TG) do produto e asperdas de massa indicam a provávelexistência de duas moléculas de bipiridinacoordenadas com o metal. Com base naliteratura o índio pode formar complexosoctaédricos [3]. Levando em consideraçãoas análises e a informação da literatura umaestrutura foi proposta (Figura 2).

Figura 2. Estrutura proposta para o complexosintetizado

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Para confirmar a estrutura fez-se análiseelementar e assim foi possível quantificar aporcentagem de CHN e o resultado foisatisfatório.Após a síntese do complexo e suacaracterização, foi efetuado um teste debancada, no qual se faz o traçador fluiratravés de uma amostra de arenito, simulandoas condições vigentes no reservatório (Figura3). Neste teste o índio é comparado com umtraçador de referência: a água tritiadasimultaneamente injetada.

Figura 3. Montagem utilizada para o teste debancada

Durante o teste foram recolhidas 38 amostrase as concentrações de trítio e índio forammedidas por cintilação líquida e ativaçãoneutrônica, respectivamente. Asconcentrações de cada amostra foramnormalizadas e fez-se um gráfico,concentração x amostra (Figura 4), ondepode-se observar o comportamento do índioem relação ao trítio.

Figura 4. Curva concentração x amostra, paracomparação do índio com o traçador dereferência

De posse da curva da figura 4, pode-se dizerque o novo traçador foi adsorvido no corpode prova, visto que ocorreu um atraso emrelação ao trítio.

CONCLUSÕES

Pode-se concluir que a síntese ocorreu comsucesso e o complexo foi devidamentecaracterizado. O teste de bancada mostra

um atraso do traçador sintetizado.Este atraso será quantificado viadeterminação do fator de retardo. Hápossibilidade de uso do complexo em águassuperficiais, nas quais a adsorção é umprocesso menos crítico.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] MARTINS, P. F. F. Desenvolvimento detraçadores ativáveis para aplicação emrecuperação secundária de reservatório depetróleo. 2005. 101f. Tese (Mestrado emCiência e Tecnologia das Radiações Mineraise Materiais) – Centro de Desenvolvimento daTecnologia Nuclear.[2] RODRIGUES, C. J. Síntese, caracterizaçãoe estudo térmico de complexos dealumínio(III), gálio(III) e Índio(III). 2004. 106f.Tese (Mestrado em Química)-Departamentode Química, Universidade Federal de MinasGerais.[3] LEE, J. D. Química inorgânica: um novotexto conciso. 3ª ed, São Paulo, EdgardBlücher, 1980, 507p.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC e CNEN

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Acúmulo de Cromo VI pela levedura Saccharomycescerevisiae induz danos oxidativos em proteínas e

lipídeos

Karine Martins Carvalho e Maria José NevesCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃO

Grandes quantidades de compostos orgânicos,inorgânicos e metálicos são liberados no meioambiente como resultado da atividadehumana. Metais pesados tem seu uso muitodifundido na indústria, e por esta razão elesestão presentes, como contaminantes emáguas, solos e sedimentos [1]. Um dos metaispesados mais tóxicos é o cromo, elementobastante utilizado em processos industriais,o que o torna um importante contaminanteambiental. O cromo principalmente em seuestado de oxidação hexavalente é bastantetóxico, é um metal redox ativo que tem grandeinfluência na geração de espécies reativasdo oxigênio (ROS do inglês Reactive OxygenSpecies) nas células, é potencialmentecarcinógeno tornando-se necessária a buscade novas tecnologias para o tratamento destemetal [2,3,4]. A bioremediação por metaispesados tem recebido grande atenção comouma aplicação potencial na indústria. Paraque o processo de remediação tenha sucessoé necessário que a matéria prima sejaabundante e barata, por isso este trabalhousou a levedura Saccharomyces cerevisiaedado que o Brasil gera grandes quantidadesdo microrganismo durante a produção deálcool.

OBJETIVO

O principal objetivo deste trabalho foi avaliara incorporação do cromo por células deSaccharomyces cerevisae (W303-WT),linhagem laboratorial].

METODOLOGIA

Foram avaliados alguns mecanismosbioquímicos usados pelas células da levedurapara se adaptarem à presença de altasconcentrações de Cr(VI) que geram grandesquantidades de radicais livres. Os parâmetrosavaliados foram: peroxidação de lipídeos ecarbonilação de proteínas. A peroxidaçãode lipídeos é um índice que indica danos

causados aos componentes lipídicos da célulae, carbonilação de proteínas é um marcadorbioquímico de estresse oxidativo que indicaa quantidade de proteínas oxidadas após umdeterminado estresse. Foi determinado aquantidade de cromo incorporado pelascélulas usando a técnica de ativaçãoneutrônica. Foi avaliado a influência do cromosobre o crescimento de uma cultura em meiolíquido e a influência do metal na formaçãode colônias.

RESULTADOS

As células da levedura incorporam cromo apartir de uma solução líquida. A quantidadede cromo incorporada é dependente de tempoe da concentração do metal presente no meioextra celular, ou seja, quanto maior as duasvariáveis, maior a quantidade de cromoincorporado pela célula. Verificou-se que apresença de cromo em uma cultura líquida(presença de até 350 ppm) retarda ocrescimento, mas não chega a inibi-lototalmente. O crescimento é lento mas, apóslongo período, é retomado. Este crescimentonão se deve à seleção de mutantes, comoverificado após realização do perfil de DNAmitocondrial. Verificamos que a presença decromo na célula induz algumas alteraçõesbioquímicas relacionadas ao estresseoxidativo. Assim, foi determinada uma maiorquantidade de lipídeos peroxidados, bem comode proteínas carboniladas.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Volesky B. Biosorption and biosorbentsch.1, in: Biosorption of heavy metal, ed B.Volesky CRC Press, Inc. 2000, ISBN 0-8493-4917-6, Boca Raton, Florida.[2] Katsifas EA ; Giannoutsou, E.; Lambraki,M.; Barla, M.; Karagouni, AD. Chromiumrecycling of tannery waste through microbialfermentation. J Ind Microbiol Biotechnol 31:57–62, 2004.[3] Stohs, SJ; Bagchi, D. Oxidativemechanisms in the toxicity of metal ions.

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Biology & Free Radical Medicine, 18, (2:) 321-336, 1995.[4] Kaszycki, P.; Fedorovych, D.;Ksheminska, H.; Babyak, L.; Wojcik, D.;Koloczek. H. Chromium accumulation by livingyeast at various environmental conditions.Microbiol. Res. 159, 1,: 11- 17, 2004.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq, FAPEMIG e CNEN/CDTN

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Desenvolvimento de novos materiais baseados em óxidosde ferro naturais e sintéticos para aplicações como

catalisadores

Kláudia Maria Machado Neves Silva e José Domingos ArdissonCentro de Desenvolvimento de Tecnologia Nuclear - CDTN

INTRODUÇÃO

A contaminação de águas naturais tem sidoum dos grandes problemas da sociedademoderna tornando, a cada dia, maisimportante o estudo de novas tecnologiaspara degradação ou imobilização destescompostos [1]. Nos últimos anos, diversossistemas do tipo Fenton heterogêneos vemsendo intensivamente investigados para otratamento de contaminantes orgânicos dotipo aromáticos, ácidos alifáticos, fenol,hidrorbonetos aromáticos, compostosclorados e corantes em meio aquoso [1-3].Dentre os sistemas investigados, podemosdestacar o sistema Fenton heterogêneo abase de óxidos de ferro natural e/ou sintéticoque apresentam alta eficiência e o baixo custodos materiais utilizados [3-5]. Estudosrecentes, utilizando um tipo especial deminério de ferro suportado em Ca, resultaramna descoberta de um processo eficiente notratamento de efluentes aquososcontaminados por compostos orgânicos [5,6].O processo apresenta baixo custo devido àutilização de materiais de origem natural e autilização do peróxido de hidrogênio que éum oxidante disponível comercialmente e decusto relativamente baixo [5,6].

OBJETIVO

Investigar o teor e o efeito da adição decálcio em óxidos naturais com alto teor dehematita na atividade catalítica.

METODOLOGIA

Foram selecionadas amostras de minério deferro com alto teor de hematita sem atividadee adicionado CaCl

2.2H

2O como fonte de cálcio.

Os teores de cálcio para a mistura foram de4% a 80% em massa. As misturas foramsubmetidas a tratamento térmico por umperíodo de uma hora a temperaturas de100ºC, 200ºC, 300ºC e 400ºC em um fornotubular sob atmosfera de Nitrogênio (N

2). Em

seguida, essas amostras foram caracterizadas

por espectroscopia Mössbauer, difração deRX, TG e micro-análise. Os testes catalíticosforam realizados utilizando-se a decomposiçãodo H

2O2, acompanhada pela medida

volumétrica da quantidade de O2. Parainvestigar a decomposição dos corantes foiutilizado o corante azul de metileno comomolécula orgânica modelo, colocando em10mL de corante (1g/L) misturadas com 30mgda amostra e 1ml de água oxigenada. Adecomposição foi acompanhada observando-se a degradação da cor do corante.

RESULTADOS

Análises por espectroscopia Mössbauer atemperatura ambiente das amostras deminério de ferro natural mostraram somentea presença de hematita. Esses resultados queforam comprovados por difração de raios X.Ainda por essas análises, pode-se perceberque para a maioria das amostras com a adiçãode cálcio e que foram submetidas atratamento térmico prevaleceu basicamenteà estrutura da hematita, sem alteração. Noentanto, quando se adiciona 10% de Caaparecem, além da hematita, traços de umafase ferro-cálcio que não aparecem nasoutras amostras (Fig 1).

Fig 1: Espectro Mössbauer: 1- Amostra natural,2-5 Adições de cálcio 10%, 20%, 40%, 50%

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Após a realização dos testes catalíticos,verificou-se que amostras com teores decálcio abaixo e acima de 10% em massa nãoapresentaram um resultado eficaz para adecomposição da água oxigenada, enquantoa amostra em cuja concentração era de 10%m/m apresentou uma atividade catalíticasatisfatória para a degradação da matériaorgânica (Fig 2).A análise por TG não apresentou mudançade fase, nem alguma reação exotérmica ouendotérmica, o que implica no material serestável nas temperaturas desejadas.

CONCLUSÕES

A partir dos dados obtidos, conclui-se que acatálise foi eficiente, provando assim aeficácia do sistema Fenton heterogêneo.Entretanto, a eficácia desse catalisador estárelacionada apenas a concentração de cálcio(~ 10%) em massa, o que nos leva a suspeitarda formação de uma solução sólida entre ocálcio e o ferro, apresentando apenas umafase nessa concentração.

Fig 2: Decomposição do peróxido de hidrogênio,utilizando-se amostras com diferentesconcentrações de Ca

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1]VanLoon, Gary W.; Duffy, Stephen. J.Oxford University Press, 2000.[2] Chan K.H.; Chu, W. Environ. Technol,24(6): 703-710, (2003).[3] F.C.C. Moura, M.H. Araújo, R. C. C. Costa,R.M. Lago, J.D. Fabris, J.D.Ardisson andW.A.A. Macedo, Chemosphere 2005, In press.[4] Costa, R.C.C., Lelis, M.F.F., Oliveira, l.c.a.,Fabris, j.d., Ardisson, j.d., Rios, r.r.v.a., Silva,c.n., Lago, r.m. Catalysis communications, 4:525 – 529, 2003.[5]Menini, L.;Silva, M.J.; Lelis, M.F.F.; Fabris,J.D.F.; Lago, R.M.; Gusevskaya, E.V. AppliedCatalysis A, General 269: 117 – 121, 2004.[6]J. D. Ardisson, R. Bergo, W. A A Macedo,R. C. C. Costa, R. L. Montero, C. Spier,

Patente de Invenção: (Pedido patenteprotocolado junto ao INPI, via CNEN).

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

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Determinação da compactação de argilas brasileiras aserem utilizadas em repositórios

Leonardo Cruz Arantes Campos e Clédola Cássia Oliveira TelloCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear- CDTN

INTRODUÇÃO

Argilas podem ser utilizadas como materialde recheio em repositórios de rejeitosradioativos com o intuito de isolar essesrejeitos e evitar a contaminação ambiental.Esse isolamento deve ser eficiente e confiávele para isso é necessário que as propriedadesfísico-químicas das argilas sejam conhecidas.No projeto de construção do repositórionacional, deseja-se que sejam utilizadosmateriais encontrados em território brasileiro,especialmente por razões econômicas eestratégicas. Devido a isto, as característicasde argilas de algumas regiões brasileiras estãosendo estudadas com a intenção deselecionar as melhores para serem utilizadasem repositórios. Algumas argilas já foramcaracterizadas quanto a propriedades comoteor de umidade, densidade e granulometria.A compactação é um método de estabilizaçãoe melhoria do solo por meio de processomanual ou mecânico, visando reduzir seuvolume de vazios. Este processo consiste emaumentar o contato entre as partículas dosolo e torná-lo mais homogêneo, melhorandosua resistência, impermeabilidade e outrascaracterísticas. Um fator que determinadiretamente a capacidade de compactaçãodo solo é o seu teor de umidade [1,2,3].Quando se compacta com umidade baixa, oatrito entre as partículas é muito alto e nãose consegue um bom resultado. Em umidadesmais elevadas, a água provoca um efeito delubrificação entre as partículas, que deslizamentre si, acomodando-se em um arranjo maiscompacto. Porém, após certo limite, a águapassa a absorver a energia de compactaçãoe dificulta o processo, na medida em que osolo não é bem acomodado. Vários outrosfatores influenciam no processo decompactação, como: energia decompactação, textura, teor de matériaorgânica, história de tensão induzida [2].A bentonita é uma argila gerada da alteraçãoda cinza vulcânica, que consiste,predominantemente, de minerais esmectita,

geralmente montmorilonita, que por issodetermina suas propriedades.

OBJETIVO

Avaliar o comportamento de uma bentonitasódica ativada (fina e de cor bege) quanto àcompactação, sabendo-se previamente quea umidade ótima de compactação dela estáentre 30 e 40%.

METODOLOGIA

Existem diversos métodos de compactaçãoe selecionou-se o ensaio Proctor com energianormal de compactação e reuso de material[4] (Fig1).

Figura 1. Ensaio de compactação Proctor

Primeiramente, a amostra de bentonita foiseca até a umidade higroscópica e esta foideterminada. A partir desse resultado,adicionou-se água até que a argilaapresentasse 30% de umidade. O tamanhodas partículas para esse teste foi inferior a4.8 mm. A quantidade de água estimada foiadicionada à argila utilizando-se umpulverizador e ela foi transferida para umaembalagem plástica selada, ficando por cercade 24 horas, para garantir suahomogeneidade. Então o material foi misturadoe, aproximadamente, um terço do volume totaldo cilindro foi preenchido com uma parcelada argila para compactação com golpes bemdistribuídos por toda a superfície, usando osoquete. Essa camada foi escarificada paraa melhor adesão da seguinte. O mesmo foifeito por mais duas vezes, até que o molde

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ficasse cheio. O conjunto (colarinho, cilindroe argila) foi removido da base e o cilindro foiseparado. A amostra foi rasada e pesada.Finalmente, a argila foi removida do molde eseu teor de umidade foi medido apósamostragem. Tal procedimento foi repetidopor mais quatro vezes.

RESULTADOS

A massa específica aparente seca da amostrafoi calculada e plotada em função da umidadeda argila compactada. Utilizando regressãopolinomial determinou-se a equação da curvae os erros de seus coeficientes, que não foramsignificativos. A análise da curva decompactação mostra que à medida que aumidade gravimétrica aumenta a densidadedo solo também aumenta até um valor máximoe, em seguida, diminui (Fig.2).

Figura 2. Curva de compactação da bentonita

O valor da umidade ótima é a abscissa dovértice, a densidade máxima é a ordenadado vértice e tais valores foram estimados paraa bentonita empregando-se equaçõesapropriadas. Os valores calculados para aumidade ótima e a massa específica aparenteseca foram: (32,9 ± 0,1) % e (1,23 ± 0,01)g/cm3, respectivamente.

CONCLUSÕES

Os resultados obtidos estão dentro doprevisto pela bibliografia. Este teste serárealizado em outros materiais: vermiculitas,caulinitas, e outras bentonitas. A etapaseguinte será determinar a capacidade deabsorção de água destas argilas utilizando oequipamento Proctor.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Bodman, G. B.; Constantini, G. K.Influência da distribuição das partículas nacompactação de solo. Hilgadia, Berkeley, V.

36, p. 567-591, (1965).[2] Dias Junior, M. S.; Pierce, F. J. Revisãode Literatura. O processo de compactaçãodo solo e sua modelagem. Revista Brasileirade Ciência do Solo, Campinas, V. 20, p. 175-182, (1996).[3] Dias Junior, M. S. Notas de aula de físicado solo. Lavras: Universidade Federal deLavras, (1996).168 p. (Curso de Pós-Graduação de Solos e Nutrição de Plantas).[4] Associação Brasileira de NormasTécnicas, Solo: Ensaio de Compactação –NBR 7182, ABNT, Rio de Janeiro (1986).

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq e FAPEMIG

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Efeito da adição de Zinco na resistência à corrosão deligas de Níquel 600

Leonardo de Francischi Ferreira Alves e Mônica Maria de Abreu MendonçaSchvartzman

Centro de desenvolvimento de tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃO

A corrosão sob tensão (CST) é um dosmecanismos de envelhecimento quegradualmente introduz danos emcomponentes de usinas nucleares,modificando suas características com o tempoou uso. A adição de zinco no sistema derefrigeração de reatores PWRs (“PressurizedWater Reactor”) tem sido utilizada com oobjetivo de reduzir as taxas de dose deradiação a que estão sujeitos os trabalhadoresdurante as inspeções e trocas de combustível.A efetividade desta medida já é comprovada,mas outro fator importante, que ainda não étotalmente conhecido, é a influência daadição de zinco na corrosão sob tensão noscomponentes do circuito primário. Baseadoem dados de laboratório, a injeção de zincoaparece como uma abordagem química viávelpara reduzir a iniciação e propagação detrincas por CST [1].

OBJETIVO

Este trabalho apresenta um estudoexploratório do comportamento eletroquímicoda liga de níquel 600 MA em soluções quesimulam a química da água do circuito primáriodo reator nuclear, à temperatura ambiente,com adição de diferentes concentrações dezinco. Os ensaios eletroquímicos utilizadosforam os de polarização anódicapotenciodinâmica.

METODOLOGIA

A composição química da liga de níquel 600MA utilizada neste trabalho é mostrada naTabela 1.

Tabela 1. Composição química da Liga 600 MA(% peso)

A solução utilizada para os ensaioseletroquímicos, sem adição de zinco, foipreparada com água deionizada, adicionando-se 2,0 ppm de Li e 1000 ppm de B. As soluçõescontendo de 20 ppb a 500 ppb de zinco forampreparadas a partir da solução base, pelaadição de Zn(CH

3COO)

2 . 2H

2O (acetato de

zinco).Os ensaios de polarização potenciodinâmicaforam realizados à temperatura de 30?1ºCutilizando um potenciostato/galvanostatomodelo Autolab PGSTAT12. Utilizou-sevelocidade de varredura de 8,4 x 10-5 mV.s -1

e uma faixa de polarização de -0,20V até opotencial de 1,4V em relação ao potencialde corrosão. A célula eletroquímica empregadafoi composta por três eletrodos: eletrodo dereferência de Ag/AgCl 1,0mol.L -1;contraeletrodo de platina; eletrodo detrabalho. As amostras foram lixadas atégranulometria de 600 mesh. Antes darealização dos testes foi realizado oborbulhamento de nitrogênio na solução,durante 60 minutos e a estabilização dopotencial de circuito aberto por 120 minutos[2]. Foram realizados três ensaios para cadacondição estudada.

RESULTADOS

A Figura 2 apresenta as curvas típicas obtidasnos testes de polarização anódicapotenciodinâmica para a liga de níquel 600nas diferentes concentrações de zincoestudadas. Pode-se observar que ocomportamento do material modifica conformea concentração de zinco na solução, masapresenta regiões de passividade em todasas condições avaliadas.

C Mn Si Ni Cr Fe Ti Nb

0,042 0,22 0,18 75,1 15,6 8,8 0,2 0,2

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Figura 1. Curvas de polarizaçãopotenciodinâmica para amostras de Níquel 600

em diferentes meios contendo zinco

A Tabela 2 apresenta a média dos dadosobtidos nos ensaios de polarização anódicapotenciodinâmica

Tabela 2. Dados eletroquímicos obtidos a partirdas curvas de polarização potenciodinâmicaspara amostras de níquel 600 em diferentesmeios

?

De acordo com a Tabela 2, observa-se queos potenciais de corrosão são da mesmaordem de grandeza, variando entre –190 e –286mV, assim como a extensão da regiãopassiva. Porém, o grau de passivação daamostra com 20 e 500ppb de zinco é menordevido ao maior valor da corrente depassivação. Verifica-se também que ascorrentes de corrosão observadas no meiosem zinco e nas soluções contendo de 20 a100ppb de zinco são muito próximas (ao redorde 0,5 µA cm²). No entanto para soluçõescontendo 500ppb a corrente de corrosão decorrosão mostrou-se consideravelmente maiselevada (1,3 µA cm²). Isso poderia estarrelacionado com o aumento da condutividadeda solução.

CONCLUSÕES

Nos testes de polarização anódicapotenciodinâmica pode-se observar queocorre a formação de um filme de óxidoestável na superfície da liga 600, em todasas concentrações de zinco empregadas.Os resultados obtidos sugerem que emconcentrações muito baixas como 20ppb emuito elevadas como 500ppb, a resistênciaà corrosão diminui e que em concentraçõesque variam de 40 a 100 ppb esta se tornamaior.No entanto, as condições dos ensaios nãoreproduzem fielmente as encontradas noreator de Angra 1 uma vez que foram feitosà temperatura e pressão ambientes. Outrosmétodos eletroquímicos e de caracterizaçãode superfícies serão utilizados para a obtençãode resultados mais conclusivos.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] H. Kawamura, H. Hirano et alii, “TheEffect of Zinc Addition to Simulated PWRPrimary Water on PWSCC Resistence, CrackGrowth Rate and Surface Oxide FilmCharacteristics of Prefilmed Alloy 600”Corrosion, Nº 141, pp 1-21,1998[2] ASTM, G5 – 94 Standard reference testmethod for making potentiotatic andpotentiodynamic anodic polarizationmeasurements, In: Annual book of ASTMstandards, ASTM, West Conshohocken, USA,Vol. 0302, pp. 48 – 62 (1996).

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

Meio Ec(V) Ic(µA cm-²)V(V)

Sem Zinco -0,21 0,51,1

20ppb Zn -0,26 0,70,9

40ppb Zn -0,19 0,21,0

100ppb Zn -0,22 0,31,1

500ppb Zn -0,29 1,3 1,2

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Testificação de traçadores alternativos paracaracterização de reservatórios de petróleo

Letícia Tasmo Perígolo e Rubens Martins MoreiraCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃO

Devido à pressão original existente naformação, o petróleo jorra espontaneamenteà superfície no início da exploração. Nestaetapa inicial (produção primária), consegue-se extrair cerca de 25% do volume originaldo petróleo. Devido à diminuição da pressãoao longo do tempo, diferentes fluidos (ouvapor) são injetados em poços denominadosde injeção, com o objetivo de empurrar oóleo residual retido no reservatório. Esta fasede exploração é conhecida como recuperaçãosecundária, que pode elevar a extração ematé 50% do volume original [1]. Dada aimportância da recuperação, vêm sendoempregados traçadores que podem fornecerinformações sobre o desempenho desteprocesso. Para que um traçador seja eficienteé necessário que possuam alta solubilidadeem fase aquosa, coeficientes de partiçãonulos com a fase orgânica e que não sejamadsorvidos nos poros da fase sólida [2].Antecedendo ao emprego no campo, osdesempenhos dos traçadores são testadosem laboratório em escala reduzida, atravésde um teste de bancada, afim de verificaruma possível adsorção dos traçadores na fasesólida.

OBJETIVO

Analisar o desempenho dos traçadoresdesenvolvidos no CDTN, através da realizaçãode um teste de deslocamento em meio poroso,a fim de verificar uma possível adsorção dotraçador na fase sólida.

METODOLOGIA

O experimento para avaliação de um traçadorpelo teste de bancada consiste no seudeslocamento através de um corpo de prova(amostra cilíndrica de rocha do reservatóriopreviamente tratada e encapsulada em umrevestimento impermeável e resistente àpressão) saturado com fluidos de interesse auma vazão constante. Um esquema da

montagem é mostrado na Figura 1.

Figura 1. Esquema de montagem para o testede bancada: (1) bomba; (2) vasos detransferência; (3) válvulas seletoras; (4) corpode prova; (5) amostrador automático

O teste é iniciado com o bombeamento deágua através do corpo de prova. Em umdeterminado instante a válvula é acionadasubstituindo o fluxo de água por um de igualvazão de solução de traçador. O intervalo detempo de deslocamento do fluido éequivalente ao tempo necessário para injetarum determinado número de volumes de poros(Vp), que pode variar entre 0,5 Vp e 4 Vp.Ao final desta etapa, a válvula é novamenteacionada e volta a alimentar o fluxo de água,permanecendo assim até que toda a soluçãode traçador tenha sido varrida para fora docorpo de prova. As alíquotas são coletadasna saída do corpo de prova por um amostradorautomático programável, para posterioranálise. Os resultados são expressos atravésde gráficos que mostram a possível adsorçãodo traçador pela rocha, mediante a diferençaentre a concentração inicial e final do mesmo.O trítio é utilizado como referência para aavaliação dos desempenhos dos demaistraçadores, pois seu comportamento éconsiderado praticamente ideal.

RESULTADOS

Em um dos testes realizados, foram injetadossimultaneamente o trítio e um complexo Eu-EDTA, a fim de verificar a aplicabilidade destecomo um traçador alternativo. Os resultados

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obtidos a partir da injeção da solução docomplexo através do corpo de prova estãorepresentados na Figura 2.

Figura 2. Resposta do traçador em função dovolume injetado

Através da análise gráfica pode-se observarque a curva do complexo é coincidente coma curva do trítio, indicando comportamentosimilar ao traçador ideal. Desta forma, épossível concluir que não houve atrasos docomplexo em relação ao trítio, ou seja, nãohá indícios de adsorção do complexo Eu-EDTAcom a rocha, o que mostra a aplicabilidadedeste complexo como traçadores.

CONCLUSÕES

De acordo com os resultados é possívelafirmar que o complexo testado cumpre comas exigências para um bom traçador e podeser aplicado no processo de recuperaçãosecundária de petróleo.A montagem do sistema de testes com corposde prova em laboratório revelou-se adequadapara a identificação prévia do desempenhodos traçadores.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Moreira, R. M., Desenvolvimento demetodologia de multitraçadores paracaracterização de reservatórios de petróleo– multitracer, Relatório final, 2005.[2] Freitas, C. H. de, Partição de complexosde lantanídeos entre as fases de umreservatório de petróleo, Tese ( Mestrado emCiência e Tecnologia das Radiações, Mineraise Materiais ) , Centro de Desenvolvimentoda Tecnologia Nuclear CDTN , 2007.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

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Adaptação de um método alternativo de resfriamentocomo ferramenta para o estudo de inclusões fluidas

Lucilia Aparecida Ramos de Oliveira e Francisco Javier Rios

Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃO

Estudar a gênese de uma jazida mineral é degrande relevância para as etapas de obtençãodo minério, desde a prospecção até obeneficiamento do mesmo.Inclusões fluidas (IF) são porções de fluidosque são aprisionados nos minerais durante oprocesso de formação ou, algum processoonde ocorra a deformação dos mesmos. [1]O estudo das IF presentes nas rochasassociadas a paragênese uranífera de LagoaReal tem sido usado objetivando uma melhorcompreensão da gênese do urânio.

OBJETIVO

Adaptação de uma metodologia pararesfriamento de soluções salinas decomposições semelhantes às presentes nasIF estudadas anteriormente.

METODOLOGIA

Em trabalho anterior foram feitas análisespetrográficas onde foram observadas emapeadas IF em diversos minerais presentesnas rochas associadas a mineralização dourânio, como anfibólios, titanitas, piroxêniose granadas.Após estas análises foram realizados estudosmicrotermométricos nas IF dos piroxênios edas granadas nas quais as IF apresentaramno início da fusão (temperatura eutética)valores muito baixos (primárias dos piroxênios,entre –63 e –70 °C; secundárias dospiroxênios, entre –50 e –55 °C; e primáriasdas granadas, entre –51 e –54 °C).Análises feitas por Chaves et al., (2006),utilizando o LA-ICP-MS, determinaram(qualitativamente) a presença dos cátionsde Na, Rb e Ba nas IF primárias dos piroxêniose, cátions de Na, Rb, Ba, U e Mg nas IF dasgranadas. [2]Para uma melhor compreensão da constituiçãodestes fluidos presentes nas IF estudadasfoi proposto um trabalho de preparo eresfriamento de soluções de cloretos dos

cátions encontrados por Chaves et al.,(op.cit) com o intuito de simular as soluçõespresentes nas IF e assim conseguir inferir omotivo para estas possuírem uma temperaturaeutética tão baixa.A etapa inicial deste trabalho consistiu,portanto na adaptação de um método deresfriamento já conhecido. Esta adaptaçãose faz necessária porque as análises deverãoser efetuadas a baixas temperaturas, já queos fluidos presentes nas IF apresentaramtemperaturas de início de fusão (eutética)muito baixas.Inicialmente foi feita uma pesquisa a respeitode termômetros que viabilizassem estasanálises, apresentando precisão epossibilitando leituras de temperaturasinferiores a –70°C. Foi então adquirido peloLIFM – EC4 – CDTN MG, um TermômetroModelo HD2328.0 e um Termopar do tipo Kcom capacidade de leitura em uma faixa de+1370°C a –200°C.Após a aquisição do termômetro deu-se inícioa montagem do experimento. Como seobjetivava resfriar as soluções a temperaturasinferiores a –70°C optou-se por utilizar onitrogênio líquido (PE -196°C) como agenteresfriante.Foi necessário também fazer uma adaptaçãoao tubo de ensaio a ser utilizado. Assim, esseultimo foi isolado com outro tubo de diâmetromaior recheado com papel toalha. Dessa formaobtivemos um certo isolamento no mesmoevitando um decréscimo rápido datemperatura, o que inviabilizaria as análisespois, se a temperatura baixasse rapidamentenão seria possível observar claramente a faixade temperatura de fusão das soluções.

RESULTADOS

Para conclusão desta adaptação foi feita acalibração do termômetro seguida de análisesem duplicata de substâncias puras com PFconhecidos. As substâncias utilizadas forama água destilada (PF 0°C) (Figura 1), acetona(PF 87,5) e acetonitrila (-45,7). [3]A curva de resfriamento da água apresentou

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um PF de –0,1°C, da acetona uma faixa defusão de –87,5°C a –94,5°C e, da acetonitrilauma faixa de fusão de –41,7°C a –50,0°C.

Figura 1. Curva de Resfriamento da ÁguaDestilada

CONCLUSÕES

Os resultados obtidos com as análises daágua destilada (Figura 1), da acetona e daacetonitrila revelaram que a adaptação dométodo tem se mostrado eficiente e que otermômetro está em pleno funcionamento. Atemperatura de fusão obtida para a água é aesperada visto as condições ambientes daanálise. A acetona e a acetonitrila nãoapresentaram uma temperatura única defusão e sim uma faixa de temperatura emconseqüência da baixa pureza dessassubstâncias.O isolamento feito mostrou-se eficientepermitindo que o resfriamento nãoacontecesse muito rápido e, com isso, quefossem observadas as temperaturas de fusãodas substâncias.Análises partindo de soluções dos cloretosdos cátions encontrados nas IF estudas jáestão em andamento e, objetivamos terresultados satisfatórios em breve. Com issopretendemos colaborar mais para acompreensão dos fluidos formadores damineralização de urânio em Lagoa Real, BA.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Fuzikawa, K. (1985). Inclusões Fluidas:Métodos Usuais de Estudos e Aplicações.Contribuições à Geologia e à Petrologia,Núcleo de Minas Gerais – SBGM, p.29-44,1985.[2] Chaves, A. O. (2006). Magmatic andmetamorphic events related to Uraniferousmineralization of Lagoa (BA_BRAZIL) and theimportance of the final stages of orogenesisin uranium prospecting. Submetido à Journalof Social American Earth Science, 2006.[3] West, R. C. CRC Handbook of Chemistryand Phisics. 66ed. Boca Raton: CRC, p.5-113–5-114, 1985,

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC e CDTN

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Estudo radiométrico de materiais usados em construçãocivil na Região Metropolitana de Belo Horizonte

Ludmila Souza Marques e Zildete Rocha

Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃO

O meio ambiente e os seres vivos sofremexposição às radiações provenientes doselementos radioativos naturais.O acrônimo NORM (Naturally OccurringRadioactive Material) é usado para abrangertodos os materiais radioativos de ocorrêncianatural, cujos riscos de exposição, emcomparação com a situação inalterada, foramelevados por atividades humanas [1].Radionuclídeos de ocorrência natural estãopresentes no ar, no solo, nos alimentos e emmuitos recursos naturais. Assim, os materiaisutilizados na construção civil estão presentesdevido à matéria prima ou à adição deprodutos ou de produtos ou resíduosindustriais em sua fabricação. A exposiçãoaos materiais NORM depende fortemente dascircunstâncias locais ou regionais [2].A radiação natural é provenienteprincipalmente do decaimento do 40K e dosmembros das séries radioativas naturais do238U e do 232Th. Esses elementos sãoabundantes na crosta terrestre e seus temposde meia-vida, assim como alguns de seusdescendentes, como o 226Ra são muito longos[3].

OBJETIVO

Levantar estudo radiométrico de materiaiscomumente usados na construção civil,através de amostras daqueles utilizados naRegião Metropolitana de Belo Horizonte(RMBH).

METODOLOGIA

Os materiais de construção civil escolhidospara análise foram coletados na RegiãoMetropolitana de Belo Horizonte. Alíquotasdestes foram depositadas em vasos Marinellide 1L e mantidos estanques por 30 dias a fimde atingir o equilíbrio secular entre o 226Ra esua progênie.[4]As amostras foram contadas no detector deGermânio Hiperpuro (HPGe), geometria coaxial

e 15% de eficiência da marca Canberra, por86400 segundos em laboratório de baixobackground. Foram obtidos espectros atravésdo software Genie 2000 – Gamma Aquisition& Analysis e as atividades calculadas. Na sériedo 238U, foram avaliados os filhos 214Pb e 214Bique representa o 226Ra; na série do 232Th foramavaliados o 212Pb que representa o 224Ra e o228Ac.Conhecidos a área líquida S

L do pico obtido

no espectro gama, o tempo t de contagemem segundos, a eficiência E da energia, afrequência f de intensidade gama e a massam da amostra, a atividade A enfim foicalculada usando a equação 1.

A = SL / t (1)

Ε . f .m

Para obtenção de concentração de Tório eUrânio, as amostras foram analisadas pelométodo de ativação neutrônica no Laboratóriode Ativação Neutrônica do CDTN/CNEN,utilizando o reator TRIGA IPR-R1. Os métodosforam ativação neutrônica instrumental eativação neutrônica com detecção denêutrons retardados.

RESULTADOS

Os valores médios para as atividadesespecíficas do 40K e dos radionuclídeos dasséries do 238U e do 232Th obtidos para todasas amostras de materiais de construçãoestudados estão apresentadas na tabela 1.

TABELA 1. Atividades Específicas dosRadionuclídeos (Bq kg –1)

AmostrasEspectrometria Gama Ativação Neutrônica

214Pb 214Bi (226Ra) 228Ac 212Pb (224Ra) 40K 232Th 238U

Areia 38,1±0,6 39,9±0,8 84,1±1,7 65,6±0,6 335,3±6,0 56,8±4,161,8±12,4

Brita 76,6±0,8 79,6±1,0 43,0±1,4 30,4±0,4 824,5±8,6 40,6±4,198,8±24,7

Cimento 151,1±1,3 156,7±1,6 35,6±1,5 26,7±0,5 141,9±5,0 20,3±4,1160,6±24,7

Pó de pedra 48,6±0,6 51,5±0,8 44,0±1,3 33,2±0,4 724,8±7,9 36,5±4,149,4±12,4

Telha 91,2±1,3 96,7±1,6 158,8±3,2 130,4±1,2 462,9±9,6 134,0±8,186,5±24,7

Tijolo 127,9±1,3 133,9±1,6 116,4±2,5 95,6±0,9 529,2±8,9 105,6±8,1172,9±24,7

Tijolo delaje

92,0±1,1 107,7±1,4 123,3±2,5 99,8±0,9 617,7±9,3 113,7±8,1 111,2±24,7

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Devido á inexistência de norma brasileira queregulamenta o conteúdo NORM, os resultadosforam comparados com valores encontradosem estudos equivalentes realizados em outrospaíses. Nenhum dos resultados obtidosapresentam valores significativamentemaiores que os da literatura.

CONCLUSÕES

A radioatividade presente em cada materialde construção civil é geralmente pequena. Aexposição total devido à soma de cadamaterial pode ser perigosa.As concentrações obtidas são consideradasaceitáveis se comparadas a valoresinternacionais de uma maneira geral.Apenas a exposição externa devido à radiaçãogama foi considerada, mas é importanteressaltar a exposição interna devido àinalação do radônio exalado pelos materiaisde construção.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Extent of environmental contaminationby naturally occurring radioactive material(NORM) and technological options formitigation, nº419, IAEA, 2003.[2] Regulatory and managementapproaches for the control of environmentalresidues containing naturally occurringradioactive material (NORM), IAEA, 2006.[3] GÓMEZ-ROS J. M. et al, Estimation ofinternal and external exposures of terrestrialreference organisms to natural radionuclidesin the environment, Journal of RadiologicalProtection, A79-A88, 2004.[4] EL-AFIFI E. M. et al, Evaluation of U,Th, K and the emanated radon in some NORMand TENORM samples, 41, 627-633, 2006.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CDTN e FUNDEP

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Síntese e estudo das propriedades estruturais ecatalíticas de óxidos de Fe nanoestruturados

Marcus Vinicius Campos Tolentino e Adriana Silva de Albuquerque

Centro de Desenvolvimento de Tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃO

As propriedades catalíticas de diferentesóxidos de ferro têm sido objeto de estudosistemático nos últimos anos. Isto se dáprincipalmente devido à fácil obtenção destesmateriais e à possibilidade de se otimizar suaspropriedades catalíticas pela manipulaçãoestrutural. Dada a sensibilidade daspropriedades catalíticas ao tamanho departícula, distribuição de cátions pelo material,área superficial, métodos de síntese etratamentos térmicos e químicos, estudosmais aprofundados ainda são necessários parainvestigar a utilização de ferritas em processosde catálise [1-3].

OBJETIVO

Neste trabalho, foram investigadas aspropriedades estruturais das ferritas simplesCoFe

2O4, CuFe

2O4 e NiFe

2O4, e das ferritas

mistas Ni0,5

Co0,5

Fe2O4, Cu

0,5Ni0,5

Fe2O4, e

Co0,5

Cu0,5

Fe2O4, por difração de raios X (DRX),

espectroscopia de fotoelétrons excitados porraios X (XPS) e espectroscopia Mössbauer(EM). Para avaliar as propriedades catalíticasdesses materiais, foram analisadas adecomposição do peróxido de hidrogênio(H

2O2) e a oxidação do azul de metileno em

meio aquoso.

METODOLOGIA

As amostras foram obtidas pelo processo decoprecipitação, seguido pelo tratamentotérmico a 400°C por 2 horas. Difração deraios X, XPS e espectroscopia Mössbauerforam utilizados para caracterizar asestruturas dos óxidos e a distribuição de íonsmetálicos nos sítios tetraédricos eoctraédricos, um fator importante naatividade catalítica. A eficiência catalítica dasamostras foi avaliada pela velocidade dedecomposição do H

2O2 (30%) e oxidação do

corante orgânico, azul de metileno, em umasolução aquosa (0,1g/L), utilizando a técnicaespectroscopia ultravioleta - visível.

RESULTADOS

Os resultados de DRX e EM indicaram aformação de estrutura com baixacristalinidade e superparamagnetismo àtemperatura ambiente, características demateriais nanoestruturados. A Fig.1 mostraos espectros Mössbauer das amostras, a 25K.Nos ajustes dos espectros foram utilizadosdois sextetos referindo-se aos íons de Fe3+

nos sítios tetraédricos (A) e octraédricos (B).Os parâmetros hiperfinos encontrados sãocaracterísticos das ferritas de Co, Cu e Ni,simples e mistas, confirmando os resultadosde DRX.

Figura 1. Espectro Mössbauer de (a)CoFe2O4,

(b) CuFe2O4, (c) NiFe

2O4, (d) Ni

0.5Co

0.5Fe2O4, (e)

Cu0.5

Ni0.5

Fe2O4, e (f) Co

0.5Cu

0.5Fe2O4, a 25 K

A interpretação dos resultados de XPSindicou a presença do Fe3+ ocupando sítiostetraédricos e octaédricos e a presença dosions Cu2+, Ni2+ e Co2+ nas ferritas. Nos testesde decomposição do H

2O2, as ferritas

contendo cobalto em sua estruturaapresentaram melhor eficiência, destacando-se a ferrita Ni

0,5Co

0,5Fe

2O4, (Fig.2).

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Figura 2. Decomposição do H2O2 em relação ao

tempo para cada ferrita

Na oxidação do azul de metileno as ferritasde cobre, pura e mistas, apresentaram melhoratividade, como pode ser observado na Fig.3. As ferritas mistas possuem melhor atividadecatalítica comparado às ferritas simples.

Figura 3. Performance de diferentes amostras

na oxidação do azul de metileno em solução

Testes preliminares evidenciaram que asferritas podem ser reutilizadas no processode descoloração do azul de metileno, sem anecessidade de qualquer tratamento.

CONCLUSÕES

Ferritas nanoestruturadas, puras e mistas,de Ni, Co e Cu foram sintetizadas ecaracterizadas quanto às propriedadesestrurais e catalíticas. Dentre as ferritasestudadas, a ferrita CuCo foi a queapresentou melhores resultados nosexperimentos de oxidação de azul de metileno.Os sistemas estudados mostram-sepotencialmente importantes para odesenvolvimento de catalisadores avançadospara os processos de oxidação envolvendocompostos orgânicos.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Moura, F.C.C, Araújo, M. A., Ardisson J.D., Macedo W. A. A., Albuquerque, A. S.,Lago, R. M., J. Braz. Chem. Soc., in press(2007).[2] Ramankutty, C.G. Sugunan, S. Bejoy, T.J. Molec. Catal. A: Chemical 187 (2002) 105–117.[3] Toledo-Antonio, J.A. et al. Appl. Catal.A, 234 (2002) 137-144.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNEN/PROBIC, CNPq e CDTN

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Avaliação dos mecanismos de fadiga do aço ABNT 1016

Mariana Pimenta Alves e Jefferson José Vilela

Centro de Desenvolvimento de Tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃO

O aço ABNT 1016 é aplicado em estruturasmetálicas por proporcionar elevada resis-tência mecânica, baixo custo, boa solda-bilidade e boa usinabilidade. Na indústriaautomobilística, é empregado em juntassoldadas pelo processo MAG no desen-volvimento de veículos em fases queantecedem a construção de protótipos.Exige-se que o conjunto soldado resista acondições de cargas que podem levar àiniciação e propagação de trinca composterior ruptura por fadiga.Alguns modelos são propostos para prediçãoda propagação uniforme da trinca comamplitude de carga constante. O modeloempírico de Paris & Erdogan [1] propõe aseguinte relação para o crescimento da trinca(a: tamanho da trinca; N: número de ciclose ∆K: faixa de fator de intensidade detensão):

da = C (∆K)m (1)d N

Bergner & Zouhar [2] propuseram uma novarepresentação em que obtém-se coeficien-tes estatisticamente independentes.

OBJETIVO

Obter as expressões matemáticas para a taxade propagação de trinca por fadiga em funçãodo fator de intensidade de tensão para oaço ABNT 1016 laminado a quente e para ajunta soldada pelo processo MAG, e compararos modelos de Paris & Erdogan [1] e Bergner& Zouhar [2] para o estágio de propagaçãouniforme de trinca.

METODOLOGIA

Para a confecção dos CPs, utilizou-se chapaslaminadas a quente do aço ABNT 1016 comespessura de 12 mm. A solda foi realizadapor um dispositivo automatizado.O ensaio de propagação de trinca por fadiga,realizado conforme norma ASTM [3], utilizouCPs do tipo tração-compacto com espessurade 12 mm e largura de 75 mm, freqüência de20 Hz e razão de carga 0,2. Seguiu-se adireção TL de laminação para o metal base,enquanto que nos CPs soldados a propagaçãoocorreu paralela à direção de laminação. Osensaios foram realizados à temperaturaambiente, utilizando um clip-gauge paramedição do tamanho da trinca.

RESULTADOS

Foram obtidas as curvas de propagação detrinca por fadiga em função de ∆K para ometal base e para a zona fundida.Para o modelo de Paris & Erdogan [1], tantopara o metal base quanto para a zonafundida, os parâmetros de crescimento detrinca C e m obtidos estão de acordo comresultados encontrados na literatura [4,5].Entretanto, os valores obtidos não permitemuma diferenciação dos mecanismos de fadigado metal base e da zona fundida. Verificou-se a correlação desses parâme-tros,encontrando uma correlação linear e umcoeficiente de correlação elevado. Tal fatojustifica-se pela estrutura algébrica daequação com presença logarítmica e pela suanão homogeneidade dimensional.Também foram obtidos os parâmetros decrescimento de trinca para o modelo de Paris& Erdogan [1] e estudada sua correlação.Observaram-se diferenças da taxa depropagação de trinca, relacionada à pre-sença de descontinuidades na junta. Os pa-râmetros de crescimento de trinca nãoapresentaram correlação linear.

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Figura 1 - Correlação dos parâmetros decrescimento de trinca dos modelos de Paris &Erdogan e Berger & Zouhar. [1-2]

CONCLUSÕES

• Os coeficientes C e m obtidos para o modelode Paris & Erdogan foram próximos quandocomparados metal base e zona fundida, nãopermitindo uma diferenciação dosmecanismos. • Houve variação na taxa de propagação detrinca na região uniforme da curva da/dN emfunção de ∆K quando analisada pelo modelode Bergner & Zouhar. Essa variação é causadapela presença de descontinuidades na junta.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] PARIS P. C.; ERDOGAN, F. A. A Criti-calAnalysis of Crack Propagation Laws. Journalof Basic Engineering 85, 1963. p. 528-534.[2] BERGNER, F.; ZOUHAR, G. A NewApproach to the Correlation Between theCoefficient and the Exponent in the PowerLaw Equation of Fatigue Crack Growth.International Journal of Fatigue, 2000. p.229-239.[3] AMERICAN SOCIETY FOR TESTING ANDMATERIALS. E 647-99. Standard Test Methodfor Measurement of Fatigue Crack GrowthRates. Philadelphia: ASTM, 1999.[4] ROLFE, S. T.; BARSOM, J. M. Fracture

and Fatigue Control in Structures:.Applications of fracture mechanics. 2ª ed.Englewood Cliffs, New Jersey: Prentice Hall,Inc., 1987.[5] MARTINS, G. P. Tenacidade a Fratura ePropagação de Trinca em Juntas Soldadasde Aço Estrutural Resistente a CorrosãoAtmosférica. Tese (Doutorado em EngenhariaMecânica) – Universidade Federal de MinasGerais. Belo Horizonte: UFMG, 2004.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNEN/PROBIC, FAPEMIG, Fiat Automóveis,CDTN, Engenharia Mecânica da PUC Minas

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Hidroxiapatita mesoestruturada: síntese efuncionalização superficial

Marina Rodrigues de Oliveira Machado e Edésia Martins Barros de SousaCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃO

Um dos materiais mais importantes utilizadosna área dos biomateriais é precisamente ahidroxiapatita (HA), devido à sua semelhançaquímica com a componente mineral do ossoe tecidos duros dos mamíferos. Ahidroxiapatita é um material biocompatível, etambém osteocondutor [1]. A HA mesoporosa(HAM), que apresenta um arranjo de porosordenados e uma distribuição de tamanho deporos muito estreita, propriedades estas quenão ocorrem com a HA convencional, uniu aversatilidade dos materiais mesoporosos ainteressantes propriedades da HAconvencional [2]. Aliadas às propriedadesestruturais e texturais que a hidroxiapatitaapresenta, ainda é possível funcionalizar suasuperfície, tornando o material mais eficientee seletivo como adsorvente, alterando assimsua adsorção, bem como liberação, no casode serem aplicados como dispositivos deliberação controlada de fármacos [3,4].

OBJETIVO

Avaliar a viabilidade de modificação superficialda HAM e o efeito dos diferentes agentesfuncionalizantes nas característicassuperficiais das amostras.

METODOLOGIA

A preparação iniciou-se com a dissolução deK

2HPO

4 e brometo de cetiltrimetilamônio,

surfactante usado como agente direcionadorda formação da fase de hidroxiapatita. O pHda solução foi ajustado a 12, usando hidróxidode sódio 1 mol/L. Uma solução deCa(NO

3)

2.4H

2O foi gotejada à solução de

fosfato, produzindo uma suspensão leitosa,depois refluxada e seca a 100ºC por 24 horas.O pó obtido foi calcinado a 550ºC por 6 horaspara extração do surfactante. A HAM foimodificada superficialmente através doancoramento de cadeias de hidrocarbonetosna superfície. Foram usados três diferentescompostos: metil-trietoxisilano - METES,

propiltrietoxisilano – POTES, e polietilenoglicol– PEG. A mistura foi mantida sob atmosferade argônio em temperatura controlada, deacordo com o solvente utilizado. As amostrasforam caracterizadas por DRX, Adsorção deN

2, e FTIR.

RESULTADOS

A análise dos resultados da Difração de Raio-X apresentam o alto grau de cristalinidadeda amostra HAM, com picos típicos dahidroxiapatita (Fig.1). A Tabela 1 apresentaos resultados obtidos das medidas deadsorção de N

2. O diâmetro de poros

observado variou de 9 nm para 16 nm com oprocesso de funcionalização. Áreassuperficiais de cerca de 28 m2/g são medidaspara HAM pura. Um decréscimo para valoresem torno de 15 m2/g é observado parasistemas utilizando alcoxisilanos, e essadiminuição é ainda mais expressiva para ocaso das amostras com PEG, da ordem de10 m2/g. A adsorção efetiva dos gruposfuncionalizantes no sistema de poros do SBA-15 quando se utiliza o PEG é evidenciada peladiminuição da área superficial e volume deporos do material PEG-matriz.

Figura 1: DRX para HAM pura e modificada

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Tabela 1: Resultados de adsorção de gases

A presença dos grupos orgânicos funcionaisdas moléculas dos alcoxisilanos nas paredesdos mesoporosos foi confirmada por FTIR,Figura 2. A partir da análise dos espectrosobserva-se que a funcionalização se efetivoucom a presença das bandas de absorção a2975 cm

-1 e 2925 cm-1, o que sugerem a

imobilização de grupos –CH2 nas paredes da

HAM. A intensidade dessas bandas é maiorcom o agente funcionalizante POTES, ondese observa também a presença de uma bandaem torno de 2857 cm–1, pode ser atribuída àpresença de grupos –CH

3 na superfície da

HAM. Quando se utiliza o METES as bandassão muito pouco intensas quando comparadasao POTES e ao PEG. Observa-se que o agentefuncionalizante que apresenta bandas deabsorção mais expressivas é o PEG,independente da massa molar, cujaintensidade da banda de absorção éclaramente maior quando comparada a outrasbandas, 2975 cm-1 e 2825cm-1. A presençadestas bandas sugere a presença de grupos–CH

2 e –CH

3 nos poros da HAM, o que está

de acordo com a estrutura química dopolímero.

Figura 2: FTIR expandido das amostras de HAMfuncionalizadas

CONCLUSÕES

A HAM foi obtida e modificadasuperficialmente com diferentes agentesfuncionalizantes com resultados promissores.Todos os compostos apresentaram

reatividade na superfície da HA quando seutilizou tolueno ou água como solvente.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Liu, H. S.; et.al. Ceram. Int. 1997, 23,19.[2] Zhao, Y.F., Ma, J. Microporous andMesoporous Materials, 2005, 87, 110.[3] Yao, J. et al. Journal of MaterialsChemistry, 2003, 13, 3053. Dias, A et al. ActaBiomaterialia, 2006, 2,173.[4] Sousa, A.; Moreira, C. D.; Silva, V. V. ;Sousa, E. M. B. in IV Congresso LatinoAmericano de Orgãos Artificias e Biomateriais– Caxambu – MG. 2006.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNEN/PROBIC, CNPq, FAPEMIG

A M O S T R A D ( n m ) S ( m 2 / g ) V ( c m 3 / g )

H A M 9 , 5 2 7 , 20 , 0 6 5

H A M - P T 1 2 , 5 2 3 , 50 , 0 7 4

H A M - M T 1 5 , 8 2 0 , 60 , 0 8 1

H A M - P 2 1 2 , 0 1 4 , 30 , 0 4 3

H A M - P 1 1 5 , 7 1 0 , 6 0 , 0 4 2

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Pesquisa e desenvolvimento de radiofármacos de meia-vida curta no CDTN

Priscilla Brunelli Pujatti e Raquel Gouvêa dos SantosCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃO

A riqueza da capacidade diagnóstica emMedicina Nuclear reside na diversidade deradiofármacos disponíveis. Radiofármacos sãouma combinação de um componenteradioativo ligado numa geometria bem definidaa uma molécula que é responsável pelabiodistribuição [1]. Para alguns agentes, taiscomo tecnécio e radioiodos, são os átomosem si que possuem as propriedades desejadaspara a localização, dispensando assim umcomponente químico maior. Há um grandeesforço em destinar radiofármacos paradiagnósticos específicos e várias moléculaspodem ser radiomarcadas, tanto as naturaisquanto as sintéticas. Este trabalho descreveo desenvolvimento de um radiofármacoderivado de substância natural – uma enzimade um veneno serpente (enzima trombina-like de Lachesis muta muta) com atividadeimportante sobre a cascata de coagulaçãosanguínea – radiomarcada com 99mTc e 125I, ecompara sua biodistribuição com a de trêsagentes – derivados de tecnécio e iodo –utilizados corriqueiramente comoradiofármacos em Medicina Nuclear.

OBJETIVO

Implantar um protocolo de controle dequalidade das radiomarcações com tecnécioe iodo, bem como sintetizar um análogoradiomarcado da enzima trombina-like (TLE)com atividade biológica in vitro preservada erendimento suficiente para permitir adeterminação de seu perfil farmacocinético.

METODOLOGIA

A radiomarcação da TLE com 99mTc e ocontrole de qualidade foram conduzidosconforme descrito por Novais et al. (2006)[2]. A radioiodinação da enzima foi realizadaconforme descrito por Santos et al. (1999)[3], na presença de lactoperoxidase e H

2O2.

TLE nativa e radiomarcada com 99mTc e 125Iforam então submetidas ao teste de atividade

enzimática in vitro, conforme descrito porErlanger et al. (1961) [4] e as enzimas ativasin vitro, juntamente com os radiofármacospuros de 99mTc, 99mTcO

2, 125I, foram avaliadas

quanto à biodistribuição após diferentestempos de injeção (5 min-24h) emcamundongos fêmeas da raça Swiss.

RESULTADOS E CONCLUSÕES

Foram padronizados os controles de qualidaderadioquímico e fisiológicos (perfis debiodistribuição) de radiofármacos mais usadosna Medicina Nuclear (radioiodo e 99mTc) emmodelos animais. Estes protocolos poderãoser implantados na Unidade de Produção ePesquisa de Radiofármacos do CDTN paraavaliação da qualidade de novosradiofármacos que serão produzidos. Nossosresultados também mostraram que TLE podeser radiomarcada por qualquer um dosradioisótopos testados, porém com maioreficiência pelo iodo-125 (88.5 + 4.5% naradiodinação e 48,20 + 5,4 na marcação comtecnécio-99m). Além disso, a incorporaçãodo radioiodo pela enzima não alterou suaatividade biológica in vitro, fato observadoquando esta foi marcada com tecnécio-99m.Portanto, a marcação com 99mTc não gerouum produto de qualidade que pudesse serutilizado para avaliação farmacocinética e amarcação com iodo demonstrou ser a maisadequada para a molécula em estudo.Os estudos de biodistribuição da enzimaradiomarcada demonstrarambiotransformação hepática e curto tempo demeia-vida plasmática, propriedadesdesejáveis a qualquer radiofármaco. Essesestudos também mostraram que uma pequenaporção da enzima é capaz de atravessar abarreira hematoencefálica. Existe uminteresse especial na ação de enzimas TLEsobre o fibrinigênio em decorrência dapossibilidade de seu uso como anticoagulanteno tratamento de doenças tromboembólicas[5]. Para atuar sobre componentessangüíneos é necessário que o fármacopermaneça tempo suficiente no leito vascular.

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TLE permanece em concentraçõesdetectáveis no sangue por até seis horas, oque pode determinar seu efeito farmacológicoanticoagulante e eficácia no tratamento dedoenças tromboembólicas.Os estudos de biodistribuição tambémcontribuem para a análise de farmacocinéticae biodisponibilidade de um fármaco. Para odesenvolvimento de qualquer fármaco ouradiofármaco a determinação dos parâmetrosfarmacocinéticos é essencial [6]. Os principaisparâmetros farmacocinéticos para cada umdos radiofármacos estudados e para a TLEestão listados na tabela 1.

Tabela 1. Parâmetros farmacocinéticos dos

radiofármacos estudados

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] VÉRTES, A.; NAGY, S.; ZOLTÁN, K.Handbook of nuclear chemistry. Netherlands:Kluwer Academic, 2003. v.4[2] NOVAIS, C.M.; PUJATTI, P.B.; CASTRO,M.S.A.; SOARES, M.A.; SIMAL, C.; LIMA,M.E.; SANTOS, R.G. (2006). Technetium-99mradiolabeling of crotoxin as a tool forbiodistribution studies. Journal ofRadioanalytical and Nuclear Chemistry269(3):591-595[3] SANTOS, R.G.; DINIZ, C.R.; CORDEIRO,M. N.; LIMA, M.E. (1999). Binding sites andactions of Tx1, a neurotoxin from the venomof the spider Phoneutria nigriventer, in guineapig ileum. Brazilian Journal of Medical andBiological Research (32):1565-1569.[4] ERLANGER, B.E.; COHEN, W.N. (1961).The preparation and properties of two newchromogenic substrates of trypsin. Archivesof Biochemistry and Biophysics 95: 271-278[5] SILVA, J.A.A.; MURAMOTO, E.; RIBELA,M.T.C.P.; ROGERO, J.R., CAMILLO, M.A.P.(2006). Biodistribution of gyroxin using 125Ias radiotracer. Journal of Radioanalytical andNuclear Chemistry 269(3):579-583[6] GILMAN, G.A.; HARDMAN, J.G.; LIMBIRD,L.E. As bases farmacológicas da terapêutica.Rio de Janeiro: McGraw-Hill, 2006. 11a ed.

APOIO FINANCEIRO

CNEN/CDTN e CNPq

RadiofármacoMeia-vidaplasmática

Volume dedistribuição

Clearance(mL/min)

125I-TLE 54 min 8,96mL0,05

125I 46,5 min 18,87mL0,14

99mTc 38 min 3,63mL0,03

99mTcO2

60 min 43,86mL 0,14

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Análise de fratura por fadiga flexo-rotativa no açoABNT 8620

Raffael Leonardo Valadão, Tanius Rodrigues Mansur, Nelson do Nascimento A. FilhoCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃO

A fadiga é uma forma de falha que ocorre emestruturas que estão sujeitas à tensõesdinâmicas e oscilantes [1]. Sob essascircunstâncias, é possível a ocorrência deuma falha em um nível de tensãoconsideravelmente inferior ao limite deresistência. A falha por fadiga é de naturezafrágil. O processo ocorre pela iniciação epropagação de trincas e a superfície defratura é normalmente perpendicular a tensãode tração aplicada [2]. Composição químicae microestrutura afetam o comportamentodos materiais submetidos à fadiga que éresponsável por grande parte das falhas emcomponentes mecânicos [3]. Fatoresmicroscópicos (movimentos de discordâncias,por exemplo) e macroscópicos (geometria,presença de entalhes, acabamentosuperficial, etc) se unem para determinar aresistência do componente à fadiga [4].Informações importantes a respeito do tipode solicitação e origem da fratura podem serobtidos com um exame da superfície da fraturapor fadiga a olho nu ou com lupa de baixoaumento e exames complementares, taiscomo microscopia eletrônica de varredura,auxiliam na determinação da causa dafratura [5].

OBJETIVO

Análise e estudo dos aspectos de fratura porfadiga flexo-rotativa do aço ABNT 8620.

METODOLOGIA

Foram utilizados corpos-de-prova feitos doaço ABNT 8620 com geometria descrita pelaFigura 1. Esses corpos-de-prova foramusinados utilizando-se uma máquina comcontrole numérico.

Figura 1 – Geometria dos corpos de provautilizados nos ensaios de fadiga flexo-rotativa.

Dimensões em mm

Para os ensaios de fadiga flexo-rotativautilizou-se uma máquina (Figura 2) onde aaplicação da carga é realizada por meio deum sistema de balança onde de um dos ladosse aplicam os pesos de acordo com a tensãoque se deseja aplicar e do outro existe umpeso de compensação.

Figura 2 - Esquema ilustrando a aplicação decargas. Dimensões em mm

Os ensaios foram realizados com freqüênciade carregamento de 60Hz e com razão defadiga (R) igual a -1. Os corpos-de-provaforam ensaiados com tensões de 297Mpa e198Mpa. Os aspectos das fraturas foramanalisadas no microscópio eletrônico devarredura (MEV). Antes de analisadas asfraturas foram limpas com acetona com oauxílio de um ultra-som.

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RESULTADOS

As trincas associadas às falhas por fadigainiciaram-se sobre a superfície lateral docorpo-de-prova em pontos de concentraçãode tensões e sua propagação ocorreu,partindo da superfície lateral do corpo-de-prova, perpendicularmente à direção datensão alternada aplicada e apresentam umaspecto frágil e transgranular. Observou-seuma região de transição entre a zona depropagação de trinca de aspecto frágil e aregião de fratura final de aspecto dúctil. Naregião da fratura final observou-se a presençade “dimples” característico de fratura frágil.

CONCLUSÕES

O processo de falha por fadiga é caracterizadopor três etapas:1) Iniciação da trinca: a trinca se inicia emalgum ponto de alta concentração de tensõesna superfície lateral do corpo- -de-prova;2) Propagação da trinca: a trinca avançanum plano perpendicular à tensão de tração;3) Fratura final: ocorre uma fratura bruscado material quando a trinca atinge umtamanho crítico.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Suresh, S. Fatigue of materials. CambridgeUniversity Press, 1998.[2] Callister, W. D. Ciência e engenharia dosmateriais: uma introdução. LTC Editora, 2002.[3] Atanázio Filho, N. N. Estudo da influênciado meio corrosivo na resistência à fadiga doaço estrutural SAE 8620. 2006. 117f.Dissertação (Mestrado em Ciências dasRadiações, Minerais e Materiais) – Centro deDesenvolvimento da Tecnologia Nuclear, BeloHorizonte, 2006.[4] Barsom, J. M. Fracture and fatigue controlin structures. West Conshohocken: ASTM,1999.[5] Cetlin, P. R.; da Silva, P. S. P. Análise defraturas. Associação Brasileira de Metais,1978.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq / PIBIC

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Caracterização de filmes óxidos e avaliação de suainfluência na corrosão da liga de níquel 600

Raphael Gomes de Paula, Célia de Figueiredo Cordeiro NevesCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN

INTRODUÇÃO

A Corrosão sob Tensão (CST) é um dosmecanismos de envelhecimento responsáveispela iniciação e propagação de trincas, asquais podem causar falhas estruturaisnormalmente súbitas e imprevisíveis, levandomuitas vezes a catástrofes, com sériosimpactos sociais, econômicos e ambientais[1]. Componentes metálicos de usinasnucleares tais como tubulações, vasos depressão e partes internas dos trocadores decalor estão sujeitos a este fenômeno. A ligade níquel 600 é um material aplicado naconstrução destes componentes, sendo queo mesmo é suscetível à CST em águahidrogenada a altas temperaturas, ambienteencontrado no circuito primário de reatoresnucleares PWR [2]. Nas condições deoperação do reator forma-se uma camadaprotetora de óxido na superfície da liga [3].A composição química e propriedades físicasdos filmes óxidos devem ser determinadospara se compreender o seu papel na mitigaçãoda CST da liga 600.

OBJETIVO

Caracterizar o filme óxido formado na liga deníquel 600 utilizando técnicas eletroquímicase microscopia eletrônica de varredura (MEV).

METODOLOGIA

O Centro de Desenvolvimento da TecnologiaNuclear - CDTN em parceria com a AgênciaInternacional de Energia Atômica - AIEA,adquiriu uma instalação para estudos de CSTque permite simular o ambiente do circuitoprimário do reator de Angra 1 com relação àpressão, temperatura e composição químicada água. As amostras da liga 600, cujacomposição química é mostrada na TABELA1, foram preparadas seguindo técnicasmetalográficas quanto ao corte,embutimento, lixamento e polimento até 1∝m.

Tabela 1. Composição Química da Liga 600 (%peso)

O processo de oxidação consiste em submeteras amostras à pressão de 110 atm,temperatura 303ºC e ao meio PWR cujacomposição química é 1200 ppm de boro, 2,2ppm de lítio, 25-35 cm3 H

2/kg H

2O, 5 ppb de

O2. Foram obtidas 3 amostras com os

seguintes tempos de oxidação: Am. 1: 485h;Am. 2: 502 h e Am. 3: 725h. Após a oxidaçãoo aspecto dos filmes óxidos foi visualizadopor MEV. As amostras foram caracterizadaspor meio de curvas de polarização linear epotenciodinâmica utilizando umpotenciostato/galvanostato Autolab PGSTAT20 e uma célula eletroquímica a três eletrodos.O eletrodo de referência utilizado foi o Ag/AgCl (1mol.l-1 KCl) e Pt como eletrodo auxiliar.A taxa de varredura foi de 0,167mV.s -1.

RESULTADOS

A Figura 1 mostra as curvas de polarizaçãopotenciodinâmica para as 3 amostras oxidadase a TABELA 2 apresenta resultados deresistência de polarização e corrente decorrosão obtidos das curvas de polarização.Pode-se observar pela Figura 1 que todas as3 amostras apresentaram o mesmo potencialde corrosão. A amostra 2 apresentou asmaiores correntes na região de passivação ea menor resistência de polarização, indicandoa formação de um filme menos passivo. Foiobservado que durante a oxidação daamostra 2 houve uma instabilidade na químicada água, principalmente devido à diminuiçãoda concentração de lítio. As amostras 1 e 3apresentaram resultados similares em termosde resistência à corrosão e formação de filmepassivo.

C Mn P S Si NiCr

0,042 0,22 0,008 0,0002 0,18 75,015,6

Co Cu Fe Al Ti Nb

0,10 0,03 8,81 0,08 0,200,20

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Figura 1. Curvas de Polarização

Potenciodinâmica das Amostras Oxidadas

Tabela 2. Dados de resistência à polarização(Rp) e corrente de corrosão (Ic), obtidos a partirdas curvas de polarização linear e polarizaçãopotenciodinâmica

A Figura 2 mostra o aspecto dos filmes óxidosformados nas 3 amostras. A amostra 2apresentou somente uma camada na formade plaquetas enquanto que as amostras 1 e3 apresentaram duas camadas. Esteresultado provavelmente é devido à variaçãona química da água e ao tempo de oxidação.

(1) (2) (3)

Figura 2. Micrografias dos filmes óxidos

depositados nas amostras 1, 2 e 3 da liga 600

CONCLUSÕES

Os principais resultados obtidos nacaracterização dos filmes óxidos são:1. Os filmes óxidos formados nas amostrasda liga 600 apresentaram diferentesmorfologias e resistência à corrosão.Observou-se uma variação na química da águana amostra 2, que pode ter contribuído paraas diferenças observadas nos filmes óxidos.2. Detectou-se uma dupla camada nasamostras oxidadas em condições maiscontroladas da química da água (amostras 1e 3).3. As amostras oxidadas em condições

químicas mais estáveis (amostras 1 e 3)apresentaram camadas de óxido menosporosas e mais resistentes à corrosão.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] J. C. Danko, Corrosion in the nuclearpower industry, Metals Handbook, ASTMInternational,1987.[2] S. L. Hong, Corrosion, 57, 323, 2001.[3] R. B Rebak and Z. Szklarska-Smialowska,Corrosion Science, 38, 971, 1996.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

FAPEMIG

AMOSTRARp

(kOhm.cm2)

Ic(µA/cm2)

1 750,3

2 311,3

3 85 0,5

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Precipitação do sulfato duplo de terras raras e sódio apartir de licor sulfúrico e sua conversão em hidróxido de

terras raras mediante reação metatética

Renata Dias Abreu e Carlos Antônio de MoraisCentro de Desenvolvimento de Tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃO

As terras raras (TR) são um grupo deelementos químicos que inclui a família doslantanídeos mais o ítrio. Estão presentes emdiversos produtos de alta tecnologia [1]. Oselementos terras raras (ETR), semelhantesquimicamente, ocorrem juntos nas fontesminerais, comportando-se como únicoelemento químico. As principais fontes de TRsão os minerais monazita, xenotima ebastinaesita [2,3]. Após a obtenção doconcentrado de monazita, este passa por umprocesso de abertura química, que pode seratravés de digestão ácida com ácido sulfúrico,gerando um licor sulfúrico contendo além dosETR, urânio, tório e ferro [4]. A purificaçãodos ETR juntos constitui a primeira etapa doprocesso de obtenção dos elementosindividuais de elevada pureza Uma das formas,e a mais econômica de se purificar os ETR éa precipitação destes na forma de sulfatoduplo de terras raras e sódio(NaTR(SO

4)2.XH

2O) [4]. O sulfato duplo é

pouco solúvel em ácido, sendo geralmenteconvertido a hidróxido de terras raras paraentão se obter os ETR na forma solúvel edepois se proceder ao processo de obtençãodos elementos individuais [4]. A precipitaçãodo sulfato duplo e sua conversão em hidróxido,embora praticada industrialmente, não seencontra disponibilizada de forma detalhadaem literatura bibliográfica.Neste trabalho, é apresentado um estudo depurificação dos ETR mediante precipitaçãodo NaTR(SO

4)2.xH

2O a partir do licor sulfúrico

gerado no processamento químico damonazita com ácido sulfúrico pela IndústriasNucleares do Brasil – INB após a extração detório e urânio. É apresentado também suaconversão em hidróxido de terras rarasTR(OH)

3 mediante reação metatética através

da adição de solução de hidróxido de sódiodiretamente ao sulfato duplo sólido.

OBJETIVO

Os objetivos deste trabalho são: (i)

precipitação do NaTR(SO4)2 a partir de um

licor sulfúrico de terras raras e sódio fornecidopela INB; (ii) conversão do sulfato duplo emhidróxido de terras raras via reaçãometatética mediante adição de NaOH; (iii)domínio da química e influência das variáveisenvolvidas nas etapas (i) e (ii).

METODOLOGIA

Os experimentos de precipitação e metáteseforam realizados em béquer de 150 ml, embanho maria com temperatura controlada,agitação mecânica, e monitoramento de pH.A polpa obtida em ambos os casos foi filtradaem funil de “Buchner” a vácuo e o precipitadolavado com água destilada e secado emestufa a 100°C. O processo foi controladopor análises do filtrado por espectrometriade energia de raio-X, sistema Kevex [3,5].Os hidróxidos obtidos em diferentes condiçõese sulfato duplo nas condições ótimasestabelecidas foram caracterizados pordifração de raios X, analise química einfravermelho.

RESULTADOS

Na etapa de precipitação do NaTR(SO4)2

investigou-se a influência das principaisvariáveis: tipo e excesso do agenteprecipitante, temperatura e tempo de reação.Os agentes precipitantes testados foram:NaCl, NaOH e Na

2SO

4. Dentre estes, o que

apresentou melhor desempenho foi o Na2SO

4.

A precipitação completa do ítrio ocorreu com±700% de excesso de reagente. Nosexperimentos realizados com NaOH,observou-se a contaminação do sulfato duplocom ferro. A temperatura ideal para aprecipitação do ítrio foi de ±70°C. Na ausênciado ítrio, a precipitação do NaTR(SO

4)2 pode

ser conduzida a temperatura ambiente(±27°C) e com excesso de 200% de reagente(NaOH ou Na

2SO

4). O tempo de reação ideal

para a precipitação completa dos ETR foi deduas horas. Nos experimentos de conversãoNaTR(SO

4)2 em TR(OH)

3 variou-se a

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temperatura e o excesso de NaOH. Osexperimentos foram realizados emtemperatura ambiente (27 ± 1) °C e a 70°C,utilizando solução de NaOH 2,0 mol/L. O tempode reação foi mantido em 1 hora. A adiçãode NaOH variou desde quantidades inferioresao estequiométrico até 25% de excesso.Os compostos sólidos obtidos na metátesedo sulfato duplo e uma amostra de sulfatoduplo em condições ótimas definidas foramcaracterizados por difração de raios X,infravermelho e análise química. Odifratograma do sulfato duplo indicou aobtenção do NaTR(SO

4)2 mono-hidratado. A

caracterização dos produtos da metátesemostrou que para se obter a conversãocompleta do NaTR(SO

4)2. H2O em TR(OH)

3 a

reação deve ser conduzida a quente (±70ºC)e com ligeiro excesso de NaOH (<=5%).

CONCLUSÕES

O estudo das variáveis de processo para aobtenção do NaTR(SO

4)2 H

2O e de sua

conversão em TROH3 foi de grandeimportância na seleção das condições ideaisde operação. A precipitação do ítrio exigegrande excesso de reagente (±700%) eaquecimento durante a precipitação (±70°C).Na ausência do ítrio, a precipitação doNaTR(SO

4)2 pode ser realizada com 200% de

excesso de Na2SO

4 e em temperatura

ambiente (±27°C). Nos ensaios utilizando oNaOH como agente precipitante foi observadoa presença de Fe no precipitado. Odifratograma de raios-X indicou a obtençãodo NaTR(SO

4)2 mono-hidratado. Estudos de

infravermelho e difração de raios-X mostraramque a conversão do NaTR(SO

4)2 deve ser

realizada a quente e com ligeiro excesso deNaOH (<=5%).

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Maestro, P., Huguenin, D., Industrialapplications of rare earths: which way forthe end of the Century? J. Alloys Comp. 225,520-528 (1995).[2] Gschneidner Jr., K.A., 1980. Rare earthspeciality inorganic chemicals. In: Symposiumon Speciality Inorganic Chemicals, Salford.Proceedings... London: The Royal Society ofChemistry. 403, 1980.[3] Morais, C.A., Ciminelli, V.S.T., Processdevelopment for the recovery of high-gradelanthanum by solvent extraction,Hydrometallurgy, 73, 237-244 (2004)[4] Gupta, C. K., Krishnamurthy, N., ExtractiveMetallurgy of rare earths - InternationalMaterials Reviewx, nº5, vol.37, p. 204 –207. 1992.

[5] Morais, C.A., Ciminelli, V.S.T., Recoveryof europium by chemical reduction of acommercial solution of europium andgadolinium chlorides. Hydrometallurgy, 60,247-253, 2001.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

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Utilização do processo CVD para obtenção denanopartículas de Nd

2Fe

14B em multicamadas

depositados por sputtering dc

Roque Teles Frade Paulinelli e José Domingos ArdissonCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃO

O composto intermetálico Nd2Fe

14B é

cientificamente e tecnologicamente muitointeressante devido à sua alta anisotropiamagnetocristalina e saturação magnética.Desde sua descoberta em 1984, muito se temestudado sobre esse composto para suasaplicações, tais como microsensores edispositivos micromecânicos e microeletro-mecânicos [1-9].Dentre as muitas investigações que têm sidolevadas a cabo nesse composto, destaca-sea obtenção de nanopartículas de Nd

2Fe

14B

usando o processo de annealing em filmesdepositados por sputtering dc ou magnetronsputtering.

OBJETIVO

Investigar a formação de nanopartículas deNd2Fe

14B e nanotubos de carbono através

de annealing feito pelo processo de deposiçãoquímica por vaporização (CVD) emmulticamadas depositados por sputtering dc.

METODOLOGIA

As multicamadas foram depositadas porsputtering dc, acoplado a uma câmara dealto vácuo com pressão de base de 10-8 mbar.As deposições foram feitas sob pressão de 8x 10-2 mbar de argônio ultra puro a taxa dedeposição de 2 nanômetros por minuto. A smulticamadas foram crescidas de formaalternada Mo/ Nd

2Fe14B/Mo. Após a deposição

foram submetidos ex-situ, ao processo dedeposição química por vaporização (CVD) sobatmosfera de argônio e etileno a 775ºC,seguidos de analise por microscopia de forçaatômica (AFM) e espectroscopia defotoelétrons excitados por raios X (XPS).

RESULTADOS

Os resultados mostraram que o processo dedeposição química por vaporização éeficiente para a formação de nanoparticulas

de NdFeB, com tamanho médio entre 5 e 20nm, dispersa em matriz de Mo. O crescimentode nanotubos de carbono foi tambémobservado nos experimentos, comomostrados nas Figs. 1 e 2, sendo que asamostras sem a presença de Mo apresentarammelhor performance.

Fig.1 - Imagens de AFM, mostrando a formaçãode nanopartículas de Nd

2Fe

14B e nanotubos de

carbono

Fig. 2 – Formação de nanopartículas de Nd2Fe

14B

e nanotubos de carbono

Os nanotubos obtidos têm altura média de2-3 nm e largura de 20-60 nm, o que indicaque possivelmente se trata de nanotubos deparede única (single wall), agrupados em umfeixe ligando duas nanopartículas.

CONCLUSÕES

Multicamadas de Nd2Fe14B/Mo sobre Si obtidos

por sputtering dc foram submetidas atratamentos térmicos rápidos a 775 ºC em

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câmara de CVD sob fluxo de argônio e etileno.Nessas condições, observou-se através deMicroscopia de Força Atômica a produção denanopartículas de Nd

2Fe

14B e nanotubos de

carbono.As propriedades magnéticas e estruturais dasnanoparticulas estão sendo investigadas, bemcomo os tipos de nanotubos de carbono(single wall ou multi wall). Está também emfase de conclusão o direcionamento ordenadodos nanotubos na matriz.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] S. Fahler and L. Schultz, “Hard MagneticFilms”, in: Encyclopedia of Materials Scienceand Technology, Ed. por K. H. J. Buschow etal., Elsevier, Amsterdam, 2001[2] Nonostructure Science and Technology,report reviews, ed. Por R.W. Siegel, E. Hu,M.C.Roco, Wtec, Loyala College in Maryland,(1997).[3] J.D. Ardisson, S. Gama, R. C. Araujo,W.A.A. Macedo, J. Appl. Phys. EUA: , 87, n.9, p.5320 - 5322,(2000).[4] J. D. Ardisson, R. C. Araujo, W. A. A.Macedo, A. I. C. Persiano, S. Gama, J. Magn.Magn. Mater., V.272-6, P.1859 - 1861, 2004.[5] M N. Baibich, J. M. Broto, A. Fert, F. D.Neuyen, F. Petroff , Phys. Rev. Lett. 612472 (1988)[6] S. S. P. Parkin, , N. More and K.P.Roche,Phys. Rev. Lett. 64,2304 (1990)[7] M.J. O’Shea, P. Perera, J. Appl. Phys. 76,6174 (1994)[8] T. Shinjo, Surf. Sci. Repts. 12 49 (1991).[9] J. D. Ardisson, J, A. I. C. Persiano, L. O.Ladeira, F. A. Batista, J.Mater. Sci. Lett.,16,1658 (1997).

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/ PIBIC

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Medidas de Radônio no ar em residências e outrasconstruções da Região Metropolitana de Belo Horizonte -

Brasil

Talita de Oliveira Santos e Zildete RochaCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃO

O radônio é um gás nobre radioativo derivadodas séries de decaimento natural do urânio edo tório, os quais são encontrados emquantidades variadas nas rochas, nos solose na água.O radônio se desintegra por emissão departícula alfa, gerando uma seqüência deradionuclídeos conhecida como progênie doradônio. Parte dos produtos de decaimentodo radônio, cargas elétricas positivas,anexam-se às partículas de aerossóisdispersas no ar. Os produtos de decaimentodo radônio, anexados e não anexados, quandoinalados depositam-se nas vias respiratórias,especialmente no trato respiratório superior,irradiando as células do tecido pulmonar. Oradônio juntamente com sua progênie sãoresponsáveis por aproximadamente metadede toda exposição humana a radiaçãoionizante natural [1].Desde o início dos anos 50, o radônio temsido reconhecido como um agente de riscoque causa excesso de câncer de pulmãoentre os trabalhadores de minas, e a partirda década de 70 tem-se observado evidênciasde que o radônio também representa um riscoá saúde em residências e outros ambientesinternos [1]. Este fato tem sido comprovadopor meio de estudos epidemiológicos depopulações humanas, e atualmente o radônioestá classificado como um carcinógeno declasse I pela agência internacional depesquisa em câncer (IARC).As rochas, os solos e as águas subterrâneasconstituem as principais fontes de radônioem ambientes internos. A concentração deradônio em ambientes internos é fortementedependente da geologia local, sendosignificativamente mais elevadas em áreascujo o embasamento é constituído por rochasgraníticas. O radônio produzido nas rochas enos solos migra, por difusão e convecção,para superfície terrestre, e através defissuras, tubulações e falhas na estrutura,entra em residências. Outras fontes deradônio que podem contribuir para

acumulação de radônio em ambientes internossão os materiais de construção e a água deuso domestico.A concentração de radônio em ambientesinternos é influenciada também porpropriedades do solo como permeabilidade eporosidade e por parâmetros meteorológicoscomo temperatura, precipitação pluviométricae pressão atmosférica.

OBJETIVO

Este trabalho visa realizar uma monitoraçãodesse gás com detectores contínuos emambientes relativamente fechados – comoresidências, escolas e shopping centeres –em busca de áreas susceptíveis de radôniona RMBH, cuja a maior parte da populaçãoestá distribuída sobre o chamado complexogranito gnaíssico.

METODOLOGIA

A monitoração do gás radioativo radônio foirealizada com o detector contínuoAlphaGuard PQ2000Pro da Genitron, que éuma câmara de ionização, no modo difusão,atuando como um detector passivo. OAlphaguard foi instalado no ambiente paraque o gás difunda-se através um filtro defibra de vidro de grande superfície para dentroda câmara de ionização. O ambientemonitorado corresponde ao piso mais baixode cada residência ou construção. Foiobservado o protocolo USEPA (United StatesEnviorimental Protection Agency) paramedidas de curto prazo.Os valores de PAEC - Concentrações deEnergia Alfa Potencial - foram determinadospor espectrometria alpha utilizando umdetector de estado sólido, Doseman PRO –Sarad e convertidas para EEC – ConcentraçãoEquivalente de Radônio em Equilíbrio com suaprogênie com o mesmo potencial de emissãoalfa. Neste equipamento, amostras de ar sãosugadas através de um filtro que écontinuamente analisado por um detector desilício. Sendo, então, determinadas as

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atividades específicas dos emissores alfaretidos no filtro.

RESULTADOS

Foram realizadas 30 medições em residênciasda região do complexo granito gnaíssicoobtendo uma faixa de valores entre 10 a 1200Bq/m3 com média de 109,8 Bq/m3.Os fatoresde equilíbrio, razão entre EEC e a concentraçãode radônio, situam-se na faixa de 0,2 a 0,6conforme descrito na literatura [2].

Figura 1.Exemplo de Variações Temporais daConcentração de Radônio e EEC

A figura 1 apresenta a título de exemplo osresultados obtidos para concentração deradônio no ar e para a concentração deequilíbrio equivalente – EEC em uma residênciaonde a concentração de radônio é ligeiramentesuperior ao primeiro nível de açãorecomendado pela USEPA. Neste exemplo, ofator de equilíbrio é de 0,5.

CONCLUSÕES

A maior parte dos valores obtidos situa-seem uma faixa de valores relativamente inferiorquando comparados com estudossemelhantes realizados em país temperados.Nestes, são freqüentes concentrações médiasde radônio em habitações superiores a 200Bq/m3 em áreas graníticas[3] . Tais resultadoseram esperados devido ao clima semi - tropicalda área em estudo, a RMBH, onde osambientes interiores são bem ventilados,mesmo durante o inverno. Todavia, foramobservadas residências com níveis de radônioligeiramente superiores aos limites de açãorecomendados pela USEPA de 148 Bq/m3

(4pCi/L) .

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Safety Reports Series no.33: RadiationProtetion against Radon in Workplaces otherthan Mines, IAEA, 2003.[2] J. E. Turner, Atoms, Radiation, andRadiation Protetion, John wiley & Sons, Inc.,1995.

[3] L. J. P. F. Neves et al, “Concentração doGás Radão em Habitações da Área Sertã-Figueiro dos Vinhos (Portugal Central):Factores Geológicos Condicionantes”, IVCongresso Ibérico de Geoquímica e XIIISemana da Geoquímica, Coimbra, 2003.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

FUNDEP e CDTN

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Otimização de dose em implantes intersticiaispermanentes de Iodo-125 em próstata via algoritmos

genéticos

Thiago Bernardino da Silveira e Suely Epsztein Grynberg

Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN

INTRODUÇÃO

Um procedimento radioterápico requer arealização de algumas etapas preliminaresantes da sua execução propriamente dita.Dentre elas, merece destaque o planejamentodo tratamento. De modo geral, o objetivo deum planejamento é delimitar o(s) alvo(s) dotratamento (onde se quer incidência deradiação) e os órgãos ou estruturas a serempreservados ou que receberão umaquantidade tolerável de radiação. Atualmente,a maioria dos planejamentos dessestratamentos é computadorizada e requeralgoritmos que geram distribuições otimizadasde doses.No contexto do planejamento de implantesintersticiais permanentes de Iodo-125 empróstata, os valores de isodose que fornecemuma distribuição de dose otimizada são ditadospelo protocolo Task Group No. 43(TG-43) [1].Este trabalho utiliza a linguagem deprogramação Fortran 90 para implementaçãodo código responsável pela otimização dotratamento, sendo que, o método escolhido,dentre muitos existentes, para efetuar aotimização denomina-se algoritmo genético.Os algoritmos genéticos foram propostos porJohn H. Holland, um pesquisador daUniversidade de Michigan, tendo como basea Teoria da Evolução das Espécies de Darwin.Segundo a teoria, através do mecanismo deseleção natural, os indivíduos mais adaptadostêm maior probabilidade de sobrevivência doque os menos adaptados. Estes algoritmosmatemáticos, propostos para otimização desistemas complexos, foram estruturados deforma com que as informações referentes aum determinado sistema pudessem sercodificadas de maneira análoga aoscromossomos biológicos. Desta maneira, oalgoritmo proposto faria o papelcorrespondente ao processo de seleçãonatural. Cinco etapas principais sãonecessárias para a formulação de umalgoritmo genético: codificação de variáveis,

criação da população inicial, avaliação daresposta, cruzamento e mutação.

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho é abordar aotimização de dose no planejamento dotratamento do câncer de próstata pelatécnica de implantes intersticiais permanentesde Iodo-125 a partir da implementação deum algoritmo genético escrito na linguagemFortran 90. Esse algoritmo deverá ser capazde encontrar qual o melhor posicionamentopara as sementes na próstata de forma queuma distribuição de dose otimizada sejaalcançada. Esse algoritmo terá aplicabilidadeno desenvolvimento de sistemas deplanejamentos de braquiterapia de baixa taxade dose. Poderá também ser acoplado a umsistema de planejamento já existente que nãodisponha de algoritmo de otimização.

METODOLOGIA

A fase inicial do trabalho consistiu daconfecção de um programa capaz de simularas geometrias envolvidas no tratamentoradioterápico: a próstata, a uretra e o reto;e de simular uma distribuição uniforme desementes radioativas de Iodo na regiãoescolhida para o tratamento. Feito isso, foidesenvolvido, como parte deste programa, ocálculo de dose para as estruturas envolvidaspor meio das equações fornecidas pelo TG-43 [1], considerando uma aproximação defonte linear e usando, como padrão paradeterminação das constantes envolvidas, omodelo de sementes 6711 da AmershamHealth.O programa capaz de gerar a distribuiçãootimizada das sementes, usando osalgoritmos genéticos, está sendodesenvolvido baseado no trabalho de Yanget al [2]. Define-se uma função custo quedeve ser minimizada para obtenção dadistribuição otimizada de dose:

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Na equação acima os valores de Nc, Nu e Nsrepresentam o número de pontos de dose nocontorno do alvo, dentro do volume do alvoe no contorno das estruturas críticas,respectivamente. Wc, Wu e Ws são osfatores de peso de cada região cuja soma éunitária. Os valores de dc, du e ds são asdoses nos pontos de avaliação e Dc, Du e Dssão os parâmetros de doses ajustados deacordo com o T.G. No. 43 [1].

RESULTADOS

Na primeira fase do trabalho, os resultadosobtidos para a simulação das estruturasenvolvidas no tratamento braquiterápicopodem ser condensados de forma gráficaatravés da Figura 1.As etapas referentes ao cálculo de dose eao processo de otimização da distribuição desementes ainda não possuem resultados, poisestão em andamento.

Fig. 1: Simulação das estruturas envolvidas. Apróstata é representada pelos pontos cinza, auretra pelos vermelhos, o reto pelos verdes eas sementes pelos pontos arroxeados

CONCLUSÕES

O desenvolvimento de um programa capazde gerar as estruturas anatômicas deinteresse permite visualizar uma distribuiçãoespacial das sementes com o objetivo de seatingir doses ótimas nos tecidos tumoraisdurante o tratamento. A fase final, emandamento, é a parte mais importante doplanejamento, pois nela configura-se adistribuição de sementes capaz de reduzir a

dose nas estruturas sadias e ao mesmo tempotratar a região na qual se localiza o câncer.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Rivard M. J. et al. Update of AAPM TaskGroup No. 43 Report: A revised AAPM protocolfor brachytherapy dose calculations. MedicalPhysics, 31(3), 633-674, 2004.[2] Yang G. et al. A new genetic algorithmtechnique in optimization of permanent 125Iprostate implants. Medical Physics, 25(12):2308-2315, 1998.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNEN/PROBIC

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Centro Regional de Ciências Nucleares do Nordeste

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Emerson Emiliano G. de Farias e Clovis A. Hazin Centro Regional de Ciências Nucleares - CRCN-NE

Espectrometria gama em rejeitos de petróleo e emincrustações

INTRODUÇÃO

Todas as rochas das camadas mais internasda Terra contêm radionuclídeos de origemnatural em concentrações variadas. Estascamadas podem acumular grandes quantida-des de petróleo o qual, quando extraído, podeconter teores de radionuclídeos pertencen-tes às séries do 238U e 232Th, além de 40K. Osradionuclídeos de ocorrência natural são de-signados na literatura pela sigla “NORM”(Naturally Occurring Radioactive Material).Processos industriais, tais como mineração eprodução de petróleo podem contribuir paraaumentar a concentração destesradionuclídeos, formando o que se denomina“TENORM” (Technologically EnhancedNaturally Occurring Radioactive Material), ouseja, radionuclídeos naturaistecnologicamente aumentados [1].Na indústria do petróleo, a radioatividade estánormalmente associada à água, que é extra-ída juntamente ao petróleo e às borras eincrustações. As incrustações são basica-mente formadas por sulfatos e esses são pou-co solúveis. Os sulfatos podem precipitar emtubulações como sulfato de bário e como sul-fato de rádio acumulando, portanto, 226Ra e228Ra.

OBJETIVO

1. Determinar o teor de radionuclídeos emrejeitos (borras e incrustações) de petróleoem Estações Coletoras da Petrobras no Nor-deste, pela técnica de espectrometria gama;2. Implantar, na Divisão de AnálisesAmbientais (DIAMB / CRCN), o serviço de aná-lises radiométricas por espectrometria gamaem incrustações.

METODOLOGIA

Utilizou-se nesse projeto, amostras de rejeitosde petróleo da UN-SEAL da Petrobras e umaamostra de incrustação coletada de uma tu-bulação recebida como sucata por uma in-

dústria metalúrgica do estado. As análisesradiométricas foram realizadas com umdetector HPGe (detector de germânio hiper-puro).Para estabelecer uma correspondência entreas energias dos fótons gama e seus respec-tivos canais, foi necessário uma pré-calibração do sistema de aquisição. Para isso,utilizou-se um padrão preparado em um reci-piente idêntico ao das amostras a partir deareia isenta de radioatividade marcada comfonte líquida de 152Eu (atividade total de140,19Bq em 24/10/2003) para que agranulometria e a geometria fossem o maissemelhante possível às das amostras. Estepadrão também foi utilizado para calibraçãoem eficiência do HPGe.Para minimizar o erro relacionado ao tempomorto, foram utilizadas três diferentes geo-metrias de contagem, com as amostras sen-do posicionadas a 0mm, 100mm e 150mm dedistância em relação ao detector. As amos-tras foram analisadas por um tempo de aqui-sição de 7.200 segundos.Para a análise do 226Ra foram utilizadas trêsenergias: 352 keV, 609 KeV e 186,2 KeV. O228Ra, por outro lado, foi quantificado utili-zando-se duas emissões do 228Ac (338 keV e911 keV). A determinação do 228Th foi feitapor intermédio do 212Bi (727 keV), do 208Tl(583 keV) e do 212Pb (238 keV). Para a de-terminação do 40K, foi escolhido o fotopicogama de 1460,8 keV, com um percentual gamade emissão de 10,7%. [2]Na amostra que foi obtida da indústriametalúrgica local, foram analisados osfotopicos citados para a identificação dosradionuclídeos presentes.

RESULTADOS

A Figura 1 mostra a reta de calibração dodetector em energia, bem como a respectivaquação de ajuste, para o padrão de 152Euutilizado.

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Figura 1: Reta de calibração em energia

A Tabela 1 apresenta as equações de efici-ência encontradas para cada geometria decontagem. Essas equações relacionam aenergia (x) do fóton gama com a sua res-pectiva eficiência (E) de contagem.

Tabela 1:Equações de Eficiência Calibração emEficiência do HPGe

A Tabela 2 mostra as concentrações de ati-vidade mínimas, médias e máximas para 226Ra,228Ra, 228Th e 40K nas 18 amostras de borrase incrustações analisadas. Conforme se podeverificar a partir da Tabela, as concentra-ções de atividade para os isótopos de rádioe tório nas amostras tiveram uma variaçãode duas ordens de grandeza, com os valoresmáximos se situando entre cerca de 1.600kBq.kg-1 para 228Ra e 4.000 kBq.kg-1 para 226Ra.As concentrações de 40K, por outro lado, si-tuaram-se na faixa de valores encontradosem amostras ambientais.Na amostra obtida na indústria metalúrgica,foram identificados 226Ra, 228Ra, 228Th e 40K.Para a quantificação do rádio e dos demaisradionuclídeos presentes, será necessário la-crar a amostra por cerca de 30 dias, parapermitir o equilíbrio do 222Rn com o 226Ra.

Tabela 2: Concentrações de atividade nas amos-tras de borras e incrustações

CONCLUSÃO

Os resultados das análises demonstram quealgumas amostras de rejeitos contêmradionuclídeos em concentrações elevadas.Isto demonstra a necessidade de se realizaramostragens regulares dos rejeitos decorren-tes das atividades de extração e produçãode petróleo, para determinar o teor deradionuclídeos das mesmas, e decidir sobre amelhor forma de estocagem ou descarte.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] GAZINEU, M. H. P. Teores deradionuclídeos em processos de extração ede produção de petróleo no Nordeste do Brasil.Tese de doutorado, UFPE, Recife - PE, 2005.[2] MELQUIADES, F. L. APPOLONI, C. R.; Com-paração de dois métodos em espectrometriade raios gama para análise de radioatividadede baixo nível. Revista Ciências Exatas e Na-turais, Vol. 4, n o 1, Jan/Jun 2002

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

Calibração em Eficiência do HPGe

GeometriaEquação

0mmE = 2,5631x-0,6171

100mmE = 0,2090x-0,6419

150mm E = 0,0497x-0,5476

Concentrações de Atividade (kBq.kgg-1)

Min MáxMédia

226Ra 30,8 4.052,6805,7

228Ra 22,3 1.638,7393,3

228Th 24,1 2.243,1509,0

40K 0,4 93,1 23,5

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Introdução à dosimetria de nêutrons rápidos utilizandodetectores sólidos de traços nucleares

Felipe Ferreira de Freitas e Êudice Correia VilelaCentro Regional de Ciências Nucleares - CRCN-NE

INTRODUÇÃO

Diferente da dosimetria de fótons, a dosimetrianeutrônica apresenta grandes dificuldadespara a sua realização. O ponto crucial nadosimetria de nêutrons encontra-se no gran-de intervalo de energia e os diferentes pro-cessos de interação dos campos neutrônicosque precisam ser monitorados. A maior partedos dosímetros existentes tais como: albedo,filmes, etc, detectam apenas os nêutrons deenergia térmica.Os detectores sólidos de traços nucleares(SSNTD - Solid State Nuclear TracksDetectors) são uma exceção. Estesdetectores são constituídos por materiaisdielétricos que quando expostos à radiaçãocorpuscular carregada têm suas estruturasmoleculares rompidas provocando danos aomaterial. Estes danos são denominados tra-ços latentes e podem ser tratados quimica-mente utilizando-se soluções corrosivas, o queresulta numa ampliação desses traços. Apósa ampliação é possível analisar os traços atra-vés do microscópio e estabelecer parâmetrostais como: a fluência de partículas, a energiada partícula incidente, bem como, o ângulode incidência da radiação.Nêutrons rápidos podem ser detectados poressa técnica. Os materiais utilizados são, emgeral, policarbonatos (materiais hidrogenados)tais como: Makrofol-DE, CR-39(ColumbiaResin®) e LR 115 (Red Cellulose Nitrate)[1].O CRCN possui na Divisão de Radioproteção eDosimetria um projeto denominado “Dosimetriade Nêutrons” que propõe realizar a dosimetrianeutrônica com tais materiais em um labora-tório capaz de efetuar o tratamento químicodos detectores e a análise dos traços.

OBJETIVO

Estabelecer uma metodologia para a revela-ção e análise dos detectores de traços nu-cleares e determinar parâmetros tais como:energia, fluência, ângulo de incidência e ve-locidade de ataque.

METODOLOGIA

Os detectores sólidos de traços nuclearesque serão empregados neste trabalho sãodo tipo CR-39 Para o melhor desenvolvimen-to deste trabalho, algumas etapas serão se-guidas, são elas:(1) Determinação dos volumes, das concen-trações e a padronização das soluções em-pregadas e do tempo de ataque químico.(2) Análise de traços de partículas alfa.(3) Análise de traços devido aos prótons derecuo decorrentes dos nêutrons rápidos.Na primeira etapa, ficou estabelecido o volu-me das soluções empregado durante o ata-que químico. Cada dosímetro ficará em umbecker de 50 ml, este por sua vez será pre-enchido com NaOH (hidróxido de sódio) a umaconcentração de 6,25N a 70°C[2]. Para pa-dronizar as soluções, é feita uma titulaçãoda solução com ácido clorídrico (HCl) a 1N,onde é recolhida uma amostra de 5ml deNaOH; a amostra é diluída em 45ml de águadestilada. O volume de ácido (que possui umfator de correção de 0,9992) para neutrali-zar a solução é de 30ml. As amostras devemficar em banho-maria a 70°C por seis horas[1, 2].Quinze detectores foram irradiados com umafonte de partículas alfa de U232 com ativida-de de 1415,2 partículas por segundo. Asamostras foram divididas em cinco lotes con-tendo três detectores, sendo um desses lo-tes separado para determinação da radiaçãode fundo (background). Os outros lotes fo-ram irradiados por um período de 3, 6, 10 e15 segundos, respectivamente. Todas asamostras foram reveladas utilizando o pro-cedimento anteriormente mencionado.A análise dos traços será feita em um mi-croscópio óptico de campo claro, onde seráestimado o número de partículas alfa inci-dentes, e através das velocidades de ata-que do traço e da superfície, será possíveldeterminar a energia da partícula.

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RESULTADOS

Após a determinação da metodologia de pre-paro e padronização das soluções emprega-das no ataque químico o projeto encontra-se em fase de recolhimento e análise de da-dos. Na Figura 1 é apresentada uma foto-grafia dos traços de alfa obtidos com o pro-cedimento acima descrito. Neste processoverificamos que os traços são nítidos e pos-síveis de serem contados o que demonstra aviabilidade de utilização da metodologiaestabelecida. Na próxima etapa a leitura eanálise dos parâmetros relacionados com ostraços serão realizadas.

Figura 1: Traços formados por partículas a noCR-39

CONCLUSÕES

A metodologia estabelecida demonstrou-seapropriada para a análise dos traços com omaterial CR-39. O trabalho está ainda emandamento e a análise dos dados está pro-gramada para os próximos meses.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] DURRANI, S.A.; BULL, R.K. Introductionto Nuclear Track Detectors. In: Solid StateNuclear Track Detection. cap 1. pg 1-10.Pergamon Books. UK. 1987.[2] CALAMOSCA, M.; PENZO, S.; GUALDRINI,G.. Experimental determination of CR-39counting efficiency to particles to α designthe holder of a new radon gas dosemeter.Radiation Measurements, v.36 pg.217–219,2003.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

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Determinação das concentrações de 226Ra e 210Po-radionuclídeos da série do Urânio presentes em amostrasambientais no terreno circunvizinho às novas instalações

do CRCN-NE

Fernanda Pessoa de Carvalho Santos, Eliane Valentim Honorato e Ana Claudia dePaiva

Centro Regional de Ciências Nucleares – CRCN-NE

INTRODUÇÃO

O presente estudo baseia-se na determina-ção das concentrações de 226Ra e 210Po emamostras de águas subterrâneas para o le-vantamento de dados para elaboração do PMA(Programa de Monitoração Ambiental) pré-operacional do Centro Regional de CiênciasNucleares (CRCN), instituto de pesquisa edesenvolvimento da CNEN. A partir de umestudo do comportamento dos radionuclídeosnos recursos hídricos podem-se entender osprocessos ecológicos que esses elementosapresentam para o meio ambiente. Assim, setorna importante conhecer os níveis de refe-rência desses radionuclídeos no local de ins-talação do CRCN, para avaliar as contribui-ções que possam ocorrer devidos o funcio-namento do Centro Regional de Ciências Nu-cleares.

OBJETIVO

Determinar as concentrações de 226Ra e 210Poem amostras de águas subterrâneas da re-gião circunvizinha ao CRCN.

METODOLOGIA

Para a determinação do 210Po, foi realizadauma deposição espontânea desteradionuclídeo em disco de cobre em presen-ça de um meio redutor. As amostras de águasubterrânea foram coletadas de poços, comprofundidade de 15m, distribuídos em 5 pon-tos pré-estabelecidos na área circunvizinhaao CRCN, sendo 3 poços localizados no ter-reno do CRCN, 1 poço localizado no CentroFederal de Educação tecnológica dePernambuco (CEFET-PE) e 1 poço no terrenodo Quartel Militar do Recife. As amostras fo-ram coletadas, filtradas e acidificadas [1].Alíquotas de 150 ml de cada amostra forampreparadas com 0,5 g de ácido ascórbico eum volume, de atividade conhecida, de pa-drão 208Po. As amostras foram mantidas embanho-maria, sob agitação constante, paradeposição em disco de cobre. Na próxima eta-

pa do projeto serão realizadas as medidas deradiação das partículas alfa em um detectortipo barreira de superfície [2].A determinação de 226Ra foi realizada atra-vés do método de emanação do 222Rn. Asamostras foram coletadas, filtradas eacidificadas com HCl (ácido clorídrico)12N.Em seguida adicionou-se carreador de bárioem um volume de 1L de amostra para promo-ver a co-precipitação do rádio com o bário.O precipitado foi solubilizado com EDTA (áci-do etilenodiamino tetra-acético) e NH

4OH

(hidróxido de amônia). A solução foitransferida para um borbulhador proceden-do-se sua limpeza pela passagem de ar livrede radônio. Após 14 dias o 222Rn foi extraídodo borbulhador e armazenado em uma célulade Lucas para que entrasse em equilíbrio comseus descendentes e fosse realizada a con-tagem alfa total [3].

RESULTADOS

A determinação das concentrações de 210Ponas amostras de águas encontram-se em pro-cesso de medição. Os resultados obtidos daanálise do 226Ra, por outro lado, apresenta-ram concentrações variando de 11,60 a 18,77mBq/L. Estes valores corroboram os resulta-dos obtidos em análise de águas em outrasregiões não-fosfáticas. Em paralelo encon-tra-se em implementação o serviço de análi-se radiométrica de água para determinaçãodas concentrações alfa/beta total e a de-terminação do U natural, nas amostras deágua subterrânea do CRCN.

CONCLUSÕES

Com a obtenção dos resultados referentesàs concentrações naturais de 226Ra,radionuclídeo da série do 238U, tornou-se pos-sível a criação da base de dados para amonitoração ambiental do terrenocircunvizinho às novas instalações do CRCN-NE. Com os resultados obtidos foi possível aelaboração do Programa de MonitoraçãoAmbiental Pré-operacional do CRCN/NE, aten-

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dendo os requisitos estabelecidos pelo Con-selho Nacional de Meio Ambiente para a libe-ração da licença de operação do Cíclotron.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] APHA – American Public HealthAssociation. Standard Methods forDeterminations of water and Wastewater.20th Ed. New York. 1998.[2] SILVA, E.V. Chumbo-210 e Polônio-210em águas subterrâneas da região fosfáticade Pernambuco. 1995, 47f. Dissertação(Mestrado em Ciência) – Departamento deEnergia Nuclear, Universidade Federal dePernambuco, Recife.[3] LIMA, R.A., PECEQUILO, B. S., KHOURY,H.J. Determinação da concentração de urâ-nio natural e 226Ra em águas subterrâneasda região fosfática do Nordeste do Brasil. In:IV CONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLE-AR, Anais. Rio de Janeiro, Associação Brasi-leira de Energia Nuclear,1992. v. 2, p. 795-798.[4] HONORATO, E.V. Sedimentos da LagoaOlho D’Água: geocronologia e acumulação demetais-traço 2002, 120f. Tese (Doutorado emCiência) – Departamento de Energia Nuclear,Universidade Federal de Pernambuco, Reci-fe.[5] BETTENCOURT, A. O; TEIXEIRA, M. M.G.R; FAISCA,M.C. VIEIRA, I. FERRADOR,G.C.Natural radioactivity in portuguese mineralwaters. Rad. Prot. Dos., 24(1/4): 139-142,1988.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

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Intercomparação de medidas de atividade de 131I e 99mTcem serviços de medicina nuclear na cidade do Recife - PE

Flávio Chiappetta Paes Barreto e Mércia L OliveiraCentro Regional de Ciências Nucleares – CRCN-NE

INTRODUÇÃO

Materiais radioativos são amplamente utili-zados para fins médicos, sejam eles,terapêuticos ou diagnósticos. Um exemplodesse uso se faz na medicina nuclear. Nessecaso, a determinação da atividade adminis-trada ao paciente desempenha importantepapel para o sucesso da terapia ou do diag-nóstico desejado.Para garantir a administração do valor corre-to da atividade de um radiofármaco ao paci-ente, é indispensável o uso apropriado doscalibradores de radionuclídeos existentes nosServiços de Medicina Nuclear (SMN) brasilei-ros.Uma importante ferramenta para avaliaçãoda qualidade da medição da atividade deradiofármacos é a intercomparação. Asintercomparações avaliam, além da acuráciado equipamento de medição, eventuais fa-lhas de procedimento, constituindo-se umaferramenta valiosa para a melhoria da quali-dade nas medições de atividade.

OBJETIVO

O objetivo desse projeto é a implantação doprograma de intercomparação de medidas deatividade de 131I e 99mTc na cidade do Recife,PE.Podem-se citar como objetivos específicos:

•Estabelecimento do programa de con-trole e garantia da qualidade do ativímetrodo laboratório (instrumento de referência);

•O aperfeiçoamento de técnicas emelhoria de procedimentos de controle dequalidade, disseminando os novos conheci-mentos entre os SMN locais.

METODOLOGIA

Foram utilizados os materiais abaixo:•Atívimetro (CAPINTEC – CRC-15R);•Fontes radioativas: fontes padrão de

57Co, 133Ba, 60Co e 137Cs;• Acessórios: pinças e proteções dechumbo.

As etapas para a realização foram:A) Programa de controle e garantia da quali-dadeB) Intercomparação entre as medidas de ati-vidades dos radionuclídeos 131I e 99mTc

RESULTADOS

A) Programa de controle e garantia da quali-dade:Foram realizados medidas diárias de“Autozero”, “Background” e tensão aplicadaà câmara.Com relação ao teste de reprodutibilidade,os desvios máximos obtidos foram inferioresao estabelecido pela regulamentação daCNEN, que é de ±5% [1], para todas as fon-tes padrão utilizadas.Os resultados obtidos para o teste derepetitividade também estiveram em acordoà norma CNEN. Os desvios padrão percentuaisobtidos foram inferiores a 0,23%.B) Programa de Intercomparação entre asmedidas de atividades dos radionuclídeos 131Ie 99mTcForam registrados:

•Dados sobre o ativímetro (marca, mo-delo, série e data da última calibração) ;

•Valor da Alta Tensão (V);• Zero da radiação de fundo (Sim ou

Não) e Valor de zero;•Leituras da radiação de fundo e de

atividade (fontes 131I e 99mTc).Ao total foram realizadas visitas a 6 (seis)SMN, que receberam os seguintes códigosde identificação: A, B, C, D, E e F. Todas asmedidas foram realizadas por pessoal técni-co designado pelo próprio serviço.Em alguns dos SMN visitados, os técnicosresponsáveis pela medição não souberam res-ponder a data da última calibração. Em ne-nhum dos SMN avaliados a tensão aplicada àcâmara é observada diariamente antes dasmedições.Para cada SMN visitado, foi calculada a ra-zão entre a média do valor de atividade obti-do no SMN, já corrigido para a média do va-lor de background e para o decaimento da

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amostra (correção entre os diferentes horá-rios de medição), e o valor de referência,obtido no laboratório do CRCN. Os resultadosobtidos para as fontes de 99mTc e 131I sãomostrados nas Figuras 1 e 2:

Figura 1 – Gráfico da razão das medidas de ati-vidade do 99mTc aferidos nos SMN em relação àsmedidas de atividade aferidas no CRCN-NE

Figura 2 – Gráfico da razão das medidas de ati-vidade do 131I aferidos nos SMN em relação àsmedidas de atividade aferidas no CRCN-NE

CONCLUSÕES

O programa controle e garantia da qualidadefoi implantado para o ativímetro CapintecCRC-15 da Divisão de Metrologia, CRCN/CNEN.Este programa é essencial, pois garante aconfiabilidade no instrumento padrão do la-boratório. O programa de intercomparaçõesdas medidas de atividades de radiofármacosfoi implantado na cidade do Recife para 99mTce 131I. Uma primeira rodada de medições foirealizada neste período.Como atividades futuras, pretende-se reali-zar outras rodadas de intercomparações para99mTc e 131I, e ainda, discutir, junto aos SMNparticipantes do programa, a inclusão de ou-tros nuclídeos.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] CNEN. Requisitos de radioproteção e se-gurança para serviços de medicina nuclear,CNEN-NN 3.05, Rio de Janeiro, 1996.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNEN/PROBIC

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Cálculo de dose em tripulações aéreas devido àexposição a nêutrons de alta energia utilizando o código

Monte Carlo GEANT4

Igor Burgo Belo, Eudice C. Vilela , Silvia Paganini, Robson Silva PassosCentro Regional de Ciências Nucleares - CRCN-NE

INTRODUÇÃO

A incidência da radiação cósmica sobre onosso planeta faz com que estejamosexpostos à chamada radiação ambiental. Estetipo de radiação ao nível do mar é bastantereduzido, mas quando se trabalha em altascotas, como o caso de tripulações de aviõescomerciais, a dose pode ser significativa. AInternational Commission on RadiationProtection – ICRP no seu relatório número 60sugeriu a introdução destes trabalhadores nacategoria de ocupacionalmente expostos.Uma das principais responsáveis pela dose aque estes trabalhadores estão expostos é acomponente neutrônica resultante na suamaior parte, da interação de prótons de altaenergia com os componentes da atmosferaterrestre (Bartlett,2004).Segundo a Agência Internacional de Pesquisassobre Câncer (IARC), os nêutrons contribuemcom cerca de 60% da dose efetiva deradiação presente em altitudes dos vôoscomerciais, e estudos têm sido concluídos quehá evidências suficientes que a exposição anêutrons pode causar câncer em humanos(IARC,2000).Pesquisas realizadas em pilotos da Força AéreaAmericana, mostraram resultadosestatisticamente significativos de elevação deriscos de câncer em genitálias, testículos esistema urinário neste grupo (Grayson andLyons, 1996).Sendo assim, se faz necessário calcular a doseque essa classe de trabalhadores estáexposta, devido à componente neutrônica.

OBJETIVO

Tendo em vista o problema exposto, essetrabalho tem como objetivo calcular a doseequivalente em cada órgão e a dose efetivaa que estas tripulações de vôos comerciaisestão expostas, devido à contribuição dacomponente nêutrônica, além da obtençãodos coeficientes de conversão para nêutronsde alta energia.

METODOLOGIA

Para atingir os objetivos propostos nestetrabalho, é usado o programa “GEANT4-MAX”(desenvolvido no Centro Regional de CiênciasNucleares em Parceria com o Departamentode Física – UFRR e o CEFETPE), que é oacoplamento do modelo antropomórfico devoxels “MAX”, ao GEANT4 (Código Monte Carlocriado com um consórcio de pesquisadoresde todo o mundo e disponibilizado pelo CERN– Suíça).O modelo antropomórfico “MAX” é irradiadoutilizando-se um espectro de nêutrons a umaaltitude de 10 km (altitude ande sãolocalizadas a maioria das rotas dos vôoscomerciais no Brasil), espectro este obtidocomputacionalmente com o programa“GEANT4-SPECTRO” desenvolvido na Divisãode Radioproteção e Dosimetria do CRCN emparceria com o CEFETPE e a UFRR. Esteprograma consiste em um cilindro de raio de10km representando a atmosfera ao longode um comprimento de 40km. Neste cilindroforam gerados nêutrons resultantes dainteração de prótons de energia comdistribuição exponencial e valor máximo de1GeV, incidindo sobre uma atmosferacomposta de oxigênio e nitrogênio.

RESULTADOS E DISCUSSÃO

1. Espectro de Nêutrons Gerados Utilizandoo programa “GEANT4-SPECTRO”.A figura 1 representa o espectro de nêutronsde alta energia (entre 80-120 MeV) que estásendo utilizado para irradiar o fantomaantropomórfico “MAX”. O espectroapresentado possui aproximadamente 396 milnêutrons, proporcionando um erro relativo deaproximadamente 0,01%, fazendo-senecessário aumentar ainda mais a quantidadede nêutrons gerados para poder se observarmelhor o comportamento desse gráfico e gerarvalores de dose mais próximos do real.

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FIGURA 1 : Representação gráfica do espectrode Nêutrons

2. Cálculo da dose absorvida em 18 órgãosdo Fantoma Humano “MAX”Na tabela 1 são mostrados alguns dosresultados preliminares das doses absorvidasem alguns órgãos de interesse. Estesresultados foram obtidos irradiando-se omodelo proposto (fantoma antropomórfico“MAX”), obedecendo-se um espectro, comum total de 303 mil nêutrons em umageometria póstero-anterior (PA).

TABELA 1: Valores da dose absorvida em 18órgãos de interesse, obtida através dairradiação de um “phantom” antropomórfico devoxels utilizando o espectro de nêutronsdesenvolvido em geometria AP

Com a obtenção da dose absorvida em cadaórgão, como apresentado na Tabela 1, pode-se obter a dose equivalente e por fim a doseefetiva no homem de referência. Associadoaos valores da Tabela 1 está o coeficientede conversão de fluência a dose efetiva, queno caso em questão é de 1.98x10-11 com umerro associado de aproximadamente0.009 %.

CONCLUSÃO

Neste trabalho foi utilizado o método MonteCarlo GEANT4 associado a um modelo

antropomórfico de voxels “MAX”. Esse modelofoi irradiado obedecendo-se um espectro denêutrons simulado a uma altitude de 10 km.Sendo assim foi obtida a dose absorvida em18 órgãos de interesse deste fantoma,conforme Tabela 1, que se torna nestetrabalho, a referência da dose a que ostripulantes de aeronaves comerciais brasileirasestão expostos.É necessário ainda ser gerado uma maiorquantidade de nêutrons para se entendermelhor o comportamento do espectro aaltitude exposta neste trabalho; um espectromais bem definido proporcionará uma melhorresposta referente à dose efetiva a que astripulações de aeronaves comerciais estãoexpostas devido a componente neutrônica.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1]ALLKOFER, O. GRIEDER, P., 1984. CosmicRays on Earth, Physics Data,Fachinformationszentrum Energie – Physik –Mathematik GMBH Karsruhe.[2]BARTLETT, D.T. Radiation ProtectionAspects of the Cosmic Radiation Exposure ofAircraft Crew. Radiation Protection Dosimetry,2004, Vol. 109(4): 349-355.[3]ICRP 60 – Recommendations of theInternational Commission on RadiologicalProtection 60, Pergamon Press, Oxford, 1991.[4]J. CHEN et. al., Estimated Neutron Doseto Embryo and Foetus During CommercialFlight. Radiation Protection Dosimetry, 2005.[5] GRAYSON, J.K., LYONS T.J., Cancerincidence in United States Air Forceaircrew,1975-89, Aviat, Space, and Environ.Med., 67, 101-104,1996.[6] Lyon et. al., Iarc Monografs on theEvaluation of Carcinogenic Risks to Humans,2000.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CEFETPE, CRCN-PE, UFRR e CNPq

Órgão Dose Absorvida(mSv) Órgão

Dose Absorvida(mSv)

Pulmão 2.8389215x10-9 Vesícula 2.1458635x10-9

Tireóide 1.551993x10-9 Supra-renais 2.2638015x10-9

Cérebro 1.9844698x10-9 Intestino 2.3138163x10-9

Estomago 2.2863873x10-9 Rins 2.307682x10-9

Fígado 2.4836991x10-9 Músculo 1.9199094x10-9

Esôfago 1.7619314x10-9 Pâncreas 2.4541573x10-9

Colon 2.4437028x10-9 Baço 1.7781199x10-9

Pele 1.2722634x10-9 Timo 2.1066685x10-9

Testículo 3.6951319x10-9 Traquéia 2.8518082x10-9

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Segmentação e ajuste de regiões de imagens CT ou MRIpara construção de fantomas de Voxels utilizados em

dosimetria numérica

Kleber Souza da Silva Costa, Fernando Roberto de Andrade Lima e José WilsonVieira

Centro Regional de Ciências Nucleares – CRCN-NE

INTRODUÇÃO

O avanço da tecnologia de obtenção de ima-gens com maior qualidade e a possibilidadede processamento otimizado em computa-dores tornou possível a construção de simu-ladores mais realistas, baseados em elemen-tos de volume, volumetric pixel (voxel) [1].Usualmente, os fantomas (neologismo da pa-lavra inglesa phantoms) de voxels sãoconstruídos a partir de imagens reais obtidaspela varredura de pessoas por tomografiacomputadorizada (Computed Tomography,CT), ressonância magnética (MagneticResonance Imaging, MRI) ou processosópticos. As transformações as quais são sub-metidas as imagens primárias até a obten-ção de um arquivo de texto ou binário con-tendo a geometria a ser irradiada pelos si-muladores de fontes radioativas dos códigosMonte Carlo podem ser organizados em umsoftware para uso por pesquisadores dedosimetria numérica.

OBJETIVO

- Desenvolvimento e implementação demétodos para supressão de ruídos,segmentação e detecção de extremidadesde imagens CT ou MRI para construção defantomas de voxels;

- Acoplamento dos códigos de trata-mento de imagens CT ou MRI ao softwareFANTOMASCPP (produto final do projeto aoqual esse subprojeto se vincula);

- Construção de um fantoma de voxelspara testar as ferramentas desenvolvidas;

- Redigir a parte do Manual do Usuáriodo FANTOMASCPP referente ao tema destesubprojeto.

METODOLOGIA

A seqüência metodológica é:1- Os Tratamentos de imagens a serem

implementados neste projeto visam produzirum fantoma de voxels para uso em avalia-ções dosimétricas com métodos Monte Carlo.

Serão desenvolvidas ferramentascomputacionais para realizar três tipos detratamentos: supressão de ruídos,segmentação e detecção de extremidades.As imagens tridimensionais trazem gravadasnos voxels que as compõem não apenas asinformações sobre a intensidade da radiaçãodepositada como também artefatos indese-jáveis. Estes artefatos devem ser retiradosdas imagens antes da aplicação de qualquermétodo de segmentação. Técnicas para su-primir ruídos serão implementadas nestesubprojeto.A segmentação de imagens 3D é uma opera-ção de análise de imagem que visa congre-gar voxels em regiões 3D que representementidades físicas significantes. Entre as téc-nicas de segmentação usualmente utilizadasdestacam-se [2] a Técnica do limiar e a Téc-nica da fusão de regiões.Um outro modo de identificar uma dada re-gião em uma imagem 3D é através dadetecção dos contornos (extremidades) daspossíveis regiões que compõem o volume to-tal.Os resultados das diversas técnicas aplica-das a um dado conjunto de imagem de en-trada serão salvos em um arquivo binário.2- A intenção é desenvolver um softwarebaseado em menus na janela principal como:arquivo, visualização, ajuda, etc. As tarefasmais especificas serão agrupadas no forma-to de itens de menus.Características como hierarquia, sobrecargade operadores, tipos que lidam com coleçõesde dados são fundamentais para a constru-ção de códigos eficientes e legíveis em pro-gramação orientada a objetos.3- Serão obtidos conjuntos de imagens nãotratadas para serem submetidas a todos osprocessos de tratamento desse subprojetocom a finalidade de validar o projeto e pro-mover ajustes.

RESULTADOS

Os resultados obtidos foram:1.Uma interface gráfica padrão do

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Windows baseada em menus e subitens tor-nando mais fácil a manipulação e dispensan-do profundo conhecimento de informática dousuário.

2.Transcodificação e criação de fun-ções de conversão de tipos de arquivo emc++ utilizando projetos do tipo Windows Formsdentro do compilador Microsoft VisualStudio.NET.

3.Implementação de códigos para su-pressão de ruídos, segmentação de imageme detecção de extremidade.

CONCLUSÕES

A utilização de uma API (ApplicationProgramming Interface), padrão do Windows,simplificada torna o software mais agradávelpara usuário.A digitalização da imagem trás ruídos quenecessitam de tratamento através de méto-dos de filtragem e também de códigos paradelimitar estruturas significantes na imagem,preparando-a para estudos dosimétricos.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] JONES D.G., A realistic AnthropomorphicPhantom for Calculating Organ Doses Arisingfrom External Photon Irradiation, RadiationProtection Dosimetry, Vol 72, 21-28, 1997.[2] NIKOLAIDIS N and PITAS I, 3-D ImageProcessing Algorithms, Wiley-Interscience,2001.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

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Estudos de sensibilidade em um modelo de pressurizadorde reatores tipo PWR

Luciana Soares Corrêa, Fernando R. A. Lima, Antônio C. O. Barroso,Lázara S. Castrillo e Jair L. Bezerra

Centro Regional de Ciências Nucleares – CRCN-NE

INTRODUÇÃO

A segurança dos reatores nucleares depen-de do estudo minucioso do comportamentode todos os seus componentes. O aumentoou a diminuição excessiva da carga no gera-dor elétrico do circuito secundário provocavariações na temperatura e na densidade daágua pressurizada do reator PWR. Em condi-ções de aumento de pressão e temperaturahaverá um fluxo de água saindo do reator epassando através da linha de surto para umdispositivo chamado pressurizador. Em con-dições de diminuição da temperatura e dapressão ocorrerá um fluxo de água no senti-do inverso. O pressurizador é um componen-te encarregado de controlar a pressão noreator.O pressurizador é um tanque fechado e iso-lado termicamente do exterior. É preenchidoparcialmente com água e vapor, cuja funçãoé manter a pressão dentro dos limites pres-critos. Para tal função, na parte superior pos-sui alguns dispositivos de controle, tais como:aspersor, válvulas de alívio e de segurança ena parte inferior os aquecedores elétricos.A pressão é controlada pelo incremento dasbolhas produzidas pelos aquecedores e/oucondensação de vapor provocada pela açãodo aspersor que lança jatos de água na fasede vapor. No caso de haver variações de pres-são, os dispositivos são acionados para queos processos termodinâmicos do sistema derefrigeração retornem às condições de nor-malidade [1]. A Figura 1 mostra um esquemagenérico de um pressurizador.

Figura 1: Pressurizador

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho é realizar análisesde sensibilidade utilizando o código MODPRESS[2], para determinar quais são os parâmetrosmais sensíveis às variações da pressão e tem-peratura do sistema quando entra e/ou saiágua na linha de surto do pressurizador.

METODOLOGIA

O Código MODPRESS foi desenvolvido na lin-guagem MATLAB [3] para simular transitóriosdo pressurizador. O modelo matemático incluios principais processos de transferência decalor e massa que ocorrem no pressurizadorpara reatores do tipo PWR. As equações deconservação da massa e da energia para fa-ses vapor e líquido são resolvidas para trêsvolumes de controle: dois volumes inferioresna fase líquida, e um volume superior na fasede vapor [Figura 1]. Os resultados experi-mentais obtidos na seção de teste doNEPTUNUS [4] foram comparados com os re-sultados obtidos na simulação. O experimen-to simulado tem uma pressão inicial de 12,3bar e um fluxo de saída de –3,5 L/s acontecenum intervalo de 13 a 70s. As análises desensibilidades dos parâmetros (ρ ): pressãoe altura iniciais e fluxo de surto de saída nopressurizador foram realizadas para caracte-rizar sua sensibilidade em relação à pressãomédia (Ρ ). Os parâmetros foram perturbados–10% a 10% do valor nominal do parâmetro(ρ0).

RESULTADOS

A Figura 2 mostra a comparação da tempe-ratura da saturação dos resultados teórico eexperimental.

Figura 2: Comparação de resultados

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A saída da água do pressurizador provocauma queda da temperatura da saturação auma taxa de 0,05263ºC/s que corresponde auma queda na pressão de 0,01811bar/s.

Figura 3: Análise de sensibilidade

O coeficiente de sensibilidade é indicado pelainclinação das curvas da Figura 3. E a se-guinte expressão representa o coeficiente desensibilidade adimensional:

CS = P (ρ0 + ∆p) - P(ρ

0) ρ

0 .100% (1)

∆ρ P (ρ0)

Tabela 1: Coeficiente de sensibilidade

A tabela 1 mostra que o parâmetro mais sen-sível à mudança na pressão é o parâmetroPo (pressão inicial).

CONCLUSÕES

A predição da temperatura de saturação comos dados experimentais apresentam excelenteconcordância. Depois da pressão inicial, avelocidade com que a água sai dopressurizador tem mais influência na pres-são média que a altura inicial de água noinício do transitório.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] SAEDI, Hamid Reza. Insurge pressureresponse and heat transfer for pwr pressurizer,Dissertação de Mestrado em engenhariamecânica, (MIT),1981.

[2] BARROSO, A. C. O. Notas pessoais,IPEN/CNEN, 2004.[3] MATLAB – The language of technicalcomputing, Version 7.1.0.246 (R14) ServicePack 3. August 02,2005. License Number:319441, CNEN –UFPE.[4] GOEHANS, Tom. Matematical modelingof pressurizer thermodynamics. Tese de Dou-torado (MIT),1987.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

Pertubação C.S para Po C.S. para LoC.S. para o Surto

-10% 95,6 2,04-6,10

-5% 95,3 1,97-6,09

5% 94,8 1,94-6,12

10% 94,6 1,60 -6,13

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Determinação do fator de espalhamento em uma sala decalibração com fontes neutrônicas utilizando o método

do ajuste polinomial

Nadja Ferreira da Silva e Êudice C. VilelaCentro Regional de Ciências Nucleares – CRCN-NE

INTRODUÇÃO

Nos últimos anos, verificou-se um crescimentoconsiderável de técnicas utilizando nêutronsou radiações que os produzam, existindo, por-tanto, a necessidade de equipamentosdosimétricos devidamente calibrados. Paraque a calibração dos mesmos ocorra de for-ma eficaz, é fundamental que sejam determi-nados alguns fatores corretivos no ambienteonde será realizada tal calibração, entre elesa determinação do fator de espalhamento.São recomendados, de acordo com as nor-mas ISO 10647[1] e ISO 8529-2[2], três di-ferentes métodos de correção do efeito deespalhamento, são eles: Método Semi-Empírico, Método do Cone de Sombras e Mé-todo do Ajuste Polinomial. Essas normas limi-tam em 40% o fator de espalhamento em umasala de irradiação com fontes neutrônicas.Para a realização deste trabalho foi selecio-nado o Método do Ajuste Polinomial para in-vestigar o fator de espalhamento na sala deirradiação com nêutrons do Centro Regionalde Ciências Nucleares (CNEN/CRCN-NE). Essemétodo apresenta poucas limitações, temcomo característica ser um método aritméti-co cujos pontos são obtidos diretamente eajustados por polinômios e pode ser utilizadopara instrumentos multidetectores oudosímetros montados na superfície de umfantoma. Para este estudo foi realizada umaprévia avaliação do fator de espalhamentoda sala de calibração, utilizando o códigocomputacional Monte Carlo N-Particle Version4C (MCNP4C) [3].

OBJETIVO

Determinar o fator de espalhamento da salade irradiação com nêutrons do CRCN/NE, uti-lizando o método do ajuste polinomial reco-mendado pela norma ISO 10647.

METODOLOGIA

Este trabalho foi dividido em duas etapas:modelação computacional da sala de irradia-

ção com o código MCNP4C e a realização demedidas experimentais utilizando uma fonte241AmBe e um detector proporcional com BF

3.

O modelo computacional da sala obedeceusuas dimensões reais (10,30 x 9,30 x 3,00)m3, sendo internamente preenchida com ar.Foram inseridos ainda no interior do modelocomputacional, uma fonte 241AmBe com es-pectro de referência ISO e quinze regiõesesféricas compostas de ar e distribuídas en-tre as distâncias 50 e 335 cm em relação àfonte. Para as medidas experimentais foi uti-lizada uma fonte 241AmBe cuja taxa de emis-são era de (4,46 ± 0,08)x 106 n/s, em julhode 2005, o contador digital modelo FH 40GLe um detector proporcional com BF

3 modelo

FTH 752, que foi posicionado em cada pontode interesse considerando as distâncias emrelação à fonte adotada na simulação com ocódigo MCNP4C.

RESULTADOS

São apresentados na Figura 1, os dados ob-tidos através da simulação utilizando o códi-go computacional MCNP4C.

Figura 1: Dados obtidos com o obtidos com osimulador MCNP4C

Os dados experimentais obtidos com odetector BF

3, obedece à lei do inverso do

quadrado da distância (1/l2), como pode serobservado na Figura 2.

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Figura 2: Dados experimentais – Taxa de fluên-cia em função da distância

Os resultados experimentais do BF3 compa-

rados com aqueles da simulação são apre-sentados na Figura 3. Observa-se nesta fi-gura que os dados de ambos são concordan-tes na maioria dos pontos. Os dados obtidoscom o código, permitiram observar que o fa-tor de espalhamento gerado pelas paredesda sala é da mesma ordem de grandeza da-quele obtido com os dados experimentais. Oerro percentual associado a estas medidas éde 1% para o MCNP, enquanto que os valo-res experimentais obtidos para a influênciado ar e das paredes da sala nas medidasmostraram-se inferiores a 2%.

Figura 3: Comparação dos dados do BF3 com os

da simulação

CONCLUSÃO

A sala que se pretende utilizar para irradia-ções com fontes neutrônicas pode ser utili-zada para futuras calibrações de instrumen-tos dosimétricos. Os resultados para o fatorde espalhamento estão dentro dos limitesrecomendados para uma sala com esta fina-lidade.

REFERÊNCIAS

[1] INTERNATIONAL STANDARDIZATION FORORGANIZATION (ISO). ISO 10647(E).Procedures for calibrating and determining theresponse of neutron-measuring devices usedfor radiation protection purposes. U.K. BritishStandards Institution. 1996.[2] INTERNATIONAL STANDARDIZATION FORORGANIZATION (ISO) 8529-2. Calibrationfundamentals of radiation protection devicesrelated to the basic quantities characterizingthe radiation field. U.K British StandardsInstitution. 2000.[3] BRIESMEISTER, J. MCNP – A General Mon-te Carlo N-Particle transport code, version4C. Report LA–12625-M. E.U.A. Los Alamos.2001.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNEN/PROBIC

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Caracterização dosimétrica de materiaistermoluminescentes em campos padrões de radiação -

nível radioproteção

Natália C. E. S. Nascimento, Elias S. S. Nascimento, Mércia L. Oliveira e Clovis A.Hazin

Centro Regional de Ciências Nucleares – CRCN-NE

INTRODUÇÃO

Os materiais que apresentam propriedade deemitir luz, quando aquecidos, após exposi-ção à radiação ionizante, são denominadosmateriais termoluminescentes (TL). O fenô-meno de termoluminescência é a emissão deluz devido à estimulação térmica de um ma-terial que foi previamente irradiado [1]. Aquantidade de luz emitida será proporcionalà energia de radiação absorvida pelo materi-al TL.Na natureza existem diferentes materiais TL,mas um bom dosímetro deve apresentar:linearidade da resposta com a dose, baixadependência energética, alta sensibilidade,reposta estável e pico dosimétrico bem defi-nido. Porém, nenhum material reúne todasestas características. Portanto, com finali-dade de se obter um dosímetro TL o maiseficiente possível, várias combinações têmsido estudadas para que reúnam a maior quan-tidade possível dessas características, ofe-recendo diferentes vantagens [2].Dentre os materiais utilizados na dosimetriaTL, o mais popular é o fluoreto de lítio ativa-do com magnésio e titânio (LiF:Mg,Ti), co-nhecido como LiF (TLD-100), usado tanto emdosimetria pessoal e ambiental quanto emaplicações médicas. Outro material bas-tante utilizado, sobretudo para a dosimetriada radiação gama, é o sulfato de cálcio ati-vado com disprósio (CaSO

4:Dy). Este mate-

rial é bastante sensível à luz, sendo neces-sário protegê-lo [3].O fluoreto de lítio ativado com magnésio, co-bre e fósforo (LiF:Mg,Cu,P), conhecido comoLiF(TLD-100H) é um material que apresentaexcelentes qualidades dosimétricas, entreelas: alta sensibilidade à radiação gama edependência energética para radiação X egama melhor que a do LiF:Mg,Ti.

OBJETIVO

Os objetivos deste trabalho são:1. Estudo do comportamento de

materias TL, submetidos a diferentes tipos

de radiação e energia;2. Seu emprego como dosímetros (TLD)

em feixes de radiação, nível radioproteção;3. Comparação entre diversos materi-

ais TL.

METODOLOGIA

Inicialmente, tomou-se um lote de 250dosímetros TL, de diversos materiais e di-versos fabricantes: LiF100 (Harshaw, USA),LiF100H (Harshaw, USA) e CaSO

4:Dy (IPEN,

Brasil). Estes foram irradiados em feixes pa-drão de radiação gama e X, a uma faixa dedose de 0,5 a 10 mGy.Para o desenvolvimento deste estudo foramutilizadas três fontes de radiação:

• Fonte Padrão de Césio, marcaJLShepherd & Associates, modelo 28-8A,série 10354, com atividade de 12 Ci (444GBq) em 13.05.03 e energia de 660 keV.

• Fonte Padrão de Cobalto, marcaIPEN, modelo 616, série CoS132, com ativi-dade de 464 mCi (17,17 GBq) em 07.10.98 eenergia de 1250 keV.

• Sistema de radiação X da marcaPantak, modelo HF 320, onde foram implan-tadas qualidades de radiação X, nívelradioproteção.O sistema leitor TL utilizado foi da HarshawNuclear Systems, modelo 5500 e número desérie 9705139. Nas amostras de CaSO4:Dy,fez-se um pré-tratamento na máquina a150ºC por 20 segundos. Fez-se a leitura de150ºC a 300ºC com taxa de aquecimentode 10ºC/seg. Após a leitura, foi feito umtratamento térmico, no forno, de 15 minu-tos a 300ºC. No caso do LiF (TLD-100), fez-se um pré-tratamento, no forno, a 100ºCpor 1 hora. A leitura foi feita de 50ºC até300ºC, com uma taxa de aquecimento de15ºC/seg. Após a leitura, fez-se um trata-mento térmico, no forno, de 3 horas a 400ºCe 1 hora a 100ºC. Nas amostras de LiF100H,fez-se um pré-tratamento na máquina a145ºC por 10 segundos. Fez-se a leitura de145ºC a 260ºC com uma taxa de aqueci-mento de 10ºC/seg.

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RESULTADOS

Foram avaliadas as seguintes característi-cas dosimétricas de cada material:reprodutibilidade, sensibilidade, curvas decalibração e dependência energética.Com relação à reprodutibilidade, após 5 me-didas idênticas, foi selecionado um lote detrabalho com variação na resposta inferior a3%.As amostras forma irradiadas com 10 mGy,no ar (137Cs), para determinação de sua sen-sibilidade. O CaSO

4:Dy mostrou-se o materi-

al mais sensível, seguido do LiF100H e doLiF100.As curvas de calibração foram obtidas parao intervalo de 0,5 a 10 mGy, nas fontes de60Co,

137Cs e para radiação X. Todos os ma-

teriais apresentaram respostas lineares nointervalo estudado.A variação das respostas TL para o CaSO

4:Dy

e o LiF 100 foi estudada em função da ener-gia média do feixe de radiação no intervalode 48 a 1250 keV. O LiF 100 apresentou me-nor variação da resposta TL.

CONCLUSÕES

Os materiais testados apresentaram resulta-dos satisfatórios em relação às característi-cas dosimétricas estudadas. Os resultadospreliminares mostram a viabilidade da utiliza-ção do CaSO

4:Dy, do LiF 100 e do LiF 100H,

embora o primeiro tenha mostrado elevadadependência energética no intervalo de ener-gia estudado. Isto, porém não invalida a uti-lização deste material, mas fatores de cor-reção devem ser utilizados.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] L.L. Campos, “Termoluminescência demateriais e sua aplicação em dosimetria daradiação”, Cerâmica, 44 (1998).[2] C.C. Viegas, “Dosimetria In Vivo com usode detectores semicondutores etermoluminescentes aplicada ao tratamentode câncer de cabeça e pescoço”, Disserta-ção de Mestrado, UFRJ, RJ (2003). [3] M.L. Oliveira, “Desenvolvimento de umsistema de referência e de uma metodologiapara calibração de aplicadores oftálimicosutilizados em braquiterapia”, Tese deDoutoramento, IPEN, SP (2005).

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

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Desenvolvimento de algoritmos para fontesbraquiterápicas e acoplamento ao software

NOVOISODOSE

Renato G. Barreto, Fernando R. de Andrade Lima e José W. VieiraCentro Regional de Ciências Nucleares – CRCN-NE

INTRODUÇÃO

A braquiterapia é um tratamento oncológicoonde a fonte radioativa é colocada muito pró-xima ou dentro do tumor objetivando causara necrose do tecido cancerígeno.Neste trabalho, foram desenvolvidosalgoritmos em C++ [1] para simular fontesradioativas usadas em tratamentos debraquiterapia para serem acoplados aosoftware NOVOISODOSE [2]. Este softwareestá sendo transcodificado para C++ pormembros do projeto geral do Grupo deDosimetria Numérica (GDN). Sua principal ha-bilidade é desenhar curvas de isodose emtorno de fontes previamente selecionadas.As curvas de isodose são usadas como partedo planejamento do tratamento de tumorescancerígenos. Uma curva de isodose é for-mada pelos pontos de um dado plano com amesma taxa de dose absorvida. O campo queenvolve a fonte deve ser mapeado com cur-vas de isodose para que sejam conhecidasas taxas de dose que atingem os órgãos sa-dios próximos ao tumor.Com esta informação o tratamento pode serexecutado, se as taxas que atingem os ór-gãos monitorados estiverem abaixo dos limi-tes estabelecidos pela Radioproteção; ou oplanejamento deve ser refeito, por exemplo,mudando-se a posição da fonte. Os institu-tos de radioterapia brasileiros utilizam doissistemas de operação com carregamento re-moto: o sistema de fontes de baixa e o dealta atividade. Os que usam sistemas de bai-xa atividade, geralmente fazem o cálculomanual das taxas de dose absorvida na re-gião do tumor. Os que adotam sistemas dealtas taxas de dose utilizam programascomputacionais sofisticados, que levam emconsideração variáveis como a geometria dafonte, sua atividade e as características domeio onde ela é colocada (como a densida-de) para calcular estas taxas. Tais cálculossão necessários, pois se deve aplicar umadose suficiente para necrosar os tecidos can-cerosos, minimizando a irradiação nos teci-dos e órgãos da vizinhança.

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho é catalogar infor-mações já obtidas durante visita ao Institu-to de Radioterapia do Hospital do Câncer deRecife sobre as fontes braquiterápicas maiscomuns e desenvolver códigos em C++ paraimplementar e simular estas fontes noNOVOISODOSE. Para aumentar a eficiênciado programa, são utilizadas técnicas MonteCarlo [2, 3] em diversas fases da simulação.Os dados adquiridos e a linha de pesquisabasearam-se em combinações utilizadas nocenário médico atual dos exames usando afonte de 192Ir [4].

METODOLOGIA

Os dados obtidos nos institutos de radiote-rapia serão tratados e digitados em um ar-quivo de entrada para o NOVOISODOSE. Estearquivo deverá conter todas as informaçõesgeométricas do conjunto de fontes disponí-veis e será lido no início da execução doNOVOISODOSE.Após a leitura dos dados, o programa deveiniciar um ciclo triplo que depende do númerode fontes na simulação, do número de pon-tos usados na resolução da Integral de SievertGeneralizada [2] e do número de pontos usa-dos nas curvas de isodose. Ao fim deste ci-clo são salvos num arquivo externo as coor-denadas dos pontos (x, y, z) requeridos e osrespectivos valores das taxas de dose. Esteé o arquivo utilizado para visualização dascurvas de isodose nos planos xy, yz e zx.Para uma execução, o programa:1o) Solicita a entrada de dados como: raiodo campo (rmax), número de pontos porisodose, taxas das isodoses procuradas(TDTeste), comprimento ativo da fonte, etc.;2o) Zera os contadores de pontos por isodose;3o) Escolhe, aleatoriamente, um ponto (x, y,z) onde calcular a taxa de dose;4o) Escolhe, aleatoriamente, um ponto (x’,y’, z’) sobre a fonte;5o) Calcula as Integrais de Sievert Generali-zadas no ponto (x, y, z) atual;

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6o) Calcula a taxa de dose absorvida (TD) noponto (x, y, z) atual;7o) Se |TD – TDTeste| < 0,01*TDTeste, im-prime em arquivo externo, o ponto e a taxaatuais e incrementa o contador de pontosda isodose a que o ponto encontrado per-tence; caso contrário, despreza TD e voltaao 3o passo.8o) Se todos os pontos de todas as isodosespretendidas forem encontrados, termina aexecução; caso contrário, volta ao 3o pas-so.Duas técnicas Monte Carlo foram utilizadasno algoritmo: uma no 3o e outra no 4o passo.As duas dependem de um gerador de núme-ros aleatórios desenvolvido e testado porMarsaglia [3].

RESULTADOS

Os resultados gerais do programa (este eoutros projetos atualmente desenvolvidos peloGDN) foram comparados com similares obti-dos em institutos de radioterapia e na litera-tura especializada. O NOVOISODOSE apre-sentou bom desempenho, principalmente, porcausa das técnicas Monte Carlo nele conti-das, que permitiram um desenho bastantedetalhado das curvas de isodose nos con-tornos das fontes lineares utilizadas. Os ob-jetivos principais foram atingidos tendo emvista o sucesso da implementação e execu-ção das novas informações relativas à fon-te, 192Ir, catalogadas ao software.

CONCLUSÕES

O NOVOISODOSE [2] é um software cominterface de usuário amigável que permite oplanejamento do tratamento por braquiterapiapara uma distribuição de fontes lineares in-formada em um arquivo externo. Para avali-ar a taxa de dose nos pontos da região con-tendo o conjunto de fontes, o programa usamétodos Monte Carlo em diversos passos doseu algoritmo. Isto faz com que os pontosdas isodoses pretendidas sejam encontradosmais rapidamente do que se as contas fos-sem feitas usando métodos determinísticos.O sofware respondeu bem às situações emque se conheça todas as características dadistribuição de fontes, pois é necessário mo-delar a região simulada no tratamento. Essaregião deve conter a distribuição de fontes,o tumor e os órgãos radiossensíveis cujasdoses são monitoradas.A intenção subjacente a este trabalho éadaptar o NOVOISODOSE para uso em pe-quenas clínicas de braquiterapia. Como par-te desta adaptação, planeja-se construir um

banco de dados específico para oradionuclídeo utilizado na clínica. Neste ban-co serão impressas diversas versões dosarquivos de saída para os tipos de trata-mento mais comuns. Isto tornará a cons-trução das isodoses praticamente instan-tâneas.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Templeman J. and Olsen A., MicrosoftVisual C++ .NET step by step, MicrosoftPress, USA, 2003.[2] Vieira, J. W., Uso de Técnicas MonteCarlo Para Determinação de Curvas deIsodose em Braquiterapia, Dissertação deMestrado, UFPE, (2001).[3] Marsaglia, G., DIEHARD, http://stat.fsu.edu/~geo/, consultada em Nov.2000.[4] NUCLETRON Home page, PLATO Com-plete, http://www.nucletron.com/, consul-tada em Abr. 2001, (2001).

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBC

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NOVOISODOSE – um software para avaliação MonteCarlo de distribuição de dose em torno de fontes

utilizadas em tratamento de braquiterapia

Rodrigo P. Pontes, José W. Vieira e Fernando R. A. LimaCentro Regional de Ciências Nucleares – CRCN-NE

INTRODUÇÃO

A braquiterapia é uma forma especial de tra-tamento oncológico, com radiação ionizante,na qual a fonte radioativa é colocada muitopróxima ou dentro do volume alvo [1].Uma curva de isodose é formada pelos pon-tos de um dado plano com a mesma taxa dedose absorvida. O campo que envolve a fon-te e o tumor deve ser mapeado com curvasde isodose para que sejam conhecidas astaxas de dose que atingem os órgãos sadiospróximos ao tumor.Com esta informação o tratamento pode serexecutado. Se as taxas que atingem os ór-gãos monitorados estiverem abaixo dos limi-tes estabelecidos pela norma, o planejamen-to deve ser refeito, por exemplo, mudando aposição da fonte.

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho é adaptar oNOVOISODOSE para um possível uso em clí-nicas de braquiterapia que não possuam con-dições de comprar um sistema mais sofisti-cado, pois custa muito caro. Como parte des-ta adaptação se planeja construir um bancode dados específico para o radionuclídeo uti-lizado na clínica. Neste banco seriam impres-sas diversas versões dos arquivosDadosSaidaXY, YZ e ZX, para os tipos detratamento mais comuns nestas. Isto torna-ria a construção das isodoses praticamenteinstantâneas.

METODOLOGIA

Primeiramente, para se entender o que seri-am curvas de isodoses, foi feito um estudobaseado em potenciais elétricos, começan-do com 2 cargas pontuais separadas a umadistância previamente determinada, para quese pudesse obter algumas curvasequipotenciais ao redor das mesmas. Foi uti-lizada esta idéia para poder ter um ponto departida para então se focar nas isodoses ra-dioativas.

Foi então escrito o algoritmo responsável peladeterminação de curvas equipotenciais doexemplo acima.

Figura 1. Curvas Equipotenciais ao redor deduas cargas esféricas

Terminada essa etapa, determinou-se a fór-mula utilizada no NOVOISODOSE para cálcu-lo das taxas de dose absorvida na água, empontos que circundam um sistema de N fon-tes lineares:

Utilizou-se de 2 métodos de Monte Carlo paraa determinação da fórmula mostrada acima.As duas dependem de um GNA (Gerador deNúmeros Aleatórios) desenvolvido e testadopor G. Marsaglia[3].Colocando o fragmento de código no iníciode um arquivo-fonte ou arquivo de cabeça-lho, o GNA pode ser acessada através deuma variável pré-definida UNI. Sempre queesta variável aparecer em uma declaração,um número inteiro entre 0 e 232 – 1 é sorte-ado.

RESULTADOS

É apresentada a simulação de umabraquiterapia uterina utilizando-se 20 fontesde 192Ir. As curvas, obtidas com a simulaçãodas 20 fontes acima, mostram o efeito doscontornos das fontes lineares na distribuição

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de dose na região sob tratamento.Logicamente aumentando o número de pon-tos nas integrais e o número de pontos porisodose, o resultado gráfico possuirá umamaior resolução.

Figura 2. Curvas de isodose obtidas pelo pro-grama

CONCLUSÕES

O NOVOISODOSE é um software cominterface de usuário amigável que permite oplanejamento do tratamento de braquiterapiapara uma distribuição de fontes lineares in-formada em um arquivo externo. Para avaliartaxa de dose nos pontos da região contendoo conjunto de fontes, o programa usa méto-dos Monte Carlo em diversos passos do seualgoritmo. Isto faz com que os pontos dasisodoses pretendidas sejam encontrados maisrapidamente do que se as contas fossem fei-tas usando métodos determinísticos.Os resultados apresentados neste trabalhoforam comparados com similares obtidos noinstituto de radioterapia do Hospital do Cân-cer de Recife. O programa apresentou bomdesempenho, principalmente, por causa dastécnicas Monte Carlo nele contidas, que per-mitiram um desenho bastante detalhado dascurvas de isodose nos contornos das fonteslineares, pontos equivalentes a singularida-des nas fórmulas matemáticas utilizadas.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] VIEIRA J. W., Uso de Técnicas MonteCarlo Para Determinação de Curvas deIsodose em Braquiterapia, Dissertação deMestrado, UFPE, Recife-PE, Brasil, 2001.[2] SCHILDT, Herbert., C Completo e Total.3. ed. São Paulo: Makron Books, 2004. 827p.[3] MARSAGLIA G., DIEHARD, http://stat.fsu.edu/~geo/, consultada em Nov.2000.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

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Determinação das concentrações de 210Pb, 226Ra, 228Ra e40K presentes em amostras ambientais do terreno e

vizinhanças das novas instalações do CRCN-NE

Thiago Oliveira dos Santos e Frederico Antonio GeneziniCentro Regional de Ciências Nucleares – CRCN-NE

INTRODUÇÃO

O CRCN/CNEN é um instituto de pesquisa edesenvolvimento implantado na cidade doRecife, estado de Pernambuco, onde estáprevisto a instalação de um Cíclotron paraprodução de radiofármacos. O CONAMA, Con-selho Nacional do Meio Ambiente, exige umlevantamento prévio das condições radioló-gicas ambientais do local de instalação, afim de se permitir a avaliação do impactoambiental decorrente desta atividade.

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho é realizar um le-vantamento das condições radiológicas pri-márias do local de instalação do centro apartir da determinação da concentração 210Pb,226Ra, 228Ra e 40K nas águas subterrâneas, nosolo e na flora da redondeza.

METODOLOGIA

Coleta e pré-tratamento:Solo: As amostras de solo foram coletadasem sete pontos e foram secas, peneiradas earmazenadas para posterior análise.Plantas: Foi realizada a coleta de gramíneasda espécie Pannicum maximum, (CapimColonião). Após a obtenção do peso úmido,as amostras foram secas e posteriormentecalcinadas a 450oC. A cinza resultante foiprensada em um recipiente de plástico, utili-zando-se uma prensa hidráulica (carga 5TON), a fim de se obter melhor eficiência.O recipiente contendo a cinza foi selado earmazenado e medido após 30 dias.Água: As amostras de água foram coletadasem seis pontos. A água foi bombeada porcinco minutos a fim de purgar o sistema, osfrascos foram rapidamente lavados e a águado poço coletada. As amostras foram filtra-das em papel Millipore (0,45∝m) e posterior-mente acidificada com HCl.Determinação de 210Pb em soloA lixiviação foi realizada com HBr e Cloridratode Hidroxilamina. As amostras foram filtradas

e adicionou-se o carreador de Pb. Esta solu-ção foi levada a uma coluna de troca iônica,onde o Pb que ficou retido na resina foi eluídocom HNO

3. A solução foi aquecida até a se-

cura, fez-se a correção de pH, adicionou-seo NaCrO

4 obtendo-se um precipitado de

PbCrO4 que foi filtrado em papel quantitativo

o qual foi utilizado na medição.Esperou-se o período de 8 dias após a preci-pitação, para que as medida fossem feitas.Determinação de 210Pb em águaFoi adicionada à amostra os carreadores dePb e Ba e ácido cítrico. Adicionou-se NH

4OH

para corrigir o pH. Esta solução foi aquecidae agitada, arranhando-se as paredes dobéquer até a precipitação. Após um repousode 24h, o líquido foi retirado com auxílio deuma trompa de vácuo. O precipitado resul-tante foi centrifugado, onde o sobrenadantefoi separado para análise do Pb e o precipi-tado para a análise do Ra.Ao sobrenadante se adicionou o Na

2S, e a

amostra foi submetida a banho-maria. A so-lução foi centrifugada e ao precipitado foiadicionado o HNO

3. A solução ficou em ba-

nho-maria e logo foi filtrada. Adicionou-secromato de sódio e fez-se a filtração à vá-cuo. O PbCrO

4 retido no papel filtro foi medi-

do após oito dias de espera.Espectroscopia gama em plantasAs medidas de espectroscopia ? foram feitascom um detector de Ge com eficiência de40%, resolução de 2,2 keV na energia 1332keV, e sistema eletrônico convencional emmedidas de energia associado, além de umablindagem de baixo background. Paracalibração do sistema, utilizou-se a mesmamatriz dopada com um padrão líquido de 152Eu.Tanto a amostra de cinza como as decalibração e a contagem de radiação de fun-do foram medidas durante 12 horas.

RESULTADOS

A concentração de atividade do 226Ra emvegetais foi determinada via espectrometria?, indiretamente utilizando a transição em609keV do 214Bi. Para o 228Ra, utilizou-se a

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transição em 911 keV. O 40K foi medido dire-tamente pela transição em 1460KeV. Os re-sultados são apresentados na Tabela 1.

Tabela 1. Concentração de atividade em vege-tais (em Bq/kg)

A concentração de atividade do 210Pb em soloe água foi determinada utilizando um alfa/beta total após tratamento radioquímico des-crito acima. Utilizou-se um padrão certifica-do para validar a metodologia. Os resultadossão apresentados na tabela 2 e 3.

Tabela 2. Concentração de atividade em amos-tras de solo (em Bq/kg)

Tabela 3. Concentração de atividade em amos-tras de água (em mBq/L)

CONCLUSÕES

Os valores de concentrações de atividadeem vegetais obtidos no presente estudo, es-tão de acordo com os encontrados na litera-tura para radiação ambiental [2].Para o Pb em solo e em água, os valoresmedidos são inferiores aos encontrados naliteratura para radiação ambiental [4].

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Mirka, M. A. et. Al. 226Ra in Cattails, Typhalatifolia from a watershed with U tailings nearthe city of Elliot Lake, Canada, EnvironmentalPollution, 91 (1996).41-51.[2] Karunakara, N. et al.,226Ra, 40K and 7Beactivity concentrations in plants in theenvironment of Kaiga, India Journal ofEnvironmental Radioactivity 65 (2003) 255–266.[3] Papastefano, C. Radioactivity in tobaccoleaves, Journal of Environmental Radioactivity53 (2001) 67-73.[4] A. P. Radhakrishna, et al. Distribution ofSome Natural and Artificial Radionuclides inMangalore Environment of South India, .J..Eviron. Radioactivity, 30 (1995) 31-54.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

Espécie 226Ra 228Ra 40K

Pannicummaximum

26,9 (19) 48,3 (29) 667,3 (59)

AmostrasConcentração de Atividade

de 210Pb

Mat. Referência*13,81

112,91

214,08

317,78

421,79

527,57

614,96

726,74

* IAEA 386. valor certificado = 14,06

AmostrasConcentração de Atividade

de 210Pb

114,88

221,89

324,66

419,43

513,75

6 50,11

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Avaliação da dose na população de Alagoas devido aosprocedimentos em medicina nuclear

Viviane Yano, Fabiana F. de Lima e Helen J. KhouryCentro Regional de Ciências Nucleares – CRCN-NE

INTRODUÇÃO

As doses anuais nas populações provenien-tes de exposições médicas têm sidoinvestigadas em países desenvolvidos e emalguns países em desenvolvimento. Na reali-dade, a dose média por procedimento é mai-or para medicina nuclear do que para raios-xmédico, apesar de esse último ser realizadoem maior escala [1].Como não há limites para indivíduos expos-tos a procedimentos médicos, a Agência In-ternacional de Energia Atômica (AIEA) reco-menda níveis de referência para procedimen-tos de diagnóstico associados ao uso de ra-diações ionizantes [2]. Estes níveis, no casoda medicina nuclear, são valores de ativida-des administradas ao paciente.No Brasil, há poucas informações sobre asatividades administradas em medicina nucle-ar, bem como dos valores de Dose EfetivaColetiva, principalmente no Norte e Nordes-te. Em levantamentos efetuados emPernambuco, no período de 2000-04 [3], ena Paraíba, no período de 2000-05 [4], ob-servou-se que tanto os valores das ativida-des administradas para 99mTc e 131I, quantodas Doses Efetivas, são altos quando com-parados com outros países e aos recomen-dados pela AIEA.

OBJETIVO

Avaliar os procedimentos dos institutos demedicina nuclear do estado de Alagoas, bemcomo comparar as doses recebidas pelos pa-cientes e pessoas da população com os va-lores praticados em outros países e com osníveis de referência recomendados pela IAEA.1. Levantamento das Atividades Administra-das nos Serviços de Medicina Nuclear:Foram coletados em institutos de medicinanuclear da Alagoas dados referentes ao pe-ríodo 2002-05, sendo analisados por ano, otipo de exame realizado, o radiofármaco e aatividade administrada, o sexo e idade dospacientes. Estes dados foram agrupados deacordo com o formulário da UNSCEAR [3].

O total da população de Alagoas, segundo oIBGE no censo de 2000 é de 2,823 x 106 eeste valor foi utilizado para obter a freqüên-cia anual de exames por cada 1.000 habi-tantes.2. Cálculo da Dose Efetiva e Dose EfetivaColetiva:Com base na ICRP-60, foram calculadas asDoses Efetivas (E) e, conseqüentemente, aEfetiva Coletiva (E

col), a fim de estimar o de-

trimento dos efeitos estocásticos causadospelas Doses Equivalentes em todos os ór-gãos e tecidos do corpo. Para tanto, foi cal-culada a dose efetiva coletiva por grupos deidades de pacientes de um determinado tipode exame (E

col jk) através da relação:

Ecol

jk = (E/A)

j x A x N

j,

onde (E/A)j é a Dose Efetiva por unidade de

atividade administrada em um grupo de ida-de de um determinado tipo de exame; A é aatividade administrada no tipo de exame; eN

j é o número de exames realizados no refe-

rido grupo de idade.Assim, a Dose Efetiva Coletiva para um de-terminado tipo de exame (E

col k) foi dada por:

Ecol k

= Σj E

col jk

Com isso, a Dose Efetiva Coletiva (Ecol

) podeser obtida pela relação:

Ecol

= Σk E

col k

RESULTADOS

Os resultados mostraram que o número deexames realizados em 80% dos serviços deMedicina Nuclear de Alagoas no período deestudo foi de 24.781, com uma média anualde 6.195,25 exames, o que corresponde auma freqüência média anual de 2,18 examespor cada 1.000 habitantes. Este número temaumentado a cada ano.Do número total de pacientes examinados,60% são do sexo feminino. Inclusive, obser-va-se que, em todos os exames, o número

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de mulheres é maior que o de homens.O exame mais freqüente é a cintilografiacardiovascular (53%), seguido da cintilografiaóssea (18%). Houve um grande aumento nonúmero de exames ósseo, renal ecardiovascular entre 2002 e 2005, sendo esteaumento de 47,3%, 46,1% e 51,8%, respec-tivamente.As atividades se mostraram altas quandocomparadas com os níveis de referência re-comendados no Basic Safety Standards (BSS)[2], conforme mostra a tabela 1.

Tabela 1. Comparação da atividade administra-da em Alagoas e às recomendadas pela AIEA

Com estes valores de atividades e o númerode exames realizados, foi calculada a DoseEfetiva Coletiva no período em estudo. Osresultados mostram uma Dose Efetiva Cole-tiva de 447,58 homem-Sv, uma Dose EfetivaMédia por paciente de 72,24mSv e uma DoseEfetiva Média por pessoa de 0,16 mSv, ba-seada na população de Alagoas do censo2000.Quando comparada as de outros países, aDose Efetiva Média por paciente é muito alta.Na Alemanha, esta dose é de 2,3 mSv, queequivale a uma dose quase 30 vezes menorque a de Alagoas. A Dose Efetiva Anual porpessoa mostra-se superior a da Alemanha(0,12mSv) e a do Reino Unido (0,03mSv) [3].

CONCLUSÕES

No período em estudo (2002-05), houve umaumento significativo no número de examesrealizados em Medicina Nuclear em Alagoas,sendo este aumento impulsionado pelascintilografias do miocárdio e ósseas. Vale res-saltar que a saturação da procura ainda nãofoi atingida.As atividades administradas aos pacientesnos exames com 99mTc e 131I estão muito al-tas em comparação com os valores de refe-rência estabelecidos no BSS e a Dose Efeti-va Coletiva também está muito alta quando

comparada com a de outros países.Assim, a situação da Medicina Nuclear emAlagoas está aquém das recomendações in-ternacionais, principalmente no uso de pro-tocolos com atividades que geram altas do-ses aos pacientes. Torna-se necessário àrevisão dos protocolos, visando diminuir adose recebida pelo paciente sem prejudicara qualidade do exame.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] UNSCEAR: Souces, Effects and Risks ofIonizing Radiation 2000. Report to the Gene-ral Assembly with Annex D: Medical RadiationExposure. Vol I, 2000.[2] IAEA: International Basic SafetyStandards for Protection Against IonizingRadiation and for the Safety of RadiationSources. Safety Series, nº 115, 1994.[3] Araújo, A. R. : Avaliação da Dose na Po-pulação de Pernambuco devido aos Procedi-mentos de Medicina Nuclear no período de2000 a 2004. (Monografia), 57p, UFPE, 2006.[4] YANO, V. F.. Avaliação da Dose na Popu-lação de Paraíba devido aos Procedimentosem Medicina Nuclear no período de 2000 a2005. Anais do III Seminário Anual PROBICda CNEN, 2006.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/FACEPE, CRCN/CNEN e DEN/UFPE.

EXAME Atividadesadministradas

Atividadesrecomendadas

Óssea 1017MBq(27mCi)

800MBq (22mCi)

Pulmonarinalação

1259MBq(34mCi)

80MBq (2mCi)

Pulmonarperfusão 462MBq (12mCi) 100MBq (3mCi)

Cardiovascularrepouso

1017MBq(27mCi)

600MBq (16mCi)

Cardiovascularesforço

925MBq (25mCi) 300MBq (8mCi)

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Instituto de Engenharia Nuclear

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Uso de tecnologias de realidade virtual paradisseminação das aplicações da energia nuclear

Beatriz D'Ávila Renault de Oliveira, Celso Marcelo Franklin Lapa, Antônio C. A. MólInstituto de Energia Nuclear - IEN

INTRODUÇÃO

A vantagem do uso de Ambientes Virtuais, épermitir a imersão das pessoas no ambientesimulado, o qual em geral não está disponívelpara visitação por parte do público. Com isso,é possível disseminar um dado conhecimento,com menores custos, e maior segurança. Estetrabalho visa disseminar o uso da energianuclear na geração de energia elétrica,destacando a importância deste tipo deaplicação na sociedade. A tecnologia deRealidade Virtual, utilizando visualizaçãoestéreo em 3D, possibilita um melhoraprendizado dos conceitos expostos, de formamais agradável, com resultados melhores queos obtidos por meios tradicionais deaprendizagem, devido à sensação de imersãono ambiente.

OBJETIVO

Neste trabalho, uma planta nuclear PWR foimodelada, mostrando seus principaiscomponentes. Como resultado, espera-se queeste conhecimento possa ser adquirido emuma maneira mais clara, objetiva e agradável.

METODOLOGIA

Em um primeiro momento, foi realizado umlevantamento bibliográfico, e foram definidosos meios e estratégias para atingir o objetivoproposto: o público alvo, as etapas daanimação com as cenas a serem mostradas.O público alvo foi definido como o deestudantes do Segundo Grau.Foi elaborado um roteiro, destacando algunspontos relevantes, como: a importância daenergia nuclear para a geração de energiaelétrica, comparativamente a outras fontes,especialmente quanto à redução da emissãode poluentes na atmosfera; descrição de umaplanta nuclear PWR; e a participação daenergia nuclear na matriz energética mundial.Para compor uma animação para este roteiro,foram definidas diversas imagens, assim comoa seqüência e a forma como deveriam ilustrar

a descrição do roteiro, de modo a facilitar oaprendizado do público.

RESULTADOS

Na primeira parte da animação, é ilustradauma planta nuclear do tipo PWR. Trata-se darepresentação das Usinas Nucleares deAngra, sendo a usina mostrada instaladapróxima ao mar. É mostrada também atransmissão de energia elétrica para trêscidades próximas: Rio de Janeiro, São Pauloe Belo Horizonte.Na segunda parte, uma planta nuclear do tipoPWR é mostrada com seus principaiscomponentes, destacando-se cada um dostrês circuitos: primário, secundário e terciário.São destacados alguns aspectos sobre asegurança em reatores nucleares; entreoutros, que o circuito terciário é isolado dosoutros circuitos, possibilitando a utilizaçãosegura de água do mar para resfriamento doreator.Na última parte da animação, o Globo Terrestreé utilizado para ilustrar a participação daenergia nuclear na matriz energética, nocenário mundial, indicando graficamente seuspercentuais. A seguir são mostradas algumasimagens utilizadas neste trabalho, a partirdas quais foi montada a animação.

Fig. 1: Modelagem de um reator nuclear do tipoPWR

Fig. 2: Modelo virtual do reator nuclear instaladopróximo ao mar

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Fig. 3: Ambiente virtual com o reator fornecendoenergia para três grandes centros urbanos

CONCLUSÕES

A C&T apresenta-se como um dos pilares nodesenvolvimento de uma sociedade.Entretanto, suas realizações mesmo estandopresentes no dia a dia das pessoas muitadas vezes passam despercebidas.Particularmente, a área nuclear ainda enfrentaum grande preconceito pela mesma sociedadeque desfruta de suas contribuições. Sendoassim, cabe às instituições relacionadas àárea nuclear quebrar este preconceito emostrar suas realizações, através de umaampla disseminação de suas atividades.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Mól A. C. A., Grecco C.H. S., CarvalhoP. V. R. , Oliveira M. V., Santos I. J. A. L,Augusto S. C., Viana A. M. F., 2005,Implementation of the Immersive VirtualReality Laboratory in Nuclear EngineeringInstitute, INAC,Santos, Brazil.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC e CNEN

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Desenvolvimento de equipamento portátil para medidade tempo de percurso de ondas ultra-sônicas

Cinthia Sales Malta e Paulo Victor Rodrigues de Carvalho

Instituto de Energia Nuclear - IEN

INTRODUÇÃO

O Laboratório de Ultra-som do Instituto deEngenharia Nuclear (IEN) vem utilizando umatécnica ultra-sônica para medida de tensãoem materiais fundamentada no fenômeno davariação da velocidade (ou tempo depercurso) da onda ultra-sônica, que ocorreem função da tensão, empregando ondascisalhantes polarizadas ortogonalmente entresi (técnica da birrefringência acústica). Osbons resultados obtidos em laboratóriosuscitaram o interesse de diferentes setoresda indústria nacional que pretendem empregaresta técnica, visando à prevenção deacidentes em dutos geradores de vapor,caldeiras etc. Como conseqüência desseinteresse, surgiu a necessidade de mediçõesem campo, onde as condições ambientais,tais como temperatura, oscilação de correnteelétrica, vibração, transporte, dentre outras,tornam problemática a utilização dosequipamentos disponíveis em laboratório,como osciloscópios, computadores etc., paraconfigurar o sistema de medida no campo.Dessa forma, um equipamento portátil para aexecução destas medidas em campo foidesenvolvido. Este equipamento foi testadopelo grupo de ultra-som do IEN, obtendoexcelentes resultados.Um novo sistema, baseado em um osciloscópioportátil com interface USB, foi tambémdesenvolvido a partir da adaptação dosoftware já testado no equipamento portátil.Este sistema não gera pulsos para excitar ostransdutores, funcionando em conjunto comum gerador de pulsos portátil.

OBJETIVO

1- Desenvolvimento de equipamento portátilcom os seguintes requisitos básicos: • gerar pulsos para excitação de transdutoresultra-sônicos. Esses pulsos devem teramplitude de tensão mínima de 200V e 50nsde largura; • receber os pulsos provenientes dotransdutor ultra-sônico e realizar uma

amostragem do sinal a uma taxa de mínimade 100Mhz. A finalidade deste procedimentoé medir o intervalo de tempo entre os sinaisultra-sônicos recebidos pelo transdutor; • melhorar a resolução do sinal empregandocorrelação cruzada e interpolação; • calcular o tempo de percurso da onda ultra-sônica.2- Adaptação do software do equipamentoportátil para um sistema de aquisição baseadoem um osciloscópio portátil com interface USB(PicoScope – Figura 1).

Fig. 1 – PicoScope

METODOLOGIA

A metodologia usada no desenvolvimentodeste equipamento segue os procedimentosdo PQ-CINT 04 sobre controle de projeto/desenvolvimento de equipamentos, de acordocom o capítulo 8 do Manual da Qualidade daDivisão de Instrumentação e ConfiabilidadeHumana (DICH) do Instituto de EngenhariaNuclear (IEN). As etapas do projetoabrangeram a identificação do projeto, adefinição do projeto, o desenvolvimento doprotótipo, o desenvolvimento do software eensaios.

RESULTADOS

O resultado deste projeto foi odesenvolvimento do hardware e do softwaredo equipamento portátil.O hardware se baseia em uma placa degeração de pulsos para excitação dostransdutores ultra-sônicos e de aquisição dossinais por estes enviados. Além desta placa,

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foi usada uma interface PCMCIA/PCI parafazer a ligação entre um notebook e a placa,tornando o equipamento portátil.O software, desenvolvido em Labview [1],utiliza as DLL (Dynamic Link Library) fornecidaspelo fabricante da placa de emissão erecepção de pulsos. O ambiente deprogramação C++ Builder [2] foi usado paraa modificação e criação de novas DLL. Umdos principais requisitos para odesenvolvimento deste software foi arealização concomitante de algumas tarefasde aquisição e processamento de dados.Deste modo, a interpolação do sinal com 15pontos entre as amostras fornecidas pelaplaca e a correlação cruzada deste sinalpodem ser realizadas logo após a aquisição,com a medida do tempo de percurso da ondaultra-sônica passando a ser disponibilizadaimediatamente para o usuário.Os primeiros ensaios foram realizadosmedindo-se o tempo de percurso da ondaem tiras de tubos de aço sob efeito de traçãouniaxial.A figura 2 mostra um gráfico com os dadosdeste ensaio. A relação das tensões aplicadascom a variação do tempo de percurso daonda foi verificada neste ensaio e foramcompatíveis com os testes realizadosanteriormente com os equipamentos delaboratório (osciloscópios, geradores depulsos e computador).

Fig. 2 - Gráfico de Ensaio de Tração

Porém, como vantagem, este gráfico estádisponível ao final do ensaio, sem anecessidade de processamento posterior.A figura 3 mostra uma das telas do programadesenvolvido, com o sinal ultra-sônicoadquirido e um dos seus ecos .

Fig. 3 – Tela do Programa

CONCLUSÕES

Os resultados conseguidos superaram asexpectativas iniciais, pois foi possível agregarparte do processamento dos dadosdiretamente ao software de aquisição,resultando numa substancial melhoria dotempo de resposta do equipamento paraobtenção do tempo de percurso da ondaultra-sônica no material em estudo. Odesenvolvimento de um segundo sistema,baseado em um osciloscópio com interfaceUSB, mostrou que o software pode seradaptado, com pequenas modificações, aoutros elementos de aquisição, mantendo aexigência de melhoria da resolução do sinal,fator este indispensável na aplicação demedida de tempo de percurso de ondas ultra-sônicas.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] RITTER, D. J. , LabView EssentialTechniques, 2002, Editora McGraw-Hill.[2] HOLLINGWORTH, J. , BUTTERFIELD, D. ,SWART, B. , ALLSON J. , C++ Builder 5Development’s Guide, 2001, Editora Sams.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

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Disseminação das aplicações da energia nuclear namedicina com o uso da tecnologia de realidade virtual

Daniel Martins Moreira, Mauro Vitor de Oliveira, Antônio Carlos de Abreu Mol eCarlos Alexandre Frutuoso JorgeInstituto de Energia Nuclear - IEN

INTRODUÇÃO

A tecnologia de realidade virtual, por meioda visualização estéreo em 3D, possibilitadisseminar um dado conhecimento de formamais agradável, resultando em um melhoraprendizado dos conceitos expostos emrelação aos obtidos por meios tradicionais. Adisseminação das aplicações da energianuclear na sociedade através da tecnologiade realidade virtual é uma das linhas depesquisa do Laboratório de Realidade Virtual– LABRV [1] – do IEN. Este trabalho visadisseminar, para o público em geral, aaplicação da energia nuclear na medicina,destacando a importância deste tipo deaplicação na sociedade. Dentre as aplicaçõesexistentes, é mostrado o uso deradiofármacos, em diagnóstico ou tratamentode pacientes. Espera-se que esteconhecimento seja adquirido de forma maisclara, objetiva e agradável.

OBJETIVO

Este trabalho tem como principal objetivodesenvolver animações em realidade virtual,com visualização estéreo em 3D, paradisseminação, para o público em geral, dasaplicação da energia nuclear na medicina.Como ilustração de possíveis aplicações datecnologia virtual na área médica, éapresentado o uso do radiofármaco Iodo-123para diagnóstico da glândula tireóide.

METODOLOGIA

Inicialmente, foi realizado um levantamentobibliográfico e definidos os meios e estratégiaspara atingir o objetivo proposto: o tipo deaplicação, o público alvo e as etapas daanimação com as cenas a serem mostradas.Dentre as aplicações existentes, foi escolhidoo uso de radiofármacos em diagnóstico outratamento de pacientes, dada a importânciae atualidade deste tipo de aplicação, e dadotambém que radiofármacos são produzidosatualmente em Institutos da CNEN.

O público-alvo foi definido como o deestudantes do Segundo Grau.Foi elaborado um roteiro, destacando-sealguns pontos relevantes: uma explicaçãobásica do que sejam radioisótopos; aimportância do uso médico de radiofármacos;um exemplo específico a fim de ilustrar suaaplicação para fins médicos.Para compor a animação, foram definidasdiversas imagens, assim como a seqüência ea forma como deveriam ilustrar a descriçãodo roteiro, de modo a facilitar o aprendizadodo público.

RESULTADOS

Na primeira parte da animação, é explicado oque são radioisótopos, de forma didática, como auxílio de figuras explicativas e gráficos. Aseguir, é explicada a importância do uso deradiofármacos para diagnóstico ou tratamentode pacientes, bem como a forma como isto érealizado, baseado na absorção de certoselementos ou substâncias, por órgãos comos quais possuem afinidade.Na seqüência, é mostrado um exemplo típico,a fim de ilustrar esta aplicação: o uso deradiofármaco baseado no Iodo radioativo, oIodo-123, na forma de Iodeto de Sódio, paradiagnóstico da glândula tireóide.As figuras 1a e 1b apresentam imagensutilizadas na seqüência da animação paradivulgação da aplicação de radiofármacos nodiagnóstico de doenças da tireóide.

(a)

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(b)Figura 1 – Imagens retiradas da animação douso de radiofármacos no diagnóstico de doençasda tireóide

CONCLUSÕES

Objetiva-se, com esta animação 3D,disseminar uma importante aplicação pacíficada energia nuclear, na medicina, mostrandoo quanto esta tecnologia é útil à sociedade,apesar de passar tão despercebida ao públicoleigo. Em especial, estudantes do SegundoGrau podem ter um contato prévio com aárea nuclear, de forma lúdica, o que tambémpode despertar seu interesse por tãoimportante tecnologia, despertando possíveisvocações profissionais na área nuclear.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] MÓL, A.C.A., GRECCO, C.H.S.,CARVALHO, P.V.R., OLIVEIRA, M.V., SANTOS,I.J.A.L., AUGUSTO, S.C., VIANA, A.M.F., 2005,Implementation of the Immersive VirtualReality Laboratory in Nuclear EngineeringInstitute, 2005, International Nuclear AtlanticConference - INAC 2005, Santos, Brazil.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNEN/PROBIC

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Estudo da degradação de membranas comerciais de

poliamida por hipoclorito de sódio

Elivânia Ribeiro da Silva, Celina Candido Ribeiro Barbosa, A. C. LopesInstituto de Energia Nuclear - IEN

INTRODUÇÃO

O uso de membranas compostas de filme fino(TFC) em processo de nanofiltraçãogeralmente é precedido de etapas de prétratamento da água de alimentação, ondeuma destas etapas é o uso de agentesbactericidas visando eliminar osmicrorganismos responsáveis pelabioincrustação. O biocida mais utilizado é ohipoclorito de sódio, considerado um agenteoxidante severo. Este agente tem a tendênciade oxidar a camada seletiva das membranas,levando a alteração das propriedadesquímicas e afetando negativamente aeficiência e a durabilidade da membrana aolongo do tempo [1,2].

OBJETIVO

O presente trabalho tem o objetivo de estudaro efeito da solução do hipoclorito de sódiono desempenho das membranas denanofiltração comerciais. O desempenho dasmembranas será avaliado pelas propriedadesde transporte: fluxo permeado e rejeiçãosalina.

METODOLOGIA

Para o estudo de degradação foram utilizadas3 membranas comerciais de nanofiltração, amembrana SR-90 da Dow/Filmtec e asmembranas DK, DL, da GE/Osmonics. Ostestes de permeação foram realizadosutilizando célula de Ultrafiltração AMICON8400 na pressão de 5 bar. A degradação dasmembranas foi realizada previamente,imergindo as mesmas em solução de NaClO a700 ppm, pH 7, em tempos pré-determinadosde 24, 48, 72 e 96 horas. A resistência dasmembranas ao cloro livre, foi avaliada atravésda variação do fluxo permeado e rejeiçãosalina, utilizando solução de MgSO4 a 2800ppm. Os valores obtidos foram comparadoscom a membrana não degradada.

RESULTADOS

De uma maneira geral, podemos observar quetodas as membranas testadas apresentaramaumento dos valores do fluxo permeado como tempo de exposição ao cloro livre (Tabela1). A membrana SR-90 mostrou menorvariação de fluxo permeado apresentandoaumento acentuado somente após 72 horasde exposição, enquanto que a membrana DKjá apresenta variação acentuada a partir de48 horas e a DL a partir de 24 horas deexposição. O mesmo comportamento pode serobservado para os valores de rejeição aosíons sulfato (Tabela 2). Com o aumento dotempo de exposição ao cloro livre, observou-se queda na rejeição dos íons sulfato paratodas as membranas. A membrana SR-90,além de apresentar maior rejeição ao sulfato,mantém estes valores com até 72 horas deexposição, indicando boa resistência ao clorolivre. Tanto a membrana DK como a DLapresentaram queda na rejeição a partir de24 horas de exposição, sugerindo oxidaçãodrástica da camada seletiva e,consequentemente, provocando a perda daspropriedades das membranas.

Tabela 1: Resultados de fluxo permeado dasmembranas em função do tempo dedegradação

• sem ataque químico

Códigomembrana

Rejeição aos íons Sulfato (%)

•24

horas48

horas72

horas96

horas

SR.90 30 33 33 47-

DK 12 21 23 3857

DL 10 15 20 30 48

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Tabela 2: Resultados de rejeição dasmembranas aos íons sulfato em função dotempo de degradação

• sem ataque químico

CONCLUSÕES

Este estudo mostrou que, dentre asmembranas comerciais testadas, a SR-90 foia que sofreu menor variação das suaspropriedades de transporte, sugerindo maiorresistência da camada seletiva ao hipocloritode sódio.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Mulder, M.; “Basic Principles of MembraneTechnology”; Kluwer Academic Publisher, newyork, (2º edição), 1991.[2] Cheryan, M.; “Ultrafiltration andMicrofiltration Handbook”. In: “Membranechemistry, structure and function”, TechnomicPublishing Co Inc (ed.), USA, 1998, cap.2, p.31-56.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

Códigomembrana

Rejeição aos íons Sulfato (%)

•24

horas48

horas72

horas96

horas

SR.90 30 33 33 47-

DK 12 21 23 3857

DL 10 15 20 30 48

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Avaliação da desinfecção solar simples e catalisada deágua de consumo humano utilizando semicondutor

suportado

Felipe Costa Roza e Jorge Gomes dos Santos

Instituto de Engenharia Nuclear- IEN

INTRODUÇÃO

Existem, atualmente, conclusivas evidênciasde que intervenções simples, aceitáveis e debaixo custo a nível de comunidade, sãocapazes de melhorar drasticamente aqualidade microbiológica de água domésticaestocada para consumo humano e reduzir osriscos de doenças diarréicas e morte. Oacesso universal a fontes de água segura ecom qualidade sanitária, por décadas tem sidoprometido como um passo essencial naredução e prevenção de doenças transmitidaspor via hídrica mas, até hoje, é um enormedesafio para a saúde pública. A águacontaminada é a maior causa de enfermidadesnos países do terceiro mundo, principalmenteem áreas rurais. Ao mesmo tempo, a qualidadeda água para abastecimento humano estáseriamente comprometida com a descarga deáguas residuárias domésticas sem qualquertipo de tratamento, o que agrava o problemade captação e obtenção de água dentro dospadrões de potabilidade exigidos.A utilização de energia solar como forma dedesinfecção de águas, além de ser uma fontenatural disponível, é perfeitamente aplicávelem regiões menos favorecidas eminfraestrutura e recursos financeiros, uma vezque não há necessidade da dosagem deprodutos químicos e não há custo.Na grande maioria das regiões onde a água éescassa, esta possui ainda qualidade imprópriapara muitos tipos de uso, devido aolançamento de efluentes de esgotos sanitáriose industriais “in natura” nos mananciais, oque se faz necessário a adequação da águapara o uso a que se destina, por meio detécnicas apropriadas de tratamento.Nessas situações, o emprego de tecnologiassimples e de baixo custo traria a possibilidadede viabilizar o reuso de efluentes e minimizaros impactos sobre os recursos hídricos doponto de vista qualitativo e quantitativo.Sendo assim, o uso da energia solar paradesinfecção de águas (SODIS) vem sendoproposta para utilização por exemplo nasáreas rurais de países em desenvolvimento,

possibilitando a desinfecção de águascaptadas em poços ou mananciais superficiaiscujas características físicas e químicas sãoadequadas ao consumo humano, masbiologicamente não.

OBJETIVO

Explorar as potencialidades do uso da energiasolar para purificação de águas de consumohumano para comunidades rurais sem ofertade água segura como método alternativosimples, confiável e de baixo custo e avaliaro processo de desinfecção solar catalisadacom dióxido de titânio suportado como umaopção ao processo de desinfecção solarsimples.

METODOLOGIA

A metodologia para o desenvolvimento dapesquisa consistirá na avaliação da radiaçãosolar para desinfecção de sistemas deabastecimento de água individuais(unifamiliares), através de ensaios em garrafaspets, utilizando-se algumas estratégias paramelhorar o rendimento do processo dedesinfeção solar. As estratégias que serãoutilizadas são: uso de garrafa pet com metadeda face pintada de preto para absorver ereter mais o calor, e uso de concentradorsolar.Garrafas pet contendo TiO

2 imobilizado em

argila também foram usadas como opção aométodo de desinfecção solar visando aceleraro processo de inativação dos microorganismospresentes e também impedir o seurecrescimento.

RESULTADOS

O projeto está na sua primeira fase e osresultados obtidos até o momento foram: otreinamento e a capacitação dos técnicos edo bolsista na caracterização bacteriológicae procedimentos padrão rígidos que devemser seguidos em laboratório de microbiologia.Serão analisados, num primeiro momento,

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coliformes totais e Escherichia coli. Para aanálise de coliformes totais e Escherichia coli,está sendo usado o método do substratocromogênico definido ONPG-MUG, (Kit colilert).Este método utiliza substratos hidrolisáveispara a detecção simultânea de coliformestotais e E. coli. O grupo coliformes totais édefinido como todas as bactérias quepossuem a enzima b-D-galactosidase. Estaenzima é responsável pela hidrólise dosubstrato cromogênico (orto-nitrofenil-b-D-galactopiranosideo – ONPG) com liberação docromogênio, o que produz mudança de corno substrato. O grupo E. coli é determinadoutilizando-se o substrato fluorogênico 4-metilumbelliferyl-b-D-glocuronide (MUG), quedetecta a presença da enzima b-glucuronidase, produzida por estemicrorganismo. Esta enzima hidrolisa osubstrato e torna a amostra fluorescente sobluz ultravioleta 366 nm.O IEN não tem tradição e nunca realizou estasanálises bacteriológicas. Para isto, nesta fasedo projeto, estão sendo adquiridosequipamentos e insumos necessários para arealização dos testes, além de insumos parainoculação de matriz sintética, paraavaliarmos a eficiência do processo paradiferentes cargas de patógenos.

CONCLUSÕES

A expectativa é obter os primeiros resultadosde inativação de coliformes totais e fecais,usando as estratégias planejadas eexplorando a radiação solar dentro do projetoconcebido pelo coordenador, para que possamser apresentados pelo bolsista durante ajornada de iniciação científica da CNEN/CNPq.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Sommer, B., et al. SODIS-an emergingwater treatment process. J Water SRT-Aqua,1997, 46, No. 3, 127-137 (1997).[2] Aristanti, Ch., Wegelin, M. Solar WaterDisinfection. Water Treatment With SolarEnergy. http://www.sodis.ch (1998). [3] Santos, J. G. ; Correa, R. J. “Processode Incorporação de Materiais Semicondutoresem Minerais Industriais” (PI 0503729-8)(2005).

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

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Avaliação do tempo de percurso da onda ultra-sônicaatravés de dois diferentes métodos de aquisições de

sinais

Felipe Martins e Marcelo de S.Q. Bittencourt

Instituto de Energia Nuclear - IEN

INTRODUÇÃO

A precisão necessária em medidas ultra-sônicas destinadas, entre outros fins, àanálise do campo de tensões demanda umestudo cuidadoso dos diferentes métodos deaquisições de sinais que influenciem osresultados obtidos nos trabalhos.

OBJETIVO

O objetivo do trabalho desenvolvido foi mediro tempo de percurso da onda ultra-sônicaem uma tira de aço, através de dois métodosdiferentes de aquisições de sinais, realizadasatravés do equipamento US Portátil. Foiavaliada, no trabalho, uma comparação dosresultados obtidos nos dois ensaios,comparando o tempo de percurso da ondaultra-sônica e a birrefringência acústica domaterial e, ao final, verificou-se qual dosmétodos é mais eficaz para as medidas ultra-sônicas realizadas na análise do campo detensões e medidas de tempo.

METODOLOGIA

O material utilizado foi um tubo de aço API-X70, com costura (solda), obtido peloprocesso de fabricação UOE –SAW. O sistemaultra-sônico utilizado neste trabalho foi o U.S.Portátil (desenvolvido no IEN), no qual érealizada a análise do sinal, inferindo um fatorde interpolação de 16 e aplicando o métodomatemático de correlação cruzada. Estesprocedimentos melhoram a resolução do sinalobtido, resultando em medidas de tempo commaior precisão.As medidas ultra-sônicas foram realizadas nocentro da chapa de aço e foram realizadascom transdutor de ondas volumétricascisalhantes de incidência normal, nafreqüência de 2,25MHz, promovendo apolarização do meio em duas direçõesortogonais, distinguidas neste trabalhoatravés da nomenclatura “transversal elongitudinal”.Utilizou-se um acoplante de alta viscosidade

entre o transdutor e a superfície do material,eliminando camadas de ar, que constituemum meio dispersivo para ondascisalhantes [1].Os ensaios realizados na tira de aço foramrealizados ao total, em cinco dias, sendo queo primeiro ensaio durou dois dias e o segundoensaio durou três dias. Em ambos os ensaios,foram coletadas 100 medidas de tempo depercurso da onda ultra-sônica, ou seja, 50medidas da birrefringência acústica domaterial.No primeiro ensaio, que foi realizado em doisdias e foi feito com o Termômetro Testo 177,que controla a temperatura ambiente e atemperatura do corpo de prova, foi empregadoo primeiro método de aquisições de sinais,sendo um dia dedicado às medidas de tempona polarização transversal e outro dia dedicadoàs medidas de tempo na polarizaçãolongitudinal. No primeiro dia do primeiroensaio, dedicaram-se as medidas de tempona polarização transversal, já no segundo dia,somente as medidas de tempo na polarizaçãolongitudinal.No segundo ensaio, realizado em três dias,não foi utilizado o termômetro Testo 177. Noprimeiro dia do segundo ensaio, foramadquiridas dezoito medidas, no segundo dia,sessenta e seis medidas e, no terceiro e últimodia, dezoito medidas. No segundo ensaio foiutilizado o segundo método de aquisição desinais, que foi realizado com um sinal sendoadquirido na polarização transversal e, logoem seguida, outro na polarização longitudinal,seguindo assim até o final do ensaio.

RESULTADOS

No primeiro dia do primeiro ensaio, a variaçãode temperatura foi de 0.2ºC. No segundo diade ensaio, a variação de temperatura foi de0.1 ºC. Em relação à medida de tempo depercurso da onda ultra-sônica, na polarizaçãotransversal, o desvio padrão médio do temponas medidas foi de 1.2 ns (nanosegundos) e,na polarização longitudinal, houve um desviopadrão médio de 0,5 ns (nanosegundos). Os

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efeitos das variações de temperatura, peloque foi observado, não influenciaram asvariações de tempo de percurso da ondaultra-sônica de um dia do ensaio para o outro,já que as variações de temperatura em ambosos dias foram pequenas.Considerando todas as medidas aquisitadasnos três dias do segundo ensaio em ambasas direções de polarização, foi verificado queo desvio padrão médio na polarizaçãotransversal foi de, aproximadamente, 3.8 ns(nanosegundos) e, na polarização longitudinal,foi de aproximadamente 3.9 ns(nanosegundos). Em relação àbirrefringência acústica, quematematicamente pode ser entendida comouma diferença normalizada dos tempos depercurso da onda ultra-sônica para duaspolarizações ortogonais, conforme afórmula [2]:

B = tL - t

t

t

L + t

t

2

verificamos que o desvio padrão médio dabirrefringência no segundo ensaio foi de 4.4E-03, valor acima do desvio padrão médioencontrado no primeiro ensaio, que foi de4.01E-03.

CONCLUSÕES

Comparando os resultados dos dois ensaiose, conseqüentemente, os dois métodos,observaram-se as seguintes conclusões: foiverificado que os resultados dos tempos depercurso da onda ultra-sônica no primeiroensaio foram mais uniformes do que os dosegundo ensaio, a birrefringência calculadano primeiro ensaio também foi mais uniformedo que a calculada no segundo ensaio.Portanto, o primeiro método de aquisição desinais foi mais eficaz no trabalho.Foi concluído que esse fato ocorreu devidoao primeiro método ter sido realizado emapenas dois dias, sendo um dia do ensaiodedicado somente às medidas na polarizaçãotransversal e o outro dia dedicado somenteàs medidas na polarização longitudinal, comisso diminuindo possíveis deslocamentos namanipulação do transdutor e,conseqüentemente, resultando em maioruniformidade dos resultados obtidos.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Andreucci, Ricardo, “Ensaio por ultra-som”,Associação Brasileira de Ensaios NãoDestrutivos, São Paulo, Edição Junho 2006[2] BITTENCOURT, Marcelo de SiqueiraQueiroz; PAYÃO FILHO, João da Cruz;PINHEIRO Marcos Aurélio de Andrade; LAMY,Carlos Alfredo. Medida de Tempo de Percursoda Onda Ultra-Sônica para Avaliação deTensões

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNEN/PROBIC e CNPq

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Análise da confiabilidade humana no processo deevacuação de emergência dos trabalhadores de

instalações industriais

Felipe Mury Botelho, Isaac José Antonio Luquetti dos Santos eAntonio Carlos de Abreu Mol

Instituto de Energia Nuclear - IEN

INTRODUÇÃO

O conceito de erro humano não deve terconotação de culpa e punição, devendo sertratado como uma conseqüência natural, queemerge devido a não continuidade entre acapacidade humana e a demanda do sistema.A maioria dos erros humanos é umaconseqüência da situação de trabalho e nãoda falta de responsabilidade do trabalhador.A antecipação e o controle de impactospotencialmente adversos de ações humanasou interações entre o ser humano e o sistemasão partes integrantes da segurança doprocesso, onde os fatores que influenciamno desempenho humano devem serreconhecidos e administrados.A análise da confiabilidade humana é umaferramenta que fornece informaçõesqualitativas que identificam as ações críticasque um trabalhador deve realizar paradesenvolver uma tarefa a contento, açõeserrôneas (não desejadas) que podemdegradar o sistema, situações de erroprovável e quaisquer fatores que podeminfluenciar no desempenho humano. A análiseda confiabilidade humana fornece tambémdados quantitativos, que são estimativasnuméricas da probabilidade de que uma tarefaseja desenvolvida de maneira incorreta oucorreta.

OBJETIVO

Este projeto tem os seguintes objetivos: • Desenvolver uma metodologia para analisara confiabilidade humana durante o processode evacuação de emergência dostrabalhadores de instalações industriais. • Realizar estudos sobre as ferramentascomputacionais e de realidade virtual,disponíveis no mercado, que poderiam serusadas para simulação e construção doscenários de emergência escolhidos. • Realizar um estudo de caso para a prediçãoda probabilidade de ocorrência de erroshumanos durante o processo de evacuaçãode emergência.

METODOLOGIA

A metodologia é constituída pelas seguintesfases:Fase 1: Escolha do tipo de instalação industrialonde será realizado o estudo de caso;Fase 2: Definição dos critérios para escolhado grupo principal de especialista (GPE) e dogrupo de julgadores especialista (GJE);Fase 3: Definição pelo GPE dos cenários aserem modelados e simulados;Fase 4: O GPE realiza a análise hierárquicadas tarefas para cada cenário escolhido ;Fase 5: O GPE desenvolve uma lista com osmais relevantes fatores que afetam odesempenho dos trabalhadores (FADs);Fase 6: O GPE desenvolve questionários paradeterminar pesos e valores para os FADs epara as ações realizadas em cada cenário deemergência escolhido;Fase 7: Modelagem dos cenários escolhidosatravés de software específicos de simulaçãoe realidade virtual;Fase 8: Simulação utilizando os modelos decenários escolhidos;Fase 9: O GJE responde os questionários,atribuindo pesos e valores para os FADs epara as ações realizadas em cada cenário deemergência escolhido;Fase 10: Análise dos dados: Testesestatísticos para verificação da consistênciados dados;Fase 11: Cálculo da probabilidade deocorrência de erros humanos através datécnica de análise confiabilidade humanaSLIM-MAUD [1];Fase 12: Estudos para inserir a probabilidadede ocorrência de erros humanos nogerenciamento de risco da instalaçãoindustrial.

RESULTADOS

Inicialmente, foram realizadas pesquisas sobreas ferramentas computacionais de simulaçãoe construção de cenários de emergência emrealidade virtual que estão disponíveis nomercado e poderiam ser utilizadas nas fases

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7 e 8 da metodologia apresentada. Osseguintes softwares foram estudados:SIMULEX, EXODUS, WALKINSIDE, SIMWALKe UNREAL. Como resultado dessa fase dotrabalho, em função do custo, facilidade deaprendizagem e versatilidade dos softwares,os esforços foram concentrados no estudo eutilização do software do núcleo de jogoeletrônico Unreal Tournment. Utilizando estenúcleo de jogo, as instalações da Divisão deInstrumentação e Confiabilidade Humana,DICH, foram modeladas e alguns cenários deemergência foram criados e integrados emquatro computadores em rede. Simulaçõesforam realizadas utilizando os cenários deemergência modelados.

CONCLUSÕES

Os resultados obtidos demonstram que onúcleo de jogo Unreal é uma ferramentaversátil, que facilita a construção evisualização de ambientes virtuais simulados.O software possibilita a interação eenvolvimento dos usuários com os cenáriosde acidentes simulados. A metodologiautilizada possibilitará uma indicação dassituações que geram os maiores riscos, quaisações têm a maior probabilidade de falhas erecomendações poderão ser geradas para aotimização do treinamento de emergência.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Embrey, D. E., Humphreys, P. C., Rosa, E.A., Kirwan, B., e Rea, K. SLIM-MAUD: anApproach to Assessing Human ErrorProbabilities Using Structured ExpertJudgment. Report No. NUREG/CR-3518, NY,1984.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNEN/PROBIC e CNPq

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Estudo do uso de núcleos de jogos na criação deambientes virtuais para suporte ao planejamento deevacuação de prédios e circulação em áreas sujeitas a

radiação

Pedro M. Couto , Antônio C. A. Mól, Carlos A. F. Jorge, Isaac J. A. L. SantosInstituto de Energia Nuclear - IEN

INTRODUÇÃO

O planejamento de ações a serem tomadasdurante alguma condição de emergência oude alto risco podem melhor ser executadasse simulações prévias destas condiçõespuderem ser realizadas.A criação de um plano de evacuação de umprédio requer treinamento do pessoalenvolvido considerando as diversas hipótesesde cenários de acidentes.Da mesma forma, é sabido que, se observadascertas regras, o ser humano pode ser expostoa certos níveis de radiação sem que se causedanos à sua saúde. Entre estas regras estão:limites seguros de nível de radiação, deproximidade da fonte radioativa, de tempode exposição a mesma e a combinação dessesfatores. Por outro lado, Realidade Virtual éuma tecnologia capaz de ser aplicada nasdiversas áreas, permitindo realizartreinamentos e simulações de ambientes reaise cenários hipotéticos , com grau de realismo,sem no entanto correr os riscos inerentes aatividade real.

OBJETIVO

Estudar a viabilidade do uso de núcleos dejogos como ferramenta para construirambientes virtuais e navegar nestesambientes com grau de realismo necessáriopara que os mesmos possam ser utilizadosem simulações virtuais de evacuação deprédios e circulação em zonas sujeitas aradiação.

METODOLOGIA

A metodologia utilizada no desenvolvimentodeste trabalho foi adaptar núcleos dedesenvolvimento de jogos para reproduzirvirtualmente prédios e instalações nucleares,de modo a auxiliar no planejamento deevacuação e circulação de operadores.Na fase de modelagem do ambiente virtual,foi necessário respeitar as dimensões físicasdas instalações, além de manter essas

dimensões proporcionais ao personagem dojogo.Através de modificações no código-fonte donúcleo de jogo, novos componentes comfunções específicas foram criados, de modoa reproduzir fielmente o comportamento defontes radioativas e das áreas quentesproduzidas por elas. Outro ponto importanteadicionado ao código-fonte do jogo foram umcontador de radiação, de modo a permitircontabilizar a dose recebida pelo personagem,e um contador de tempo, de modo a medir otempo decorrido. Também foi adaptado ereprogramado no código-fonte original do jogoa velocidade dos movimentos do personagem,que deve reproduzir fielmente o movimentohumano.

RESULTADOS

De modo a avaliar a proposta aquiapresentada, dois ensaios foram elaboradose implementados no Laboratório de RealidadeVirtual (LABRV/IEN): I) Estudo de caso I - Circulação em zonasujeita a radiação:a) Utilizado o editor do jogo para modelar oreator nuclear de pesquisa Argonauta e suasala (Reator do IEN) - figura 1b) Monitorado fisicamente a área do reatorArgonauta (serviço de proteção radiológicado IEN);c) Reproduzido virtualmente as zonas quentesmonitoradas;d) Definido um percurso hipotético a serexecutado pelo operador da instalação;e) Simulado virtualmente este percursohipotético através de personagem noambientes virtual, obtendo a taxa de dosede radiação acumulada pelo personagem -figura 2.I) Estudo de caso II - Evacuação de umprédio:a) Utilizado o editor do jogo para modelarvirtualmente a parte externa e interna de umprédio real (DICH/IEN), de quatro pavimentoscom diversas salas ocupadas com mobiliárioe pessoas - figura 3 ;

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b) Realizadas simulações de evacuaçãosimples com cenários diferentes, medindo paracada cenário o tempo total gasto naevacuação - figura 4;c) Os tempos medidos no ambiente virtualforam comparados com evacuações reaisequivalentes, realizadas no prédio real.

Fig. 1: Modelagem virtual do reator Argonauta- Editor do jogo

Fig. 2: Avaliação de dose no Argonauta

Fig. 3: Modelagem do prédio da DICH

Fig. 4: Prédio da DICH no ambiente virtual

CONCLUSÕES

O ambiente virtual desenvolvido representao ambiente real escolhido com nível derealismo satisfatório para alcançar o objetivoproposto.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Mól A. C. A., Grecco C.H. S., Carvalho P.V. R. , Oliveira M. V., Santos I. J. A. L, AugustoS. C., Viana A. M. F., 2005, Implementationof the Immersive Virtual Reality Laboratoryin Nuclear Engineering Institute, INAC,Santos,Brazil;

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC e IEN/CNEN

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Investigação da birrefringência acústica em tubo com

costura, via técnica ultra-sônica

Ricardo de P.O.S.Nery e Marcelo de S.Q.Bittencourt

Instituto de Energia Nuclear - IEN

INTRODUÇÃO

O desenvolvimento das técnicas ultra-sônicasvisando à análise do estado plano de tensõesem tubos requer o conhecimento de umparâmetro inicial (Bo), relacionado àanisotropia inerente do meio a ser investigado.

OBJETIVO

O trabalho propõe-se a investigar aanisotropia de diferentes regiões de um tubocom costura.

METODOLOGIA

O material utilizado foi um tubo de aço APIX65, com costura (solda), obtido peloprocesso de fabricação UOE-SAW. O tubofoi demarcado em 5 regiões, conforme amarcação de um relógio, sendo as regiõesnomeadas como: 3 horas, 6 horas, 9 horas,12+ horas e 12- horas, estando a região desolda entre 12+ e 12- horas.Em cada uma destas regiões, demarcaram-se três pontos ao longo do comprimento dotubo, sendo um ponto central e os outrosdois mais próximos aos extremos docomprimento do tubo. As medidas ultra-sônicas ocorreram nestes 3 pontos.Previamente ao início do trabalho, trataram-se as superfícies das regiões analisadas,sendo devidamente lixadas e limpas.O sistema ultra-sônico utilizado neste trabalhofoi o U.S.Portátil (desenvolvido no IEN). Asmedidas ultra-sônicas foram realizadas comtransdutor de ondas volumétricas cisalhantesde incidência normal, na freqüência de2,25MHz, promovendo a polarização do meioem duas direções ortogonais.Utilizou-se um acoplante de alta viscosidadeentre o transdutor e a superfície do material,eliminando-se camadas de ar, que constituemum meio dispersivo para ondas cisalhantes.Em cada ponto, foram aquisitados 10 sinaisem cada direção, totalizando 20 sinais porponto. Relacionando a quantidade de pontose regiões, foram obtidos ao todo, no

experimento, 300 sinais.Durante toda obtenção dos sinais, foirealizado um controle de temperatura,utilizando-se um termômetro digitalconectado a um computador, onde seobtinham tanto a temperatura ambientequanto a do material, em ciclos de tempoespecíficos.O software de controle do sistemaU.S.Portátil capturava um sinal como sendoa média de 500 sinais recebidos em temporeal pelo sistema. Com isto, o efeito depossíveis instabilidades era reduzido.Posteriormente, o próprio software realizavaa análise do sinal, inferindo um fator deinterpolação de 16 e aplicando o métodomatemático de correlação cruzada. Estesprocedimentos melhoram a resolução do sinalobtido, resultando em medidas de tempo commaior acurácia.

RESULTADOS

Em meios anisotrópicos, a velocidade depercurso de uma onda ultra-sônica é diferentepara cada uma de suas direções depolarização. Este fenômeno é conhecido comoacustoelasticidade e neste trabalho écompreendido como diferentes tempos depercurso da onda, para duas direçõesortogonais. [1]Matematicamente, a birrefringência acústicapode ser entendida como uma diferençanormalizada dos tempos de percurso da ondaultra-sônica para duas polarições ortogonais,conforme a fórmula [2]:

B = 2 tL - t

t

t

L +

t

t

Dito isso, os resultados demonstram que nãohouve variação significativa de birrefringência(Bo) entre os diferentes pontos dentro deuma mesma região, sugerindo que ocomportamento anisotrópico seja o mesmoem qualquer ponto de uma determinada regiãodo tubo.

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Considerando a mesma birrefringência emcada região, foram calculadas as médias paracada região. Observou-se que as regiõesapresentam variações significativas debirrefringência entre si. Na região 12- horas,obtivemos o valor mínimo, em módulo, dabirrefringência (6,492E-03) e o valor dabirrefringência na região 12+ horas tambémapresentou-se próximo a este mínimo(6,519E-03). Na região 6 horas (região opostaà solda), obtivemos o valor máximo debirrefringência (8,226E-03).O fato da máxima de birrefringência ocorrerna região oposta à solda deve estarrelacionado ao processo de conformaçãosofrido pelo tubo, onde a primeira etapa éum forte dobramento no centro da chapa,fazendo-a adquirir um formato em “U”.Até o término deste resumo, não se realizouuma análise estatística dos resultados, paraconfirmar (ou não) a igualdade dos valoresde birrefringência para qualquer ponto dentrode uma mesma região do tubo. Entretanto, oestudo necessário já foi realizado, apontandoque o método estatístico no qual osresultados serão tratados é o teste dehipótese, conhecido como Teste-t: duasamostras presumindo variâncias diferentes.

CONCLUSÕES

A comprovação do comportamentoanisotrópico em tubo com costura e suadistribuição circunferencial devem associar-se ao processo de conformação dos mesmos.O conhecimento das distribuições dabirrefringência para um universo maior detubos e sua relação com cada etapa doprocesso de conformação, faz-se necessárioao avanço dos estudos de análise de tensãopor ultra-som.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] ORTEGA, Linton Patricio Carvajal ;BITTENCOURT, Marcelo de Siqueira Queiroz ;PAYÃO FILHO, João da Cruz ; LAMY, CarlosAlfredo . Obtenção de Constantes Elásticaspor Ultra-som em Meios Isotrópicos eLevemente Ortotrópicos.[2] BITTENCOURT, Marcelo de SiqueiraQueiroz; PAYÃO FILHO, João da Cruz;PINHEIRO Marcos Aurélio de Andrade; LAMY,Carlos Alfredo. Medida de Tempo de Percursoda Onda Ultra-Sônica para Avaliação deTensões.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

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Projeto de um simulador Full Scope da mesa de controlede uma planta nuclear usando técnicas de realidadevirtual 3D estéreo para treinamento de operadores

Thiago Varela, Cláudio M. N. A. Pereira, Antônio Carlos de Abreu Mól, Maurício Alvesda Cunha e Aghina

Instituto de Energia Nuclear - IEN

INTRODUÇÃO

Uma planta nuclear é uma instalação degeração de energia elétrica projetada paraoperar em funcionamento contínuo, parandoapenas para o carregamento de seucombustível. Devido ao seu alto grau decomplexidade e normas rígidas de segurança,é extremamente necessário que seusoperadores sejam muito bem treinados paraa sua operação, pois, caso haja uma falhahumana, esta irá acarretar um desligamentoda planta com conseqüentes prejuízoseconômicos para a operadora e para apopulação em geral, devido a possibilidadede um black out na rede elétrica.Para evitar essa possibilidade de falha, aoperadora possui um simulador full scope damesa de controle da planta, que é a réplicafísica da mesa de controle original. O controledeste simulador é um programa decomputador que pode gerar o funcionamentoigual ao normal ou vários cenários deacidentes para treinarem os seus operadoresnas várias condições de operação da planta.Devido ao simulador ser a réplica física damesa de controle, acarreta um custo muitoelevado para a construção das instalaçõesprediais e dos componentes da mesa enormalmente é construído apenas um,podendo levar a uma carência de tempo deutilização devido a necessidade de váriosoperadores serem treinados.Desta forma, alguns países vêmdesenvolvendo simuladores de plantasnucleares com controle e operação digitais.Neste tipo de controle, não é preciso oprojeto físico da mesa de controle (full scope),sendo todo processo realizado através detelas de sinópticos. Dentre estes simuladores,destacam-se o HAMLAB [1] e o LABIHS [2].

OBJETIVO

A proposta deste trabalho é apresentar umprojeto de um simulador virtual com amodelagem em 3D estéreo da mesa decontrole da planta nuclear e com as mesmas

funções de operação do simulador original.

METODOLOGIA

Este trabalho será desenvolvido seguindoestas etapas: - definição do simulador full scope a serimplementado; - definição do programa de simulação dasvariáveis físicas da planta nuclear a serutilizado; - desenvolvimento da mesa de controlevirtual do simulador full scope; - desenvolvimento do programa decomunicação entre o programa de simulaçãoe a mesa virtual; - validação da mesa de controle virtual.

RESULTADOS

De modo a avaliar a proposta aquiapresentada, foi escolhido o módulo da mesade controle, responsável pelo monitoramentoe controle do fluxo de neutrons do simuladororiginal, localizado no Instituto de EnergiaAtômica da Coréia (KAERI) , figura 1.Este módulo foi implementado virtualmente evisualizado no Laboratório de realidade Virtualdo IEN (LABRV) [3]. A figura 2, a seguir ,apresenta a mesa de controle virtual.

Figura 1 – Modulo Original da Mesa de Controle

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Figura 2– Módulo Virtual da Mesa de Controle

CONCLUSÕES

Através da mesa virtual desenvolvida, ousuário pode acionar os controles e visualizaros sinais indicados nos mostradores virtuais.Estão sendo realizados testes decomunicação entre a mesa virtual e ainterface homem-sistema existente. Com esteprojeto, espera-se avaliar o uso da realidadevirtual para projeto de um simulador full scopevirtual de baixo custo.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Kvalem J., Haugset K., Owre F.,(2000),"THE SIMULATOR-BASED HALDEN MAN-MACHINE LABORATORY (HAMMLAB) AND ITSAPPLICATION IN HUMAN FACTOR STUDIES",OECD Halden Reactor Project, Institute forEnergy Technology, Norway.[2] CARVALHO, P. V. R. ; OBADIA, I. J. . Projetoe Implementação do Laboratório de InterfacesHomem Sistema do Instituto de EngenhariaNuclear. Revista Brasileira de Pesquisa eDesenvolvimento, rio de janeiro, v. 4, n. 2,p. 226-231, 2002.[3] Mól A. C. A., Grecco C.H. S., Carvalho P.V. R. , Oliveira M. V., Santos I. J. A. L, AugustoS. C., Viana A. M. F., 2005, Implementationof the Immersive Virtual Reality Laboratoryin Nuclear Engineering Institute, INAC,Santos,Brazil.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

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Sulfonacão de polissulfonas

Vanessa B. da C. Carvalho, Jaciara C. da Silva, Edna T. R. Bastos

Instituto de Energia Nuclear - IEN

INTRODUÇÃO

As polissulfonas (PSU) pertencem a classedos polímeros termoplásticos e são formadaspor dois monômeros: bisfenol- A edifenilsulfona (Figura I).

Figura I: Estrutura da polissulfona

As principais propriedades1 das polissulfonassão: excelente resistência mecânica, boaestabilidade térmica (de-50 até 170º C),resistência aos raios ultravioleta, altaresistência à hidrólise e à oxidação e boascaracterísticas de isolamento elétrico.As PSU têm sido usadas na fabricação demembranas assimétricas, além disso nafabricação de resinas2 que se destinam a:construção de peças e equipamentos nasengenharias automotiva e elétrica,equipamentos médicos e domésticos.As modificações químicas feitas na PSU têmcomo objetivo principal aumentar suaafinidade pela água, melhorando assim assuas propriedades como suporte demembranas de purificação da água3.Este trabalho de pesquisa consiste no estudoda modificação química da PSU, por sulfonaçãoda cadeia, utilizando como reagentesulfonante o trimetilsilil clorosulfônico4 emcondições moderadas para minimizar adegradação polimérica.Foram investigadas diversas condiçõesreacionais para a sulfonação da PSU taiscomo: tempo de reação, temperatura dereação e razão molar entre a PSU e oreagente.

OBJETIVO

Otimização das condições de sulfonação dapolissulfona para controle do grau desulfonação (GS).

METODOLOGIA

A sulfonação da polissulfona (SPUS) foi feitaatravés da reação da PSU (previamente secaem estufa a vácuo por 15 hs a 60 º C), como reagente sulfonante trimetilsililclorosulfônico [(CH

3)3SiSO

3Cl].

Foi utilizado como solvente o dicloro-etano(previamente seco com sulfato de cálcio edestilado), mantendo-se o ambiente reacionalinerte com o gás argônio em diferentes razõesmolares e tempos reacionais ( Tabela I).Depois do tempo determinado, o produtoformado foi extraído com MeOH gelado efiltrado a vácuo. Em seguida, o produto foilavado com excesso de MeOH, eposteriormente seco na estufa a vácuo por24 hs a 80º C.

RESULTADOS

O grau de sulfonação (GS) foi analisadoquantitativamente pela técnica de titulação.Utilizou-se como solução titulante o NaOH0,1 N e como solução titulada a PSU + N-metil pirrolidona (NMP) + fenolftaleína.Foi realizado um estudo para avaliar ainfluência da razão molar entre o reagente ePSU, e do tempo reacional no GS obtido. Osresultados deste estudo estão na Tabela I ena Figura II a seguir:

Tabela I: Condições utilizadas na reação desulfonação e grau de sulfonação obtido

A m o s t ra

Te m po

re a cio na l

(h s )

Te m pe ra t u ra

(º C )G S

SP SU 1 1 260 .20

SP SU 2 1 400 .31

SP SU 3 1 500 .39

SP SU 4 1 600 .44

SP SU 5 1 700 .46

SP SU 6 1 80 0 .59

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Figura II. : Razão molar x Grau de sulfonação

CONCLUSÕES

A partir da análise da tabela I e da figura II,podemos observar que o GS é diretamentedependente tanto da razão molar entre PSUe reagente como do tempo reacional. Alémdisso, observamos que a razão molar temmaior influência do GS obtido, o que podeser comprovado pelos resultados do GSobtidos para a reação de 5 hs com razão 2,0que teve maior GS.Nos próximos trabalhos, estudaremos ainfluência da cinética da reação de sulfonaçãodas PSU no GS obtido. Este estudo serárealizado através da variação do tempo deadição do reagente no meio reacional, fixandotanto o tempo reacional como a razão molarentre o reagente e o polímero.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Benavente , J.; Garcia, J. M.;Riley, R.;Lozano, A. E.; Abajo, J., “Journal of MembraneScience”, 175, (2000), 43-52.[2] Lufrano, F.; Gatto, I.; Staiti, P.;Passalacqua, E., “Solid State Ionics”, 145,(2001), 47-51.[3] Catálogo BASF Plastics Ultrason E eUltrason S.[4] Diminitrova, G. P., Baradie, B.; Foscallo,D.; Poinsignon, C.; Sanchez, J. Y., ”Journalof Membrane Science”, 185, (2001), 59-71.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

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Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares

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Obtenção de aços rápidos com adição de NbC

Alexandre Wentzcovitch, Francisco Ambrózio Filho e Rejane Aparecida NogueiraInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

Os aços rápidos são, provavelmente, os queexigem maiores cuidados e atenção tanto sobo ponto de vista de fabricação, desde a suafundição, transformação mecânica até otratamento térmico final, como também sobo ponto de vista de aplicação. Isso éperfeitamente compreensível quando seconsidera os requisitos que eles devempreencher, e as condições de serviços a quese destinam [1].Cerca de 10% dos aços ferramenta utilizadosno mundo são produzidos pela técnica demetalurgia do pó, seja por prensagemisostática a quente ou por sinterização comfase líquida. Esta forma de produção vemganhando importância devido à melhoria daspropriedades mecânicas, economia de energiae diminuição das perdas até a obtenção doproduto acabado [1].Periodicamente são realizados estudos edesenvolvimentos visando melhorar aspropriedades dos aços rápidos, a maior partedos quais se relaciona com a introdução deoutros elementos de liga. Entre esseselementos pode ser mencionado o nióbio, quetem efeito similar ao do vanádio. Entretanto,tem uma maior afinidade pelo carbono etambém produz carboneto tipo MC. O nióbioreduz a temperatura de pico deendurecimento secundário devido àestabilidade do NbC, que tem pouca tendênciaa se dissolver na austenita, provocando umaumento de Ms e reduzindo a tendência àretenção de austenita [2].

OBJETIVO

Este trabalho teve por objetivo a obtenção,o tratamento térmico e a caracterizaçãomicroestrutural da liga.

METODOLOGIA

A primeira etapa realizada foi obtenção daliga e na seqüência o tratamento térmico derecozimento para diminuir a dureza. Nesta

etapa foram feitas medidas de durezaRockwell C e análise química (difração deraios-x). Na segunda etapa realizaram-se otratamento térmico de têmpera a óleo emduas temperaturas 1180°C e 1230°C e trêsrevenimentos a 550°C, medidas de durezaRockwell C.Em todo o trabalho utilizaram-se a microscopiaóptica e microscopia eletrônica de varredura.O MEV possibilita uma elevada profundidadede foco podendo combinar a análisemicroestrutural com a microanálise química(EDS).

RESULTADOS

Composição química obtida para a liga fundidaencontra-se na tabela 1.

TABELA 1. Composição química da liga

O recozimento da liga em estudo foi realizadoem um forno de poço, com atmosferacontrolada sob vácuo. A dureza obtida nesterecozimento foi de 21 HRC. A figura 1apresenta a micrografia óptica da ligarecozida.

Figura 1: Liga recozida, ataque de Villela

Elemento Fe C Nb Mo W CrV

% Massa 74,7 1,34 5,7 4,39 5,22 5,03 1,74

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Realizou-se a têmpera em óleo em duasamostras nas temperaturas de 1230°C e1180°C por 3 minutos, as durezas obtidasforam de 61,5 HRC e 63 HRC,respectivamente. Na figura 2, micrografia datêmpera a 1180°C.

Figura 2: Têmpera a 1180°C, ataque Nital 3%

As amostras foram revenidas nas duastemperaturas de 1230°C e 1180°C, três vezesem 550°C. A dureza foi de 63 HRC natemperatura de 1230°C e 62 HRC natemperatura de 1180°C. Na figura 3,micrografia do revenido a 1180°C.

Figura 3: Imagem de elétrons retroespalhadosda liga. Os carbonetos com forma geométrica,cinzas, são ricos em Nb e os carbonetos emforma de agulhas, brancos, ricos em W e Mo.Ataque Nital 3%

CONCLUSÕES

A análise das microestruturas mostram umaboa distribuição dos carbonetos, incluindo osricos em NbC.Na têmpera de 1230°C há uma concentraçãode carbonetos nos contornos de grão e norevenimento uma maior precipitação decarbonetos, já na têmpera de 1180°C oscarbonetos são maiores que no revenimentoque apresenta uma microestrutura maisuniforme.Com relação à continuidade do trabalho, apróxima etapa será a atomização da liga.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Roberts, G.,Cary, R. Tool steels. AmericanSociety for Metals, Metals Park, 1980.[2] Panelli, R. Processamento do aço AISIM2 com adição de 10% vol. NbC utilizando atécnica de “mechanical alloying”. 1. 10,11.1999.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

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Andrea Cristina Pio Santos e Déborah Inês Teixeira FávaroInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN-CNEN/SP

Avaliação de elementos essenciais e tóxicos emamostras de dietas de diferentes ecossistemas

amazônicos utilizando as técnicas de análise porativação neutrônica e absorção atômica

INTRODUÇÃO

Recentemente, estudos envolvendo a avali-ação de dietas de pré-escolares da regiãoAmazônica, foram realizados no LAN/CRPq(IPEN) em parceria com o Instituto Nacionalde Pesquisas da Amazônia (INPA). O objeti-vo inicial era fazer uma avaliação nutricionaldessas crianças por meio da análise de amos-tras de dietas, porém verificou-se a presen-ça de mercúrio (Hg) em níveis altos o quelevou a pesquisar, com mais detalhes, esseproblema decorrente de uma possível conta-minação ambiental da região Amazônica [1].Continuando essa linha de pesquisa, no pre-sente trabalho dietas de diferentesecossistemas Amazônicos foram analisadascom o objetivo de avaliar o conteúdo de ele-mentos essenciais, traço e Hg. Utilizou-se atécnica da porção em duplicata, para coletadas dietas de um dia inteiro. Cerca de 30-40dietas de crianças, na faixa de 0 a 3 anos ede 4 a 6 anos foram coletadas e misturadas,formando um pool de dietas.A determinação da concentração dos ele-mentos As, Ba, Ca, Co, Cr, Cs, Fe, Rb, Sb,Sc, Se e Zn foi efetuada pela técnica deanalise por ativação neutrônica (AAN) e adeterminação de mercúrio, efetuada pela téc-nica de absorção atômica com geração devapor frio (CV AAS). Posteriormente, os da-dos de concentração para os micronutrientesforam convertidos em dados de ingestão e,os valores comparados com as novas reco-mendações do National Research Council (USAe Canadá) (DRIs – Dietary Reference Intakes)[2]. Para o Hg, verificou-se se os valores deingestão não ultrapassavam os valores dePTWI (Provisional Tolerable Weekly Intake)[3].

OBJETIVO

O presente estudo teve por objetivo fazeruma avaliação nutricional de pré-escolaresde diferentes ecossistemas do estado doAmazonas, por meio da análise de suas die-tas.

METODOLOGIA

Foram coletadas dietas dos municípiosAlvarães, Anamã, Benjamim Constant, Beruri,Borba, Codajás, Nhamundá e Nogueira, es-tado do Amazonas.Para a determinação de micronutri-entes,utilizou-se a técnica de AAN. A analise dasamostras foi realizada em duplicata e, junta-mente com os padrões sintéticos e materiaisde referencia, submetidos à irradiação no re-ator IEA-R1 do IPEN/CNEN-SP. A medida daradiação gama emitida pelos radioisótopos foifeita em espectrômetros gama.A quantificação de mercúrio total foi feitapela técnica de CV AAS utilizando-se o equi-pamento FIMS da Perkin Elmer.A validação de ambas as metodologias analí-ticas (AAN e CV AAS) quanto à precisão e aexatidão, foi feita por meio da análise demateriais de referência certificados.

RESULTADOS

A partir dos dados de concentração e daquantidade ingerida por dia, foram calcula-dos os valores de ingestão diária para os ele-mentos analisados. Com relação à ingestãodiária de Hg, em geral, os municípios estuda-dos revelaram níveis elevados (1 a 36 µg/dia) ultrapassando o limite de 5µg de Hg/kgde peso corpóreo/ semana (PTWI) estabele-cido pela OMS [3]. Somente as dietas deBorba e Benjamin Constant não ultrapassa-ram esse limite.Com relação aos micronutrientes, os valoresde ingestão diária foram comparados às no-vas recomendações (DRIs) [2], para os res-pectivos estágios de vida, e concluiu-se que:Ca - todas as dietas se mostraram deficien-tes em Ca, com relação aos valores reco-mendados (AI: 500 mg/dia (1 a 3 anos) e800 mg/dia (4 a 8 anos));Fe - Com relação à adequação de ferro, osmunicípios de Anamã (0 a 6 anos), Borba,Benjamin Constant, Beruri e Codajás, nas fai-xas etárias entre 0 e 3 anos, apresentaramvalores de acordo com a recomendação (3,0

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mg/dia);Zn - segundo os valores de EAR (2,2 e 4,0mg/dia), verificou-se adequação somentepara os municípios de Beruri e Borba (0 a 3anos);Se - apenas as comunidades de Nogueira,Benjamin Constant (0 a 3 anos), Beruri (4 a6 anos), Alvarães e Nhamundá atingiram asrecomendações (RDA (20 e 30 µg/dia) e ADI(17 e 23 µg/dia)).Na e K – valores de ADI de 3000 mg/dia (K) e1000 mg/dia (Na) para a faixa etária de 1 a 3anos e de 3800 (K) e 1200 mg/dia (Na), paraa faixa etária de 4 a 8 anos. Comparando-seos valores de ingestão obtidos, verificou-seinadequação em relação à ingestão de K, paratodas as dietas analisadas. Com relação aoNa, somente as dietas de Beruri e Alvarãesalcançaram as recomendações.

CONCLUSÕES

As técnicas analíticas utilizadas mostraram-se bastante adequadas para a determinaçãode micronutrientes e Hg em amostras de die-tas, apresentando boa sensibilidade, preci-são e exatidão.De maneira geral, pôde-se concluir que asdietas analisadas se mostraram deficientespara os micronutrientes analisados. As die-tas de Borba, em todas as faixas etárias eBenjamin Constant (0 e 3 anos), foram asúnicas que não ultrapassaram os limites diá-rios de ingestão para Hg.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Farias, L.A. “Avaliação do conteúdo demercúrio, metimercúrio e outros elementosde interesse em peixes e em amostras decabelos e dietas de pré-escolares da regiãoamazônica”. Tese de doutorado, IPEN, 2006.[2] Marchioni, D.M.L.; Slater, B.; Fisberg, R.M.Aplicação das dietary reference intakes naavaliação da ingestão de nutrientes para in-divíduos. Revista de Nutrição, Campinas, v.17,p. 207-216, 2004.[3] WHO,“Trace elements in human nutritionand health. Library Cataloguing:” World HealthOrganization, Geneva, 1996.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC, CNEN/IPEN

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Metais em solos de parques municipais da cidade deSão Paulo

Arthur Coculo Pavese e Ana Maria Graciano FigueiredoInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

INTRODUÇÃO

Nas últimas décadas a preocupação das au-toridades no mundo em relação à poluiçãoambiental por metais cresceu, movimentan-do a comunidade científica em busca de res-postas e resoluções para estes problemas.Trabalhos realizados na Itália por Imperato[1] indicaram a presença de elementos comoPb, Zn e Cu atingindo concentrações eleva-das em solos urbanos.Nos grandes centros urbanos, onde as ocu-pações geralmente são desordenadas, oshabitantes podem estar sujeitos à exposiçãoaos poluentes de diversas maneiras, sendouma delas por meio de inalação ou ingestãode poeira, esta podendo acontecer em par-ques.A cidade de São Paulo é uma das maiores domundo e, devido ao seu elevado índice deindustrialização e urbanização, com conse-qüentes efeitos sobre o meio ambiente, faz-se necessário uma caracterização ambientaldetalhada da poluição, possuindo atualmen-te poucas informações sobre este assunto.

OBJETIVO

Este trabalho tem como objetivo o cálculodas concentrações dos elementos As, Ba,Zn, Sb, Se, Co, Cr, Cu e Pb e suas disper-sões espaciais em solos de parques urbanosna cidade de São Paulo, estabelecendo com-parações com os Valores Orientadores paraSolos e Águas Subterrâneas no Estado deSão Paulo, fornecidos pela CETESB. Com osresultados obtidos é possível determinar osdanos causados à área em estudo e localizaras possíveis fontes geradoras de poluição,bem como avaliar a participação do homemcomo agravante deste processo.

METODOLOGIA

As amostras foram coletadas em diferentespontos dos parques (áreas de lazer, pistasde caminhada, playgrounds e campos para aprática de esportes), utilizando um

amostrador de polietileno de 5 cm de diâme-tro, cravado no solo para a retirada das fra-ções superficiais de 0-5 cm e 0-20 cm.Acondicionadas em sacos plásticos, as amos-tras foram encaminhadas ao laboratório paraserem secas em uma estufa a 50ºC, penei-radas em peneiras de plástico em fraçõesmenores que 2 mm e em seguida moídas emmoinhos de ágata em frações menores que75 µm para análise.As técnicas analíticas utilizadas foram a aná-lise por ativação com nêutrons instrumental(INAA) e a Fluorescência de Raios X (XRF).Para a INAA, a preparação das amostras con-sistiu em pesar cerca de 100 mg em envelo-pes de polietileno seladas a quente, proces-so idêntico ao qual os materiais de referên-cia GS-N e BE-N (GIT-IWG) utilizados comopadrões foram submetidos. Amostras de pa-drões foram irradiados no reator IEA-R1 doIPEN-CNEN/SP, por 8 horas em um fluxo denêutrons térmicos de 1012 n cm-2s-1. Ao de-cair por volta de 5 dias após a irradiação, asmedições dos raios gama induzidos foram re-alizadas em um sistema de espectrometriagama constituído de um detector de Gehiperpuro GX20190, com eficiência de 20% eresolução de 1,9keV para o pico de 1332 keVdo 60Co, acoplado a um analisador multicanale um microcomputador. Cerca de 15 diasapós a irradiação novas medidas foram reali-zadas para obter os elementos com meia vidalonga e procurando eliminar interferências doselementos com meia vida curta. Os espec-tros de raios gama obtidos foram analisadospelo programa VISPECT, que localiza os pi-cos e calcula suas áreas.A precisão e exatidão dos resultados foramverificadas pela análise do material de refe-rência Soil-7 (IAEA), apresentando resulta-dos com erros inferiores 10%.A XRF foi empregada para a determinaçãodos elementos Pb e Cu. As amostras forampreparadas em pastilhas (40 mm de diâme-tro) misturando 9 g da amostra e 1,5 g decera em pó (Hoechst), homogeneizadas eprensadas por 1 minuto a 119 MPa. As medi-das foram realizadas em um espectrômetro

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de raios X seqüencial (PW2404, Philips) equi-pado com um tubo de ródio.A precisão e exatidão dos resultados foramverificadas pela análise dos materiais de re-ferência GSS-2 e GSS-4 (solos, Institute ofGeophysical and Geochemical Exploration,China), apresentando erros relativos e pre-cisão melhores que 10%.

RESULTADOS

Na Tabela 1 são apresentadas as faixas deconcentrações encontradas e os valoresorientadores para solos e águas subterrâne-as do Estado de São Paulo fornecidos pelaCETESB. Esses valores são definidos comoValor de Referência de Qualidade (VRQ), Va-lor de Prevenção (VP) e Valor de Interven-ção (VI).

Tabela 1: Faixas de Concentrações e ValoresOrientadores para Solos e Águas Subterrâne-as do Estado de São Paulo

* [2] ** Não determinado

Os valores encontrados em algumas amostrasestão acima do limite de prevençãodeterminando, indicando que pode ocorrealterações prejudiciais à qualidade do solo eda água subterrânea.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Imperato M., Adamo P., Arienzo M.,Stanzione D., Violante P. Spatial distributionof heavy metals in urban soils of Naples city(Italy). Eviron Pollut 2003, 124:247-256.[2] CETESB, 2005. Decisão de Diretoria No.195-2005-E, de 23 de novembro de 2005.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC e FAPESP

Parques Prof. As Sb Ba Zn

Ibirapuera (0-5) 11.5 – 21.5 1.4 – 2.5 85 – 251 73 – 225

(0-20) 7,8 – 24,5 0,94 – 2,70 100 – 204 35 – 186

Aclimação (0-5) 13,6 – 25,0 1,8 – 3,6 143 – 361 107 – 174

(0-20) 21 – 39 1,7 – 3,1 104 – 384 70,1 – 135

Alfredo Volpi (0-5) 7 1,4 129 41

(0-20) 3,0 – 13,0 0,8 – 1,9 100 – 231 23 – 53

Raposo Tavares (0-5) 9,3 1,9 153 76

(0-20) 4,9 – 21,0 0,62 – 2,30 21 – 185 35 – 85

Trianon (0-5) 21 – 28 3,3 – 3,9 247 – 271 99 – 100

(0-20) 24,5 – 39,0 2,7 – 4,4 88 – 368 35 – 82

* VRQ 3,5 0,5 75 60

* VP 15 2 150 300

* VI 35 5 300 450

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Estudo e análise de partículas suspensas na atmosferacom um sistema LIDAR e correlação com eventos de

inversão térmica

Caio Alencar de Matos e Eduardo LandulfoInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

idealizado [3] (equação 1) aos nossos dados,sendo seus parâmetros tirados a partir dosdados coletados. B(z) é o perfil deretroespalhamento idealizado, Bm é a médiado coeficiente de retroespalhamento nacamada de mistura, Bu é a média docoeficiente de retroespalhamentoimediatamente acima da camada de mistura,zm é a altura da camada de mistura s é aespessura da camada de entranhamento. Afunção erf é uma função erro (equação 2).Para gerar este foi utilizado o programaMathematica.

B(z)=(Bm-Bu)/2 – [(Bm-Bu)/2] erf((z-zm)/2) (1)

(2)

Para testar um modelo prévio desenvolvidopelo IAG foram utilizados dados dos dias 26,27 e 28 de março de 2007. Para iniciar omodelo era necessário alguns dados iniciais,entre estes a altura da camada de misturana parte da manhã.

RESULTADOS

Foram utilizados os dias 30/04/2004 (o gráficodo ajuste pode ser visto na figura 1) e 09/09/2004 para o método da função idealizada.Estes dias foram escolhidos por serem diascom perfis bem variados de aerossol, sendoo dia 30/04/2004, um dia limpo com baixaconcentração de aerossol e o dia 09/09/2004com alta concentração de aerossol. A partirdas outras análises obteve-se uma altura dacamada de mistura para o dia 30/04/2004 de1230m e para o dia 09/09/2004 de 640m, jáo método da função idealizada 515m e 745mrespectivamente, o que não é compatível emnenhum dos dois casos.

INTRODUÇÃO

A camada convectiva ou de mistura (CM) éuma subcamada da camada limite de extremaimportância, sendo esta caracterizada poruma grande movimentação vertical dasparcelas de ar [1]. Nesta há a ocorrência deinversões e muitos autores [2], nãodiferenciam a camada limite da camada demistura, pois no ápice de seu crescimento,esta última ocupa a camada limite inteira,não existindo nenhuma distinção entre asduas neste momento. Porém como um dosobjetivos é justamente monitorar a evoluçãoda camada de mistura, será feita distinçãoentre as duas.Como existe uma inversão térmica no topoda camada de mistura, esta acabadeterminando o volume de atmosfera aondeos poluentes serão diluídos. Foram entãodesenvolvidos inúmeros métodos para adeterminação da altura da CM, através dosdados coletados pelo sistema Lidar. O últimométodo concluído foi o da função idealizada,porém o que melhor se adequou a nossasexigências foi o método do logarítmo.Como a altura da CM determinará o quantoos poluentes serão diluídos, é importantedesenvolver um modelo em que se possaprever o crescimento da CM. Foi entãoiniciado um trabalho em parceria com umgrupo do IAG, no qual está sendodesenvolvido um modelo para a previsão docrescimento da CM, sendo este modelovalidado pelos dados obtidos do sistema Lidar.

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho é identificar omelhor método para a determinação da alturada CM e utilizar estes dados para iniciar umpossível modelo de previsão da evolução damesma.

METODOLOGIA

O método da função idealizada consiste emaproximar uma função de retroespalhamento

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Figura 1: Gráfico do ajuste da função idealizadano dia 30/04/2004

Para fazer a modelagem foram utilizados dadosdo Lidar além de outros parâmetros obtidosde estações meteorológicas e outrosequipamentos. A figura 2 mostra a previsãodo modelo junto com os dados obtido do Lidar.Como se pode observar os dois gráficos ficampróximos até cerca de 18h, porém após estehorário há uma descrepância entre os doisdados. Isto se deve ao fato do programanão estar preparado para dados após as 18h.

Figura 2: Comparação da evolução da CM obtidapelo modelo (linha tracejada) e pelo Lidar (linhacontínua) nos dias 26, 27 e 28 de março de 2007

CONCLUSÕES

O método da função idealizada mostrou umacerta discrepância com relação a outrosmétodos já desenvolvidos, não sendo ummétodo confiável.O modelo desenvolvido pelo IAG, mostrou umacerta compatibilidade devendo se sermelhorado para horários após as 18h.Entretanto, já é um grande avanço tendoem vista que um bom modelo da evolução dacamada de mistura pode ajudar na previsãode qualidade do ar.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] R.B. Stull, An Introduction to BoundaryLayer Meteorology (1998).

[2] V.A. Kovalev e W.E. Eichinger, Elastic Lidar:Theory, Practice and Analysis Methods.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

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Determinação de metais em amostras de águassuperficiais pertencentes à Bacia Hidrográfica do Ribeira

de Iguape

Caio Cezar Martins Santini, Maria Aparecida Faustino Pires, Marycel Elena B. Cotrim,Helio Akira Furusawa

Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

A poluição das águas tem como origemdiversas fontes, dentre as quais se destacamos efluentes domésticos; os efluentesindustriais e cargas difusas também de origemurbana, industrial e agrícola. Essas fontesestão associadas ao tipo de uso e ocupaçãodo solo, às atividades econômicas e culturais.Cada uma dessas fontes possuicaracterísticas próprias quanto aos poluentesque carregam [1].A avaliação ambiental da bacia torna-se umimportante instrumento que contribui não sópara a avaliação da qualidade da água, parao entendimento da dinâmica do sistema epara a escolha de medidas de manejo erecuperação desteecossistema [2].Dentro desse enfoque, este estudo foirealizada uma avaliação da qualidade da águanos municípios de São Lourenço da Serra eJuquitiba, pertencentes a Bacia do Ribeirado Iguape. Localizado na região sudeste doEstado de São Paulo, os municípios tem comoprincipais atividades econômicas a agricultura,pesca, indústria alimentícia e mineração.Cabe salientar que este trabalho esta inseridono Projeto Políticas Públicas FAPESP 03/01694-1 – “Gerenciamento de lodos de ETAs.Influência do lançamento do lodo de ETA noprocesso de tratamento de esgotos porlagoas de estabilização em cidades depequeno/médio porte”, realizado em parceriacom a Companhia de Saneamento Básico doEstado de São Paulo - SABESP, EscolaPolitécnica e Faculdade de Saúde Pública daUniversidade de São Paulo – USP.

OBJETIVO

Avaliar os mananciais (superficial) nos pontosde lançamento de lodo de estação detratamento de água - ETA e lançamento doefluente da estação de tratamento de esgoto- ETE, quanto à contribuição de elementosinorgânicos, avaliando amostras de água brutanos municípios de São Lourenço da Serra,

Juquitiba e Pariquera-Açú.

METODOLOGIA

Foram monitorados o descarte da ETA e oefluente das ETE´s. Foram monitoradostambém, 3 pontos em cada corpo d´água,receptores do descartes, sendo 10m e 100ma jusante do descarte e 100m a montantedo descarte. As coletas foram realizadas segundorecomendações do guia de coletas da CETESB(1991), e do Standard Methods (1997),As amostras de água foram coletadas aaproximadamente 10 cm da superfície emfrascos de polietileno, previamentedescontaminados, sendo lavados 3 vezes nomomento da coleta com a própria amostra.Foram determinados os elementos Ag, Al, B,Ba, Co, Cr, Ca, Cu, Fe, K, Mg, Mn, Mo, Na,Ni, P, Sn, V e Zn por espectrometria deemissão com fonte de plasma induzido (ICP-OES). O equipamento utilizado foi SpectroFlame M 120 E – Spectro, com tocha axial.Foram utilizados programas analíticospreviamente estabelecidos [2] para adeterminação de todos os elementos deinteresse e construídas curvas analíticas. Ametodologia analítica utilizada foi validada [2]utilizando-se material de referênciacertificado NIST (National Institute ofStandards and Technology, Gaithersburg, MA,USA) : SRM 1643c (Trace Elements in Water),para a análise de água.

RESULTADOS

Na Figura 1 é apresentada à distribuição dovalor médio (n=4) de alguns dos elementosavaliados nos pontos de coleta.Não foram observadas distribuição doselementos Co, As, Se, Sb, Hg, Cr, Cu, Mo, Sne V, nas amostras de água bruta analisadas.Foram observadas concentrações de Pb emalgumas amostras analisadas, porém os níveisencontrados estão um pouco acima doslimites de quantificação da metodologiautilizada.

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CONCLUSÕES

As distribuições dos elementos analisadosnão demonstraram riscos imediatos quantoà possibilidade de alteração da qualidadedas amostras de água superficial, quandocomparados com valores estabelecidos peloCONAMA 357, uma vez que cada cursod'água analisado apresentou as mesmascaracterísticas comparando-se coletas deáguas superficiais realizadas a montante ejusante da descarga do lodo da ETA e ETE.Embora os resultados obtidos nãodemonstrem uma contaminação direta,programas que visem enquadrar oslançamentos de lodo de ETA às legislaçõesvigentes deveriam ser implantados paracolaborar com a proteção dos cursosd’água.

Figura 1. Distribuição de elementos K, Ca, Na, Mg, P, Fe, Ba Al e Zn avaliados nas amostrasde água provenientes dos pontos de coletanos municípios de Juquitiba (JQT) e SãoLourenço da Serra (SLS)

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Reis, E.L.T., “Abordagem Sistêmica doSistema de Tratamento de Água de Registro,São Paulo, com Ênfase na Avaliação doImpacto do Descarte dos Resíduos na BaciaHidrográfica do Rio Ribeira de Iguape”, Tesede Doutorado, IPEN, 2005.[2] Cotrim, M.E.B. Avaliação da qualidadeda água na Bacia Hidrográfica do Rio Ribeirade Iguape com vistas ao abastecimentoPúblico. Tese de Doutorado, IPEN, 2006.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC e FAPESP

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Caracterização de triclorofenóis em águas viacromatografia a gás acoplada à espectrometria demassas (GC/MS) utilizando-se impacto de elétrons

Carlos Eduardo Fernandes e José Oscar Vega Bustillos

Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

O composto 2, 4 , 6-triclorofenol é o nomecomum do 2, 4, 6-tricloro-2-hidroxibenzeno,C6H3Cl3O. Os fenóis são poluentes tóxicosao meio ambiente, devido a seu odor e sabordesagradáveis, quer ao meio aquoso ondeforam descarregados, quer às formas de vidaque aquele nele existem, quer à toxicidadedestes compostos para algumas formas devida [2]. Podem ser usados como herbicidas,desfoliantes, fungicidas, inseticidas ebiocidas. Para os seres humanos, otriclorofenol, se inalado, pode causarproblemas respiratórios (tosse, bronquitecrônica, função pulmonar altera), além de serconsiderado um possível compostocarcinogênico. O composto triclorofenol podeser detectado e quantificado quimicamenteutilizando-se a técnica de cromatografia agás acoplado à espectrometria de massas(GC/MS).

OBJETIVO

O presente trabalho teve como objetivos odesenvolvimento de uma metodologia paraanálise do composto triclorofenol, com intuitode se detectar e quantificar resíduosprovenientes da indústria, estabelecer asmelhores condições de extração econcentração dos resíduos presentes nasamostras de água. A detecção equantificação dos compostos extraídos foramrealizadas através do analisador GC/MS-ITno modo de ionização por impacto de elétrons(IE).

METODOLOGIA

A metodologia utilizada foi dividida em trêsetapas: a) Extração/Pré-concentração: aextração do 2, 4, 6-triclorofenol em água foirealizada utilizando-se 10 mL dediclorometano em 10 mL da amostra,coletando-se então a fase orgânica. b)Determinação via GC/MS: a determinação dotriclorofenol foi feita através da cromatografia

gasosa acoplada à espectrometria de massascom ionização por impacto de elétrons. c)Quantificação por curva de calibração: paraanalisar os resultados das amostras eestabelecer um parâmetro para quantificaro triclorofenol, foi construída uma curva decalibração com diferentes concentrações de1, 10, 20, 40, 50, 80 e 100 mg.L-1 detriclorofenol. O analisador utilizado foi o GC/MS marca Shimadzu, modelo QP-5050.Utilizou-se como gás de arraste o gás Hélio.O cromatógrafo está equipado com umacoluna DB-5 de 30 metros de comprimentocom fase estacionária constituída dedimetilsiloxana (5% fenila). A programaçãoda coluna na qual obtivemos os melhoresresultados em termos de ganho deintensidade, relativa ao fundo de escala, foia seguinte: 1) Temperatura inicial de 50 °C; 2) Rampeamento até 240 °C numa razãode 20 °C/min; 3) 240 °C mantidos por 5 min.As temperaturas do injetor, linha detransferência e detector foram todas de250 °C. O solvente utilizado foi odiclorometano. O espectrômetro é do tipoquadrupolar e possui recursos quepossibilitam a realização de experimentos deimpacto de elétrons e seleção de íonscaracterísticos. A técnica de ionizaçãoutilizada foi por impacto de elétrons na qualos elétrons liberados pelo filamento de rênio,por efeito termoiônico, adquiriram energiasda ordem de 70 eV. O modo de operação doespectrômetro de massas foi o “scan”, istoé, modo de varredura de espectro. O padrãoutilizado para as análises quantitativas foiSigma-Aldrich Co. Ltd (Alemanha). Atravésdesse padrão produzimos amostras de 1, 10,20, 40, 50, 80 e 100 mg.L-1. Por meio destespadrões fizemos a curva de calibração. Aseparação do triclorofenol em água foirealizada por meio da técnica líquido-líquidoutilizando-se como solvente o diclorometano.

RESULTADOS

O espectro de massas do 2, 4, 6-triclorofenol(figura 1 apresenta nitidamente e com maior

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intensidade o íon-molécula 196 m/z. As linhasespectrais laterais adjacentes a referida íon-molécula são devido aos múltiplos isótoposdo cloro, em maior abundância o 35Cl – 74,5%e o 37Cl – 24,6%. As linhas espectraismenores que 196 referem-se a fragmentaçãodo íon-molécula 196 m/z. O espectro foicomparado ao espectro da biblioteca NIST(USA) e obtivemos a similaridade de 96%.Por meio desta metodologia foi construída umacurva de calibração com os seguintespadrões: 1, 10, 20, 40, 50, 80 e 100 mg.L-1,obtendo-se um coeficiente de correlação dePearson de 0,99125. Na figura 2 apresentamosa curva de calibração.

Figura 1. Espectro de massas do 2, 4, 6-triclororenol

Figura 2: Curva de calibração do 2, 4, 6-

triclorofenol

CONCLUSÕES

Com base no estudo teórico e experimentale nos resultados obtidos neste trabalho,podemos concluir que a técnica de ionizaçãopor impacto de elétrons é viável na análisedo 2, 4, 6-triclorofenol via GC/MS. O métododesenvolvido neste trabalho demonstra aviabilidade analítica do triclorofenol em níveisentre 1 a 100 mg.L-1. Foi realizado umprocedimento de recuperação de uma amostrade 50 mg.L-1 de triclorofenol em águaproduzida sinteticamente. A recuperaçãodetectou acima de 85% o nível detriclorofenol. Os 15% restantes foram

dissipados na extração líquido-líquido edurante análises instrumentais.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] HAWLEY, G. G. Hawley´s CondensedChemical Dictionary, 10th edition, p. 117,1981.[2] Manual of chemical methods forpesticides and derives, U.S. EnvironmentalProtection Agency: Association of OfficialAnalytical Chemists, 1976.[3] Portaria nº. 357, de 17 de março de2005, www.anvisa.gov.br.[4] BUSTILLOS, O.V.; SASSINE, A.;MARCH, R. , A espectrometria de massasquadrupolar. Editora Scortecci. São Paulo. SP.2003[5] ONG, V.S., HITES, R.O. Electroncapture mass spectrometry of organicenvironmental contaminants. MassSpectrometry Reviews, v. 13, p. 259-283,1995.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

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INTRODUÇÃO

Frequentemente a irradiação laser fora daregião de foco do feixe é utilizada clinica-mente na irradiação de humanos e animais.Nesses casos conhecer o diâmetro do feixeem função da distância torna-se imperativo.O equívoco no conhecimento do valor do di-âmetro real do feixe pode levar à condiçõesde irradiação com dose muito maiores ou me-nores do que a dose recomendada para aaplicação, podendo causar efeitos indesejá-veis ao tecido irradiado. A técnica knife-edgeé uma técnica bastante utilizada na carac-terização de feixes laser por ser bastanteprecisa e econômica.

OBJETIVO

Este trabalho tem como objetivo a caracte-rização do feixe de um laser de Er,Cr:YSGGpela técnica de knife-edge para diferentespontas de safiras conectadas ao sistema deentrega de feixe.

METODOLOGIA

O laser utilizado neste trabalho foi oEr,Cr:YSGG (Biolase), com comprimento deonda de 2780nm, e potência ajustada para0,5W. Este laser permite a utilização de di-versas pontas de safira, entre elas as: G6,Z4, e S750, com diâmetro de: 0,4mm, 0,4mm,e 0,75mm, respectivamente, segundo o fa-bricante.A caracterização foi realizada deslocando-se uma lâmina de metal transversalmente aofeixe nos eixos x e y, até o feixe ser comple-tamente obstruido. Para cada movimentaçãoda lâmina anotava-se o valor da potênciatransmitida, medida utilizando-se um sensorde potências (FieldMaster-Coherent)posicionado atrás da lâmina. A movimenta-ção da lâmina para as pontas G6 e S75 foirealizada com um eixo xyz com precisãomicrométrica, e para ponta Z4 com um mo-tor de passo eletrônico (Newport – GPT 300).Com os valores de potências obtidos cons-

Caracterização do Laser de Er,Cr:YSGG

Carolina Benetti e Denise Maria ZezellInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

truiu-se um gráfico da potência transmitidanormalizada pela posição da lâmina, e ajus-tou-se a função (1) à curva obtida, obten-do-se o valor da cintura do feixe (w) e aposição do feixe (x

0)[1]:

(1)

onde os valores das constantes são:a0=-6,71387x10 -3, a

1= -1,55115,

a2= 5,13306x10-2, a

3= -5,49164x10-2, e t é

uma variável dada por:

(2)

O procedimento descrito acima foi repedidopara a lâmina posicionada a 0,5mm , 1mm,2mm, 3mm, 4mm, 5mm, 7mm, e 10mm daponta de safira. Com os valores obtidos paraa cintura do feixe em cada posição atravésdo ajuste (1), construiu-se o gráfico da cin-tura do feixe (mm) pela posição da lâmina noeixo z (mm), e ajustou-se a função (3) àcurva obtida, obtendo-se assim a posiçãofocal do laser (z

0), o valor da cintura do fei-

xe nesta posição (w0), e o fator de qualida-

de do feixe (M2).

(3)

RESULTADOS

Inicialmente, com os valores de potênciatransmitida e deslocamento da lâmina cor-respondente construiu-se o gráfico da po-tência pelo deslocamento e ajustou-se a ex-pressão (1). Com os resultados obtidos como primeiro ajuste em diferentes posições doeixo z, construiu-se um gráfico de cintura dofeixe, obtido pelo primeiro ajuste, pela posi-

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ção do eixo z, o ajustou-se a expressão (2),como exemplificado na Figura 1.

Figura 1: Ajuste da expressão (2) ao gráfico daposição da lâmina no eixo z pela cintura do fei-xe obtida para a ponta Z4

Com o segundo ajuste obteve-se os valoresda posição focal do laser (z0), o valor dacintura do feixe nesta posição (w0), e o fa-tor de qualidade (M2), que informa o quantoo feixe se aproxima de um feixe Gaussiano.Os valores encontrados para a caracteriza-ção das pontas do laser de Hr,Cr:YSGG sãoapresentados na Tabela 1. Observou-se quea qualidade dos dados obtidos quando a lâ-mina foi movimentada com o motor de passoé superior aos dados obtidos com a lâminapelo eixo xyz. O que pode indicar que o eixoxyz está descalibrado, visto que os resulta-dos dos ajustes quando a movimentação foirealizada com este último apresentam gran-des incertezas.

TABELA 1: resultados obtidos através dos ajus-tes para as pontas Z4, G6, e S75 para o deslo-camento da lâmina no eixo x e y.

Observou-se que a qualidade dos dados ob-tidos quando a lâmina foi movimentada como motor de passo é superior aos dados obti-dos com a lâmina pelo eixo xyz. O que podeindicar que o eixo xyz está descalibrado, vis-to que os resultados dos ajustes quando amovimentação foi realizada com este último

apresentam grandes incertezas.

CONCLUSÕES

Apesar do eixo xyz não estar calibrado e osdados obtidos com ele terem que ser refei-tos, encontrou-se, utilizando o motor de pas-so, os valores pretendidos e estudou-se acintura do feixe fora da região focal, infor-mações importantes para a utilização do laser.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Bachmann, L.; Zezell, D.M.; Maldonado,E.P. Determination of Beam Width and Qualityfor Pulsed Laser Using the Knife-Edge Method.Instrumentations Science & Technology.31(1), 47-52, 2003.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

FAPESP

EIXO X EIXO Y

w(mm)

z(mm)

Mw

(mm)z(mm) M

Z40,209(32)

0,64(42)

31 (6)0,162(17)

-0,32(12)

25 (3)

G60,351(38)

0,74(19)

123(15)

0,23(17)

0,52(-10)

53(13)

S750,229(69)

-1,78(41)

33(11)

0,45(13)

0,90(85)

141(62)

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Avaliação do potencial de adsorção do bagaço de cana-de-açúcar para os íons de Pb

Caroline Hastenreiter Costa e Mitiko YamauraInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

O Brasil é o maior produtor de cana do mundo,e com o incentivo do governo ao etanol comocombustível a estimativa é que a produçãodobre em 10 anos [1]. Conseqüentemente,enormes quantidades de bagaço serãoproduzidas. O bagaço é reaproveitado paradiversos fins, mas ainda assim o excedentetorna-se grave problema ambiental. Estetrabalho propõe o uso desse excedente naadsorção dos íons de Pb. Como o Pb é ummetal pesado tóxico [2] também representaoutro problema ambiental, o da contaminaçãode rios por efluentes industriais. O bagaçopossui propriedades que permite reter íonsde metais em sua superfície [3]. Essefenômeno é caracterizado como adsorção queé um processo onde uma substância(adsorbato) fica retida na superfície de outra(adsorvente).

OBJETIVO

Avaliar as propriedades de adsorção dobagaço de cana-de-açúcar para os íons dePb e verificar sua viabilidade como adsorventenatural, biodegradável e de baixo custo.

METODOLOGIA

Recolheu-se o bagaço em uma feira livre, estefoi lavado com água destilada e secado aosol por 5 dias, em seguida triturado, epeneirado e classificado segundo o tamanhoem mesh. Prepararam-se soluções de Pb(NO

3)2

em diferentes pH e concentrações.Realizaram-se experimentos de adsorçãoutilizando o procedimento em batelada. Foramestudadas as influências do pH da solução,do tamanho da partícula do bagaço, do tempode contato e da concentração do íon de Pb.Os resultados foram avaliados porporcentagem de remoção e pelos modelosde isoterma de adsorção. A concentraçãode Pb foi determinada por espectrometria deemissão com fonte de plasma ICP-OES.

RESULTADOS

Para o estudo da influência do pHobservaram-se valores crescentes deadsorção até pH 4, para pH maior do que 5 aadsorção foi menor. A remoção máxima ficouem torno de 25% na região entre pH 4 e 5,conforme mostra a Figura 1.

Figura 1. Influência do pH na adsorção de íonsde Pb

No estudo da influência do tamanho dapartícula de bagaço observou-se que quantomenor o tamanho da partícula, melhor ofenômeno de adsorção devido ao aumentoda área de superfície específica. A remoçãomáxima de 71% foi atingida para os tamanhosde 60 – 100 mesh conforme mostra aFigura 2.

Figura 2. Influência do tamanho da partículade bagaço na remoção dos íons de Pb

Estudando-se o tempo de contatoencontrou-se o tempo de equilíbrio deadsorção a partir dos 40 minutos e após 90minutos a adsorção diminuiu. A remoçãomáxima ficou em torno de 76% no intervalode 40 a 90 minutos conforme mostra aFigura 3.

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Figura 3. Influência do tempo de contato naadsorção dos íons de Pb

A partir do estudo da influência daconcentração dos íons de Pb determinou-sea isoterma de adsorção como mostra a Figura4. Os resultados foram avaliados segundo osmodelos de isoterma de Langmuir e deFreundlich. O modelo que melhor descreveua isoterma de adsorção dos íons de Pb pelobagaço foi o de Langmuir. Pelo modelo deLangmuir estimou-se a capacidade máximade adsorção igual a 1,75 mg Pb/g bagaçoseco.

Figura 4. Isoterma de adsorção do Pb (II) pelobagaço à temperatura ambiente

CONCLUSÕES

O bagaço de cana-de-açúcar apresentou umconsiderável potencial como adsorvente paraos íons de Pb. A utilização do bagaço, umresíduo agroindustrial, como adsorvente dePb contribuirá de forma significativa noaspecto social, econômico e ambiental, tendoem vista o seu baixo custo, geração de novosempregos e aplicação de estratégias decontrole de resíduos agroindustriais e demetais pesados.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Governo poderá incentivar mercadofuturo de álcool. Disponível em: http://g1 . g l o b o . c om/No t i c i a s /Nego c i o s /0,MUL46979-5600,00.html. Acessado emjunho de 2007.[2] Lee, J.D., Química Inorgânica não tãoConcisa, Edgard Blücher, 2004.[3] Gupta, V. K., Ali I., Journal of Colloidand Interface Science, 271, 321 – 328, 2004.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNEN/PROBIC e CNPq/AGRO

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Efeito do tratamento da superfície do cristal de Brometode Tálio no seu desempenho como detector de radiação

Celso Leonardo Veiga, Fabio Eduardo da Costa e Margarida Mizue Hamada

Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN

INTRODUÇÃO

Materiais semicondutores com energia debanda proibida larga (1,5 a 2,7eV) temdespertado interesse para serem utilizadoscomo detectores semicondutores de radiaçãoque operam a temperatura ambiente. Dentreeles, o brometo de tálio (TlBr) mostra-sepromissor para essa aplicação, tem umnúmero atômico efetivo alto (Z

Tl=81 e Z

Br=35),

alta densidade (7,5g/cm3) e resistividade(1012 cm) e energia de banda proibida de2,7eV. Este cristal possui uma estruturacristalina cúbica e funde congruentemente à480ºC [1,2].O desempenho dos compostossemicondutores para aplicação comodetectores de radiação é geralmente limitadopela qualidade do material usado para suapreparação. Existem diversos trabalhos naliteratura, relatando os estudos voltados aocrescimento de cristais de TlBr de altapureza, bem como na preparação dasuperfície do cristal [1,2]. Neste trabalho,foi estudado o efeito de polimento etratamento químico na superfície do cristalde TlBr na sua resposta à radiação.

OBJETIVO

O objetivo do trabalho é o crescimento decristais semicondutores de brometo de tálio(TlBr) e avaliar o seu desempenho comodetector de radiação em função dotratamento realizado na sua superfície.

METODOLOGIA

A técnica empregada para o crescimento decristais de TlBr foi o método de Bridgman [1],utilizando sal de TlBr (Merk). A seguir o cristalfoi fatiado em espessura de aproximadamente300 µm, utilizando uma serra de diamante.Após o corte, os cristais foram polidos comabrasivos de papel de diferentesgranulometrias (de 0,03 a 0,003 mm) e papéis(não tecido) Sontara Micropure.

O tratamento químico foi realizado, com duassoluções (etchant) diferentes, a saber: (1)bromo metanol 10% e (2) solução de acidobromídrico e peróxido. No primeiro, as fatiasde TlBr foram mergulhadas em uma soluçãode bromo-metanol 10% e posteriormenteenxaguadas com solução de metanol. Nosegundo, as fatias foram mergulhadas nasolução de acido bromídrico e enxaguadascom solução de peróxido.A superfície das fatias de TlBr foram avaliadasutilizando microscópio óptico antes e depoisde cada tratamento mecânico ou químico.Após o tratamento as fatias foram preparadascomo detectores utilizando tintas condutivasde carbono (VIATRONIC) com o auxílio depincéis. A resposta à radiação foi avaliadapelas medidas de espectros de altura depulso, utilizando um pré amplificadorsensível acoplado à uma eletrônicaassociada. Foram utilizadas fontes de raiosgama com energias variando de 30 a122 keV.

RESULTADOS

Foi obtido cristal de TlBr de 10 mm dediâmetro por 20 mm de altura com umacoloração amarela translúcida.A Figura 1 apresenta as superfícies dasamostras do cristal após a usinagem, opolimento e a cada tratamento químico.Embora, a resolução da imagem por estatécnica seja baixa, uma superfície mais lisa euniforme pode ser observada após ostratamentos.

(a) (b) (c) (d)

Fig. 1 Superfície do cristal sem tratamento (a),com polimento (b), tratamento com bromometanol (c) e tratamento com acidobromídrico (d)

Na Figura 2 são ilustrados os resultados daespectrometria gama para a radiação do 241Am

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(59 keV), 133Ba (80 keV) e 57Co (122 keV),obtidos para cada tratamento na superfícieda fatia de TlBr. O pico de 57Co foi observadasomente para o cristal de TlBr submetido apolimento mecânico.

CONCLUSÕES

A melhor resposta à radiação foi obtida pelodetector de TlBr preparado com a superfíciecristalina tratada apenas com polimentomecânico, o qual apresentou melhor valor dealtura de pulso e resolução energética.

Fig. 2 Espectro de energia do detector de TlBrcom a superfície submetido a tratamentomecânico (polimento) (a), químico de soluçãode bromo metanol (b) e acido bromídrico (c)

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

OLIVEIRA,I.B.; COSTA,F.E.; KIYOHARA, P. K.;HAMADA M.M. Influence of crystalline surfacequality on TlBr radiation detectorperformance. IEEE. Trans. Nucl. Sci.,vol.52(5), pp. 451-458, 2005.MCGREGOR, D.S. & HERMON, H. Room-temperature compound semiconductor

radiation detectors. Nucl. Instr. and Meth.Phys. Res., v.A395, p.101-124, 1997

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC e FAPESP

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Teste de toxicidade do extrato de Rubus rosaefolius

utilizando cultura celular de queratinócitos humanos invitro

Daniele Yoshito e Mônica Beatriz MathorInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

No mercado mundial, o desenvolvimento deformulações cosméticas que utilizamcomponentes ativos de origem vegetal oumineral tem crescido muito nos últimos anos.A busca cada vez maior de produtos eficazese seguros tem sido constante.O Rubus rosaefolius Sm. Rosaceae éconhecido popularmente como morangosilvestre ou amora-do-mato. A espécie nasceespontaneamente nos estados de MinasGerais, Rio de Janeiro e São Paulo [1].Resultados preliminares demonstrarammarcante atividade bacteriostática emextratos hidroalcoólicos, tornando-oselegíveis como antimicrobiano natural [4].Visando a segurança ao consumidor frenteaos produtos cosméticos com componentesnaturais, novas substâncias ativas de origemvegetal devem ser avaliadas extensivamente,quanto a sua toxicidade. Atualmente, ostestes de toxicidade em animais sãocontestados pelos pesquisadores, levando aodesenvolvimento de novas metodologias,como por exemplo, o teste de citotoxicidadeque utilizam linhagens especializadas decélulas, resultando em ensaios confiáveis eesclarecedores [2].No presente trabalho, realizou-se estudo decitotoxicidade do extrato de Rubus

rosaefolius utilizando cultura celular dequeratinócitos humanos.

OBJETIVO

Avaliar a toxicidade de extrato hidroalcoólicode folhas de Rubus rosaefolius utilizandocultura celular de queratinócitos humanos invitro, em monocamada.

METODOLOGIA

Preparou-se solução estoque naconcentração 200 mg/mL solubilizando-se oextrato bruto do Rubus rosaefolius em metanole polietilenoglicol 400 (PEG 400), na proporçãode 1:1. Foram feitas diluições do solvente e

da solução estoque de forma obter asseguintes concentrações: 0,5 mg/mL, 0,75mg/mL e 1 mg/mL, 1,5 mg/mL e 2 mg/mL,com os respectivos controles do solvente.Semeou-se aproximadamente 50.000queratinócitos em placas de 96 poços commeio de cultura, constituído de: DMEM e meiode Ham F12 (na proporção de 2:1), contendo10% de soro fetal bovino, penicilina (100 U/mL), estreptomicina (100 mg/mL),gentamicina (50 mg/mL), anfotericina B (2.5mg/mL), glutamina (4 mM), adenina (0,18mM), insulina (5 mg/mL), hidrocortisona (0,4mg/mL), toxina colérica (0,1 nM),triiodotironina (20 pM) e EGF (10 ng/mL,hormônio de crescimento epidérmico), emincubadora úmida a 37°C com 5% de CO

2

[3]. Após 24 horas, adicionaram-se asamostras resultantes das diluições descritasanteriormente, aos poços das placas.Incubou-as em estufa de atmosferacontrolada, observando-se o comportamentodas células periodicamente, por 6, 12, 24 e48 horas. Após a retirada da última amostra(48 horas de contato), uma das placas foisubmetida a leitura no espectrofotômetro nocomprimento de onda de 490 nm, com a adiçãode MTS (3-(4,5-dimetiltiazol-2-il)-5-(3-carboximetoxifenil)-2-(4-sulfofenil)-2H-tetrazólio). A outra placa foi corada com umcorante não vital, Rodamina B (C

28H31

C1N2O3).

RESULTADOS

Na Figura 1 pode-se observar a placa coradacom Rodamina B, após incubação comconcentrações variadas de extrato de Rubusrosaefolius

FIGURA 1 - Avaliação da citotoxicidade do extratode Rubus rosaefolius nas concentrações 0,5, 0,75,1,0, 1,5 e 2,0 mg/mL, nos tempos 6, 12 e 24 horas,coradas com Rodamina B

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Na figura 2 encontram-se os resultados finaisda viabilidade celular obtidos apósexperimentos com MTS.

FIGURA 2 - Viabilidade celular das culturas dequeratinócitos expostos ao extrato de Rubusrosaefolius Sm e solventes metanol e PEG 400(1:1), nos tempos 6, 12, 24 e 48 horas para osextratos e 24 e 48 horas paras os solventes,utilizando como indicador da viabilidade celularo MTS

CONCLUSÕES

Os resultados sugerem que o extrato deRubus rosaefolius Sm. apresentacitotoxicidade a partir da concentração de1,0 mg/mL quando avaliado em cultura dequeratinócitos humanos, nos intervalos detempo de maior contato, 24 e 48 horas.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] HOOKER, J.D. Rosaceae. In: Martius,C.F.P. & Eichler, A.G. (eds) Flora brasiliensis14 (2), 1-75, 1967.[2] LOPES, P.S. Avaliação da eficácia esegurança da papaína como promotor deabsorção cutâneo utilizando técnicasbiofísicas e cultura celular de queratinócitoshumanos. São Paulo, 2003. 215p. Tese deDoutorado – Faculdade de CiênciasFarmacêuticas – USP.[3] MATHOR, M.B.; Estudos da expressãogênica mediante utilização de queratinócitoshumanos normais transduzidos com o genedo hormônio de crescimento humano. “Possívelutilização em terapia gênica”. São Paulo,158p. Tese (Doutorado). Instituto dePesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN,1994.[4] MAURO, C.; CARDOSO, C.M.Z.; LOPES,P.S.; MARCONDES, E.M.C.; MIRANDA, J.P.;FROTA, M; PACHECO, A.L. Estudo botânico,fitoquímico e avaliação da atividadeantimicrobiana de Rubus rosaefolius Sm.,Rosaceae. Rev. Bras. Farmacognosia, v. 12,Supl., p. 23-25, 2002.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC e FAPESP/PIPE

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Avaliação dos principais compostos orgânicos voláteisprecursores de ozônio na cidade de São Paulo

Débora Souza Alvim e Luciana Vanni GattiInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN

INTRODUÇÃO

O ozônio hoje é o principal problema depoluição da Região Metropolitana de SãoPaulo, pois é o poluente que mais ultrapassaao padrão de qualidade do ar estabelecidona Legislação Federal e Estadual. Como oozônio é um poluente secundário, osprogramas para a redução deste poluentedevem estar baseados no controle dasemissões dos poluentes precursores do O

3,

ou seja, os óxidos de nitrogênio (NOx) ecompostos orgânicos voláteis (COVs).A Região Metropolitana de São Paulo (RMSP)possui atualmente uma frota de 7,5 milhõesde veículos, que representam 97% das fontesdos poluentes atmosféricos. De acordo comestimativas da CETESB, os veículos sãoresponsáveis pela emissão de 97% dehidrocarbonetos (354 mil t/ano) e NOx (317mil t/ano), além de outros poluentes naatmosfera [1].

OBJETIVO

Identificar e quantificar os principaiscompostos orgânicos voláteis na cidade deSão Paulo e apontar os principais COVs,precursores de ozônio, na atmosfera de SãoPaulo.

METODOLOGIA

Estas medidas foram realizadas em parceriacom a CETESB, na estação Cerqueira César(localizada na Av. Dr. Arnaldo), a fim de seestudar os principais precursores de ozônio.Foram coletadas 35 amostras de COVs emglobos de aço inoxidável, eletropolidointernamente. As coletas ocorreram em diasúteis da semana, durante os meses de Agostoe Setembro de 2006, com amostragens deduas horas cada, no período das 6:00h e18:00h. Os aldeídos foram coletados emcartuchos com sílica, impregnados com 2,4-dinitrofenilhidrazina e analisadas por HPLC.Os COVs leves (C2-C3) foram determinadosutilizando cromatografia gasosa, com FID e

para os COVs, maiores que quatro carbonos,utilizou-se cromatografia gasosa comdetecção simultânea de espectrometria demassas (identificação) e ionização de chamas(quantificação).

RESULTADOS

Foram quantificadas 72 espécies de COVs,onde as 15 primeiras espécies representam77% do total de COVs.As concentrações médias dos COVsmajoritários observados na atmosfera de SãoPaulo, para o período estudado, foram: 2 metilbutano (6,55ppb), eteno (6.15ppb), metanal(5,58 ppb), tolueno (5,40ppb), etano (5,2ppb) e etanal (5,04 ppb).Avaliando a concentração média encontradaneste período, para cada espécie de COV, econsiderando o potencial de formação deozônio, através da escala MIR (Máximo deIncremento de Reatividade) obtido emestudos em câmera fechada por Carter [2],onde a ultima atualização ocorreu em 2003,determinou-se a quantidade de ozônio quecada espécie produz (gO

3/gCOV). Os 10

primeiros precursores de ozônio na cidade deSão Paulo em ordem decrescente são: m-xileno, o-xileno, 1,2,3 trimetil benzeno, 1-etil-4-metil benzeno, tolueno, 1,3,5-trimetilbenzeno, 1-buteno, p-xileno, 1-etil-3-metil-benzeno e eteno. Observou-se que existemcompostos que não estão com concentraçãomuito alta na atmosfera, mas quedesempenham um papel importante pelo seualto potencial de formação de ozônio, comoo 1,3,5-trimetil benzeno.

CONCLUSÕES

As distribuições das massas de COVs porclasse de compostos mostra que os alcanosrepresentam 38,8% do total doshidrocarbonetos, os aromáticos 29,3%,alcenos 19,8%, aldeídos 10,6 % e alcadienos1,5 %.Os compostos aromáticos representam 52%dos principais precursores de ozônio na cidade

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de São Paulo e os alcenos representam 23%,os alcanos 15%, os aldeídos 7% e osalcadienos 3%, o que concorda com estudosanteriores e em outras grandes cidades nomundo.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] CETESB. Relatório de Qualidade do Arno Estado de São Paulo – 2006, 2007, sérieISSN 0103-4103.[2] CARTER, W.P.L., AtmosphericEnvironment, 24 A, 481-518, 1990.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

FAPESP

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Estudo dos efeitos da radiação gama de 60Co nabothropstoxina 1 do veneno de Bothrops jararacussu

Diego de Almeida Silva, Murilo Casare da Silva, Patrick Jack SpencerInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

Venenos ofídicos são misturas complexas deproteínas e peptídeos, além de carboidratos,lipídeos, nucleotídeos, aminoácidos ecomponentes inorgânicos. Os principaiscomponentes tóxicos são proteínas e asenzimas [1]Os venenos botrópicos possuem grandequantidade de enzimas. Os efeitos destesvenenos estão relacionados às suaspropriedades proteolíticas, hemorrágicas ecoagulantes.A bothropstoxina I (BTHX I), um homodímerodo veneno de Bothrops jararacussu, é umamiotoxina com 13721 Da. Apesar de nãoapresentar atividade catalítica, a BTHX I podeser considerada uma fosfolipase A

2 por

apresentar grandes semelhanças de estruturacom as fosfolipases A

2 de venenos de

serpentes da família Crotalidae [2].A irradiação de proteínas em solução aquosatem sido estudada por causar mudançasquímicas e alterações nas propriedades fisico-químicas e nas estruturas primárias,secundárias e terciárias das proteínas. Estasmudanças estão relacionadas com perda deatividade biológica, além de poder interferirnas propriedades imunológicas após airradiação.Sendo assim, a irradiação da água ou desoluções aquosas consiste em um “atoprimário”, produzindo espécies moleculares eradicais livres.A extensão do dano da radiação pode serestudada e modificada pela adição, nomomento da irradiação, de seqüestradores“scavengers” que possuem a capacidade decompetir no meio pelas espécies reativasespecíficas. Os scavengers mais comumenteempregados são: álcool t-butílico (radicalhidroxila) e o nitrato de sódio (elétronaquoso).Face ao exposto, verifica-se o interessecrescente no estudo dos efeitos da radiaçãogama nas proteínas.Para isso, a BTHX I foi analisada antes eapós a irradiação, na presença ou não de

substâncias “scavengers”, para que sepossam elucidar os efeitos de alguns dosprodutos da radiólise da água nesta toxina.

OBJETIVO

Avaliar e caracterizar os efeitos da radiaçãogama de 60Co na BTHX I.

METODOLOGIA

OBTENÇÃO DA TOXINA: Primeiramente,separou-se a BTHX I do veneno total deBothrops jararacussu por meio do FPLC (FastProtein Liquid Cromatography) utilizando umacoluna de troca iônica do tipo Resource S.VERIFICAÇÃO DE PUREZA: Realizou-seeletroforese em gel de poliacrilamida a 15%para verificar a pureza das frações obtidas.ALTERAÇÕES ESTRUTURAIS: Realizou-se umaeletroforese em gel de poliacrilamida a 15%,visando comparar as frações de BTXH Inativas e irradiadas, na presença ou não descavengers.

RESULTADOS

O perfil cromatográfico obtido (Figura 1) foisimilar aos previamente obtidos para aBTHX I.

Figura 1: Perfil Cromatográfico Obtido naPurificação da Toxina por Troca Iônica

A fração purificada apresentou uma únicabanda com peso molecular em torno de 14kDa (Figura 2), compatível com aqueledescrito para a BTHX I.

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Figura 2: SDS PAGE da Fração Purificada naPresença de Agente Redutor (M-Marcadores dePeso Molecular; 1-Fração purificada)

A eletroforese das amostras de toxina, nativae irradiada, com ou sem “scavengers” (Figura3) indica que, nas condições analíticas pornós utilizadas, não foi possível identificarcomplexos de maior peso molecular(agregados solúveis) ou produtos de menorpeso, resultantes de quebras na cadeiaprotéica.

A B C D E

Figura 3: Eletroforese Em Gel de Poliacrilamida(A–BTHX I Nativa; B–BTHX I Nativa comScavengers; C–BTHX I Irradiada; D–BTHX IIrradiada com Scavengers; E–Padrão de MassaMolecular)

CONCLUSÕES

A metodologia empregada na purificação daBTHX I mostrou-se eficaz.A eletroforese das frações nativas e irradiadas(Figura 3) nos permite sugerir que as amostrasirradiadas, com e sem scavengers, nãoapresentam mudanças significativas, já queas bandas obtidas para estas amostras semostram muito similares.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] MEYER, J. Venomous Snakes. In:STOCKER, K. F. Medical Use of Snake VenomProteins. Boca Ratorn, Boston, 57-65, 1990.

[2] SPENCER, PJ, , Efeitos da radiação naestrutura da Bothropstoxina I. São Paulo, 88p.(Tese de Doutorado- IPEN- CNEN/SP, 2000).

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

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Estudo da viscosidade de vidros niobofosfatos em funçãodo teor de Nióbio

Eraldo Cordeiro Barros Filho, José Roberto Martinelli e Frank Ferrer SeneInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

Os rejeitos radioativos gerados nos reatoresnucleares e nas usinas de reprocessamentode elementos combustíveis queimados nãopodem ser tratados como lixo comum. Hánecessidade da imobilização destes rejeitospelo tempo de contenção necessário paragarantir a integridade do meio ambiente.Vidros niobofosfatos estão sendo propostospara esta finalidade e muitas de suaspropriedades ainda são desconhecidas, entreelas, a curva de viscosidade em função datemperatura. A viscosidade é um parâmetromuito importante para auxiliar no controle daformação dos vidros, pois influencia acristalização, que é dificultada pela barreiracinética para o re-arranjo atômico.A viscosidade de um vidro depende datemperatura e geralmente varia em umaampla faixa de valores, a partir da fase líquidaaté a solidificação do material. Portanto, sãonecessárias diferentes técnicas para adeterminação da viscosidade em função datemperatura. A escolha da técnica dependerádos valores de viscosidade a seremdeterminados. Uma das técnicas possíveisutiliza o prolongamento de fibras de vidro emfunção da temperatura. Este método éadequado para a determinação de valoresde viscosidades na faixa de 105 a 1012Pa.spermitindo a obtenção da temperatura deamolecimento de Littleton e das temperaturasde recozimento e transição vítrea . Estemétodo faz uso da seguinte equação empírica:

? = g . M . L1 . L

2 . (t

2 - t

1) (1)

3 . V . (L2 - L )

1

em que:g - aceleração da gravidade (m/s2)M - carga aplicada na fibra (Kg)V – volume da fibra (m3)L

1- comprimento inicial da fibra (m)

L2 - comprimento final da fibra (m)

t2 - tempo final (s)

t1 - tempo inicial (s)

OBJETIVO

Os objetivos do presente trabalho são,determinar a viscosidade em função do teorde nióbio em vidros niobofosfatos e ajustar acurva teórica de acordo com a equação deArrhenius.

METODOLOGIA

Foram produzidas fibras de vidro niobofosfato(23K

2O.40 Nb O

2 5.37P O

2 5) denominados Nb40

e (16K2O.44Nb2O

5.40P O

2 5) denominados Nb44

a partir da fusão de matérias-primasinorgânicas. O vidro niobofosfato tem sidoavaliado como matriz para a imobilização derejeitos radioativos. Foi utilizado inicialmenteum forno elétrico tubular com uma zona deaquecimento para possibilitar o alongamentodessas fibras. A figura 1 representaesquematicamente o dispositivo utilizado.

Figura 1: dispositivo para a determinação doprolongamento de fibras de vidro em função da

temperatura

Os dados obtidos foram inseridos numsoftware para cálculos e ajustes matemáticospara determinar os parâmetros de uma curva

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teórica da viscosidade (equação de Arrhenius)que melhor ajustem os pontos experimentais:

E

? = AeRT (2)em que:A (Pa.s) é uma constante que depende dacomposição do vidro;T (K) é a temperatura absoluta;E (J/mol) é a energia de ativação quetambém depende da composição do vidro e;R (J/mol.K) é a constante universal dos gases

RESULTADOS

As tabelas 1 e 2 apresentam os valores deviscosidade obtidos a partir de diferentesfibras de vidro Nb40 e Nb44, respectivamente,em função de temperatura:

TABELA 1: Valores de Viscosidades Para o Vidro Nb40

TABELA 2: Valores de Viscosidade Para o Vidro Nb44

A partir dos dados experimentais obtidos dovidro Nb44 foi possível, por meio de ajustesmatemáticos, determinar a curva teórica daviscosidade seguindo a equação de Arrhenius

[equação (2)]. A figura 2 apresenta a curvade viscosidade do vidro Nb44 após o ajustematemático dos dados da tabela 2.Observa-se que com o aumento de nióbio , há umaumento da viscosidade que deve estarcorrelacionado ao aumento de ligações dotipo, --O—NB—O—P-- , assumindo que o Nbparticipa como formador de vidros.

Figura 2. Curva de viscosidade(ordenada) em Pa.sversus temperatura(abscissa) em K obtido a partirde valores médios após ajuste da equação deArrhenius (vidro Nb44)

Os valores encontrados para os parâmetrosda equação de Arrhenius foram:A= 2,25x10-46 Pa.sE= 1,45x106 J/mol

CONCLUSÕES

Vidros niobofosfatos apresentam viscosidadesque dependem do teor de nióbio nacomposição do vidro e os resultados indicamque a viscosidade é diretamente proporcionalao teor de nióbio. Na seqüência deste trabalhopropõe-se determinar quantitativamente essadependência com a viscosidade e para issojá está em testes o aperfeiçoamento dosistema por meio da modificação do fornoelétrico e da introdução de correções dosparâmetros utilizados para o cálculo daviscosidade.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] James E. Shelby, Introduction to GlassScience and Technology, The Royal Societyof Chemistry (1997).[2] Arun K. Varshneya, Fundamentals ofInorganic Glasses, Academic Press, Inc(1994).[3] Jose Maria Fernandez Navarro, El Vidrio,CSIC, (1991).[4] Luciana Ghussn, “Síntese e caracterizaçãode vidros niobofosfatos e ferrofosfatosutilizados como meio para imobilização deU3O8“, Tese de Doutorado, IPEN-USP (2005).

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

temp fibra 1 fibra 2 fibra 3 fibra 4média

ºC (Pa.s) (Pa.s) (Pa.s) (Pa.s)(Pa.s)

760 2,5x1012 1,8x1013 2,3x1013 9,5x1012 1,3x1013

770 6,7x1011 3,5x1012 2,1x1012 4,9x1012 2,8x1012

780 4,0x1011 1,2x1012 1,0x1012 1,3x1012 9,8x1011

790 8,0x1010 1,9x1011 2,0x1011 4,5x1011 2,3x1011

795 3,0x1010 9,4x1010 4,6x1010 1,7x1011 8,4x1010

800 1,3x1010 7,7x1010 4,1x1010 1,0x1011 5,8x1010

805 1,0x1010 3,4x1010 1,2x1010 6,1x1010 2,9x1010

810 4,0x109 1,9x1010 1x1010 5,3x1010 2,1x1010

temp fibra 1 fibra 2 fibra 3 fibra 4média

ºC (Pa.s) (Pa.s) (Pa.s) (Pa.s)(Pa.s)

740 4,9x1011 5,3x1011 7,4x1011 2,4x1012 1,0x1012

750 7,2x1010 1,2x1011 6,4x1010 2,7x1011 1,3x1011

760 2,2x1010 3,5x1010 2,3x1010 4,7x1010 3,2x1010

770 4,6x109 9x109 5x109 1,2x1010 7,7x109

780 6,9x108 3x109 1,7x109 3,7x109 2,3x109

785 8,3x107 8x108 7,5x108 1,1x108 4,4x108

790 - 3,2x108 - - 3,2x108

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Aplicação da análise por ativação a estudos de cerâmicase argilas da Amazônia Central

Fábio A. Luz e Casimiro S. MunitaInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN

INTRODUÇÃO

A aplicação de métodos analíticos a estudosde cerâmicas torna-se útil para determinarelementos ao nível de traço e ultra-traço,cuja caracterização ajuda a esclarecer aexistência ou não de intercâmbio sócio-cultural e comercial entre comunidadesantigas.A análise por ativação com nêutrons, AAN, éum dos métodos mais bem sucedidos nestesestudos [1].

OBJETIVO

Caracterizar por meio de elementosinorgânicos fragmentos cerâmicos do sítioarqueológico Lago Grande, localizado naAmazônia Central, por AAN; e realizar oestudo de seleção de variáveis por meio deanálise Procrustes.

METODOLOGIA

Os detalhes do procedimento experimentalforam apresentados no resumo anterior [1].

RESULTADOS

Foram analisados 50 fragmentos com opropósito de caracterizar quimicamente o sítioe identificar as variáveis que são significativaspor meio da análise Procrustes como regrade parada na eliminação das variáveis Na,Lu, U, Yb, La, Th, Cr, Cs, Fe, Eu, Ce, Hf e Tb[2]. A análise Procrustes considera uma matrizX com dimensão (n x p), sendo n o númerode amostras e p o número de elementosdeterminados. O procedimento considera quea dimensão dos dados usada em umacomparação é k e essa dimensão asseguraque a variabilidade dos dados é explicada naescolha de k. A seguir, considera-se a matrizY, com dimensão (n x k) dos escores dascomponentes principais que produz a melhoraproximação da configuração dos dadosoriginais X. Suponhamos que q das p variáveisoriginais, onde q < p e q >= k, sejam

suficientes para representar a mesmaestrutura da matriz Y, então a matriz X comdimensão (n x k) dos escores doscomponentes principais é a que produz amelhor aproximação dos subconjuntos dedados. Portanto, se a verdadeira dimensãodos dados é k, então a matriz Y pode servista como a verdadeira configuração, e amatriz Z como a correspondenteconfiguração aproximada baseada somentenas q variáveis. Para medir a diferença entreas matrizes Y e Z usou-se a análiseProcrustes [3] avaliando o ajuste entre asduas matrizes pela soma do quadrado residual(M2), que mede a perda de informação sobrea estrutura dos dados quando somente qvariáveis selecionadas são usadas em vezdas p variáveis originais. Então a matriz Ycom dimensão (n x k) e Z com dimensão (nx k) dos escores das componentes principaispodem ser escritas como:

M2 = traço {YY’ + Z Z’ - Z Z Q’Y’}(1)

Krzanowiski [2] mostra que M2 temdistribuição proporcional ao χ2 com nk – k(k-1)/2 graus de liberdade. As p-q variáveis sãoeliminadas uma a uma, enquanto o M2 é menorque o valor crítico.A TABELA 1 mostra o procedimento deseleção de variáveis incluindo a seqüênciade eliminação, a distância dabidimensionalidade da configuração dascomponentes principais usando todos osdados (M2) e valor crítico de 5% (stoppingrule cv). Na TABELA, a variável Fe é o primeiroelemento a ser eliminado, uma vez que ovalor para M2 foi de 2 que mede aproximidade da bidimensionalidade daconfiguração das componentes principais.Isso mostra que para Fe o valor de 120calculado é o valor crítico com nível designificância de 5%, e como M2 é menor queesse valor, então, a eliminação de Fe nãoafeta significativamente a configuração dascomponentes principais. Uma vez que asvariáveis são eliminadas pela distância daconfiguração das componentes principais, M2

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aumenta e o valor crítico diminui, que porsua vez depende do número de variáveis,que também diminui.Quando a variável é eliminada, a configuraçãoassociada é alterada até o ponto em quechega a ser inaceitável, o que ocorre quandoM2 é maior que o valor crítico. Este ponto éalcançado quando o valor de M2 é maior queo cv, que ocorre para Na, que tem M2 de 87e o valor crítico de 76. Este procedimentosugere que Fe, Yb, U, Eu, Th, Sc e Lu sejameliminados um a um, nesta ordem, e que asvariáveis Ce, Na, La, Cr, Cs, Hf e Tb devemser consideradas.A Figura 1 mostra o gráfico de PC1 vs. PC2usando todas as variáveis e a Figura 2 ográfico PC1 vs. PC2 das variáveisselecionadas (Na, La, Cr, Cs, Ce, Hf e Tb).Comparando as Figuras 1 e 2, pode-se verque as variáveis selecionadas representam aestrutura completa dos dados, sem perda deinformação.

TABELA 1. Resultados do procedimento deeliminação

CONCLUSÕES

O estudo de seleção de variáveis mostra queos elementos Fe, Yb, U, Eu, Th, Sc e Lu nãoafetam significativamente a configuração doscomponentes principais. Entre eles, o Fe é avariável que menos afeta estas configurações.Pela análise de componentes principais,observa-se que os resultados são similaresse forem usadas todas as variáveis ou seforem usadas apenas as variáveisselecionadas.

Figura 1. PC 1 vs. PC 2 usando todas as variáveis

Figura 2. PC 1 vs. PC 2 usando as variáveis

selecionadas

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] LUZ, F. A. In Seminário Anual PIBIC-PROBIC – Livro de Resumos, 113-114, 2006.[2] KRZANOWISK, W. J. Statistics andComputing, 6: 51-56, 1996.[3] SIBSON, R. Journal of the Royal StatisticalSociety, B, 40: 234-238.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETOAPOIOFINANCEIRO AO PROJETOCNEN/PROBIC e FAPESP

Fe Yb U Eu Th Sc LuNa, La, Cr, Cs,

Ce, Hf, Tb

M2 2 6 12 19 28 49 6087 (Na)

cv 120 113 107 101 95 88 82 76 (Na)

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Diagnóstico punções de nódulos da tireóide pelaespectroscopia de absorção

Felipe Guimarães Albero e Martha Simões RibeiroInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN

INTRODUÇÃO

Os nódulos na tireóide são freqüentes egeralmente benignos, sendo que 10% destescasos clínicos correspondem a carcinomas.Atualmente, a punção biópsia aspirativa poragulha fina (PBAAF) é o padrão-ouro para odiagnóstico de tumores da tireóide do tipopapilífero, porém não discriminando entreneoplasias papilíferas e foliculares, sendonecessária intervenção cirúrgica devido aorisco de carcinoma.O presente trabalho descreve o uso daespectroscopia de absorção feita emamostras de PBAAF, nas quais analisamos ascorrespondências dos gráficos espectraisobtidos com a histologia dos tecidos e,conseqüentemente, sua potencial utilizaçãodiagnóstica.

OBJETIVO

Este trabalho tem por objetivo a análise depunções de nódulos da tireóide pelaespectroscopia de absorção, podendoconstituir-se um potencial métododiagnóstico.

METODOLOGIA

Analisou-se 22 PBAAF de pacientessubmetidos a tireoidectomia. As PBAAF foramrealizadas no tecido adjacente ao nódulo(tecido normal) e no próprio nódulo (tumor/bócio). As amostras foram separadas em doisgrupos, com duas em cada um assimdistribuidas: um somente com o material dapunção (normal e tumor/bócio) e outro comadição de solvente DMSO e RPMI (normal etumor/bócio), totalizando em 88 amostras.Utilizou-se um espectrômetro Varian, modeloCary-17D, Alemanha, calibrado entre 200 e700nm, com 1nm de resolução. Após anormalização dos espectros, os dados finaisforam comparados com o diagnóstico dahistologia feita pelo médico.

RESULTADOS

Das amostras analisadas, 22 amostras sãode nódulos da tireóide (12 bóciosadenomatosos, 9 carcinomas papilíferos, 1Tireoidite de Hashimoto) e 22 compreendemtecido adjacente normal. Observaram-sebandas de absorção em 276nm e 545nm. Abanda de 276nm apresentou menor densidadeóptica para carcinomas papilíferos e maiorpara bócios, mas para o tecido adjacentenormal mediu-se um sinal com maiorintensidade para carcinomas papilíferos. Paraa banda em 545nm houve inversão destesvalores.Após a análise estatística dos resultados daespectroscopia, os carcinomas mostraramuma semelhança na absorção dos carcinomaspapilíferos, evidenciando uma especificidadede 79% e uma sensibilidade de 100%, sendoobservada uma baixa diferença dep<0,0001 [1].

CONCLUSÕES

O objetivo foi atingido considerando que osresultados foram superiores aos obtidos pelosmétodos atuais: 100% contra 90% desensibilidade e 79% contra 68% deespecificidade [2]. Deste modo, aespectroscopia de absorção pode ser umaferramenta muito útil para auxiliar nadiferenciação entre carcinomas e bócios.Porém, uma avaliação adicional merece serfeita em PBAAF para tumores da tireóide dopadrão folicular, como também um maiornúmero de amostras.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Parise, O. JR.; Zezell, D.M.; Albero, F.G.; Vieira Jr., N. D.; Kuhbauche, R.; Takenaka,M.; Tarelho, L. V. G. Archives ofOtolaryngology and Head and NeckSurgery,132, 850-850, 2006.[2] Reinhardt MJ; Moser E. Eur. J. Nucl.Med., 23(5), 1996.

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APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNEN/PROBIC, CNPq e FAPESP

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Desenvolvimento de um analisador “Cromatógrafo a gás– CG/DCT” para determinação de pureza de hidrogênio

de célula a combustível

Felipe Valli e José Oscar Vega BustillosInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

Está em andamento um projeto de âmbitonacional para a pesquisa e desenvolvimentode Células a Combustível. Este projeto fazparte de um dos itens da pesquisa edesenvolvimento que diz respeito à reformado etanol para a produção de hidrogênio.As Células a Combustível são dispositivoseletroquímicos que convertem energia emeletricidade e calor sem a necessidade decombustão. A cromatografia é essencialmenteum método físico de separação em que oscomponentes a serem separados sãodistribuídos entre duas fases, sendo umaestacionária e outra móvel, que flui atravésda primeira.

OBJETIVO

Os objetivos deste projeto são:Desenvolvimento de um protótipo decromatógrafo para a determinação daeficiência da reforma de hidrogênio a partirdo etanol para combustível da CaC.Otimização da análise para condições detempo de resposta e seletividade decompostos utilizando o protótipo decromatógrafo.Avaliação e quantificação das amostrasgasosas provenientes da reforma do etanol.Comparação das metodologias, resultados ecustos em relação à equipamentoscomerciais.

METODOLOGIA

Aquisição da amostra. A partir da saída doreformador de gases, desenvolverprocedimento e aparato capaz de realizar aamostragem de volume definido dos gasesde reforma.Introdução da amostra. Criar um processopara introduzir a amostra adquirida empressão, temperatura e volume constantes.Separação na coluna. Definir através depesquisa e testes qual o(s) tipo(s) de coluna(fase estacionária) ideal para a separação

dos compostos da amostra, além de definirtemperaturas e fluxo de gás de arraste (fasemóvel) ideais.Detecção dos componentes. Através dadetecção por condutividade térmica doscompostos, registrar os sinais obtidos eelaborar um circuito para a coleta de dadose transformação dos mesmos em informação.Método analítico. Desenvolver umametodologia analítica para a verificação dograu de pureza do hidrogênio obtido atravésda reforma do etanol.Análises comparativas. A partir de umcromatógrafo comercial utilizado pelo IPENpara essas análises, desenvolver um aparatocromatográfico e buscar a determinaçãoquantitativa dos componentes das amostrasde modos a satisfazer as exigências técnicasda análise.

RESULTADOS

Algumas modificações foram necessárias noGC do laboratório pois ele não estavafuncionando. Foram trocados um capacitor eos dois termistores, e uma nova coluna foiempacotada. O GC voltou a funcionarconseguindo assim as primeiras analisespadrão de hidrogênio em papel.

CONCLUSÕES

O projeto caminhou bem até aqui, pois énecessário considerar o tempo em que levoupara a manutenção do GC, a demora naimportação do composto da nova coluna e otempo de estudo sobre cromatografia. Restaagora a parte final do projeto que é integraçãoem dados digitais e aplicação com analisespropriamente dita.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] CIOLA, R. Fundamentos da Cromatografiaa Gás. 2° Ed. Editora Edgard Blücher Ltda.São Paulo, 1985[2] COLLINS, C. H.; BONATO, P. S.; BRAGA,G. L. Introdução a Métodos Cromatográficos.

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6º Ed. Editora Unicamp, Campinas, 1995[3] EWING, G.W. Instrumental Methods ofChemical Analysis. 3º Ed., McGraw-Hill BookCompany, 1973[4] PORTAL CÉLULA A COMBUSTÍVEL.Coordenação de Emilio Hoffmann Gomes Neto.Desenvolvido por Icone Audiovisual, Creator& Brasil H2 Fuel Cell Energy, 2004. Apresentatexto sobre células a combustível, histórico,funcionamento e utilização. Disponível em:www.celulaacombustivel.com.br/cac/oconceito/cacintro.htm - 14 DE JANEIRO DE2005.

APOIO FINANCEIRO DO PROJETO

CNPq/PIBIC

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Aplicação do bioensaio Ba/F3-LLP na determinação dapotência biológica da prolactina humana glicosilada

(G-hPRL)

Fernanda dos Santos Arthuso e Carlos Roberto Jorge SoaresInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN

INTRODUÇÃO

A prolactina humana (hPRL) é um hormônioproteico primariamente secretado pelaglândula hipofisária anterior. Consiste de umacadeia única com uma massa molecular de23 kDa e com três pontes dissulfetointramoleculares.É mais conhecida por estimular a lactação,crescimento e desenvolvimento da glândulamamária, mas está também relacionada commais de trezentas funções diferentes. Possuiimportante uso diagnóstico, porém suaspossíveis aplicações clínicas ainda estão emfase de estudo. Apresenta duas isoformasprincipais a Prolactina Não Glicosilada (NG-hPRL) e a Prolactina Glicosilada (G-hPRL) [1].Nesse estudo a atividade ou potência dasdiferentes isoformas de prolactina foramavaliadas por dois bioensaios: o bioensaioclássico utilizando células Nb2, derivadas delinfoma de rato e outro desenvolvido em nossolaboratório utilizando células Ba/F

3-LLP. Essas

últimas, além de serem prolactino-dependentes foram transfectadas comreceptor humano para prolactina, apresenta,portanto a vantagem em relação ao bioensaiocom células Nb2 de ser um ensaio espécie-específico.

OBJETIVO

O projeto tem como meta a padronização eaplicação de bioensaios in vitro Ba/F

3-LLP e

Nb2 para a avaliação da potência biológicade isoformas de prolactina humana.

METODOLOGIA

A atividade lactogênica da hPRL e de seusanálogos foi determinada utilizando o ensaiode proliferação de células de linfoma de ratoNb2 e/ou Ba/F

3-LLP. Estas células por serem

prolactino-dependentes têm sua multiplicaçãorelacionada à quantidade e à potência daPRL presente na amostra, gerando assim umacurva dose-resposta. Foi utilizado comopadrão de referência o 3° Padrão

Internacional de Prolactina Humana WHO 84/50 de 1988 ou o WHO 97/714 de 2001, comatividade específica de 21,2 UI/mg e 57,2UI/mg, respectivamente. O ensaio foirealizado em placas de 96 poços (20 a 50kcélulas/poço). Após incubação por 72h, a37°C e com 5% CO

2 as células foram

quantificadas por leitura a 490 nm, apósadição da solução MTS-PMS (Cell Titer 96Aqueous Kit, Promega Corp., Madison, WI)segundo especificações do fabricante [2].

RESULTADOS

Um exemplo de curva de proliferação utilizandocélulas Ba/F

3-LLP é apresentado na Figura 1.

Esse ensaio apresenta uma sensibilidade deresposta da ordem de 50 picogramas de hPRL/mL e a leitura após 2 horas de incubaçãocom MTS-PMS foi a que apresentou melhorresposta.

Figura 1. Exemplo de ensaio proliferativo comcélulas Ba/F

3-LLP utilizando o padrão de hPRL

recombinante WHO-CRS. São comparadascurvas dose-resposta obtidas com diferentestempos de incubação após adição da soluçãoMTS-PMS

Na Figura 2 temos um exemplo de ensaio comcélulas Ba/F

3-LLP, onde são comparadas as

potências de amostras de G-hPRL e NG-hPRL.Esses dados mostram que a G-hPRL apresentauma potência de 37,4 UI/mg, inferior àpotência da NG-hPRL calculada em 111,8 UI/mg.

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Figura 2: Ensaio proliferativo com células Ba/F3-

LLP comparando a curva dose-resposta da G-hPRL e NG-hPRL frente ao padrão de hPRL 97/714 da WHO

Na Figura 3 temos um exemplo de ensaio emcélulas Nb2 onde são comparadas aspotências de amostras de G-hPRL e NG-hPRLfornecidas pela WHO. Esses dados mostramque a G-hPRL apresenta uma potência cercade 3 vezes inferior à potência da NG-hPRL,neste caso a sensibilidade de resposta foi daordem de 20 pghPRL/mL.

Figura 3: Ensaio proliferativo com células Nb2comparando a curva dose-resposta da G-hPRLe NG-hPRL

CONCLUSÕES

O ensaio de proliferação com células Ba/F3-LLP apresenta alta sensibilidade (~50 pghPRL/mL), similar à sensibilidade do ensaio clássicocom células Nb2 (~20 pghPRL/mL). A melhorresposta foi obtida com 2 horas de incubação,após adição do reagente MTS-PMS.A G-hPRL, tanto no ensaio com células Ba/F3-LLP como com células Nb2, apresentouatividade biológica menor, aproximadamente30% do valor da isoforma NG-hPRL.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Soares, C.R.J., Morganti, L., Miloux, B.,Lupker, J.H., Ferrara, P., and Bartolini, P. 2000.High level synthesis of human prolactin inChinese Hamster Ovary cells. Biotechnol.Appl. Biochem. 32:127-135.[2] Soares, C. R., A. Glezer, K. Okazaki, E. K.Ueda, S. R. Heller, A. M. Walker, V. Goffin,and P. Bartolini. 2006. Physico-chemical andbiological characterizations of two humanprolactin analogs exhibiting controversial

bioactivity, synthesized in Chinese hamsterovary (CHO) cells. Protein Expr Purif48:182-94.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC e FAPESP

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Avaliação da concentração de ômega 3 em filé de salmãoapós a irradiação em aceleradores de elétrons

Fernanda Santos Thomaz e Anna Lucia C.H. VillavicencioInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN

INTRODUÇÃO

A população brasileira ainda tem um consumode pescado considerado como poucoexpressivo [1].Porém, é possível observado um aumento nosúltimos 20 anos. E o hábito de consumirpescado cru deixa de ser exclusivo àcomunidade japonesa, ganha cada vez maisadeptos nos grandes centros urbanos,principalmente junto à população com poderaquisitivo mais elevado [2].Os peixes são alimentos de alto valornutricional, especificamente o Salmão é ricoem vitamina D e ácido graxo poliinsaturadode cadeia longa, o ômega 3 representadoscomo n-3 ou w-3, denominados por possuiremsua primeira ligação no carbono 3 a partir doradical metil do ácido graxo, sãorepresentados pelos ácido alfa-linolênico(18:3n-3), EPA – ácido eicosapentaenóico(20:5n3) e o DHA – ácido docosahexaenoico(22:6n-3) [2].Desde os anos 70, autoridades públicas naárea de saúde têm advertido para reduçãodos níveis de ácidos graxos saturados eaumento dos níveis de ácidos graxospoliinsaturados em nossa alimentação.Entretanto, pesquisas com pescadoconsumido cru ressaltam a importância destealimento como veiculador de agentescausadores de doenças transmitidas poralimentos (DTAs) [3].Neste contexto a irradiação contribuipositivamente para eliminação demicroorganismos patogênicos e preservaçãodo alimento por mais tempo[4; 5].

OBJETIVO

Analisar as alterações nos teores dos ácidosgraxos da classe Ômega 3 em filé de salmãocru, seguidas por processamento emacelerador de elétrons com doses de 0.0,1.0 e 2.0kGy.

METODOLOGIA

Os filés de Salmão foram adquiridos nomercado varejista da cidade de São Paulo.As amostras foram irradiadas congeladas nasdoses de 0.0, 1.0 e 2.0 kGy. Os filés foramindividualmente triturados à temperaturaambiente e submetidos ao processo deextração de lipídios utilizando o método deBLIGH e DYER [6]. Os resultados expressosem percentagens de DHA e EPA encontrados,em relação ao total dos ácidos graxospresentes nos lipídios. As análises foramrealizadas somente para os ácidos graxos DHAe EPA.

RESULTADOS

Na comparação dos tratamento irradiados a1.0 kGy e 2.0 kGy, mostrou-se similar aocontrole, demostrando diferença nãosignificativa entre os resultadosapresentados.

CONCLUSÕES

O emprego da irradiação consistiu emconservar o alimento e grande parte de suascaracterísticas nutritivas, dificultando a açõesdesfavoráveis de microrganismo e enzimas.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] QUINTAES, K.D.; VARGAS, D.S.T. Potentialmicrobiological hazard as consequence ofusing monobloc plastic boxes for storage andtransportation of fish in São Paulo. Ciência eTecnologia de Alimentos, v.23, n.3, 2003.[2] SOUZA, et al. Componentes funcionaisnos alimentos. Boletim da Sociedade Brasileirade Ciência e Tecnologia de alimentos (SBCTA),v.37, n.2, p.127-135, 2003.[3] SOARES, C.M.; GERMANO, P.M.L.Características Microbiológicas e Físico –Químicas do Salmão (Samo Salar) Utilizadoem Sashimis. Higiene Alimentar, v. 19, n. 135,p.59-63, 2005.

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[4] ARMSTRONG, S. G; WYLLIE, S. G.; LEACH,D. N. Effects of Preservation by Gamma-irradiation on the Nutritional Quality ofAustralian Fish. Food Chemistry, n. 50, p.351-357,1994.[5] MORAES, I.R. Estudo Comparativo daSensibilidade de Cistos de Metacercárias dePhagicola Faust, 1920 (Trematoda:Heterophyidae) à Radiação Ionizante e aoCongelamento em Peixes Crus Preparados aPartir de Tainha Mugil Linnaeus, 1758 (Pisces:Mugilidae). 2005. Tese (Doutorado) – Institutode Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN)associada com a Universidade de São Paulo.[6] BLIGH, E.G.; DYER, W.J. A rapid methodof total lipid extraction and purification. Can.J. Biochem. Physiol. v. 27, p. 911-917, 1959.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

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Experimentos de medidas de doses absorvidas comdosímetros termo luminescentes do tipo LiF-100 para

uso clínico em radioterapia com feixes de elétrons

Gabriel Paiva Fonseca e Hélio YoriyasInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

Os dosímetros termoluminescentes (TLDs)são amplamente utilizados para medidas dedose de radiação em diversas áreas depesquisa, especialmente onde o tamanho dosdetectores é um fator importante. Emaplicações clínicas, medidas de dose usandoTLDs constituem uma parte importante noprocesso de validação do sistema deplanejamento de tratamento. Este trabalhodescreve uma metodologia [1,2] paracaracterizar cada dosímetro, estabelecendoum fator de calibração individual, objetivandoaumentar a precisão, reduzindo osdeslocamentos sistemáticos devido ainstabilidades térmicas e óticas, a fim dealcançar o nível de precisão requerido emdosimetria clínica [3,4].

OBJETIVO

Este trabalho pretende auxiliar oaprimoramento das técnicas de radioterapiacom feixes de elétrons, apresentandoparâmetros clínicos mais acurados,contribuindo para um melhor planejamento dosistema de tratamento, aumentando suaeficácia. No presente trabalho, são utilizadosdosímetros do tipo pastilha TLD 100 Harshaw,para medidas experimentais de perfis axiais eradiais de dose, feitas em fantomas de água,rotineiramente realizadas no procedimento decalibração dos aceleradores no Instituto deRadioterapia do Hospital das Clínicas de SãoPaulo.Esses parâmetros obtidos, associados aos osdados fornecidos por outros integrantes dotrabalho utilizando câmaras de ionização ediodos serão utilizados em uma segunda etapado trabalho, onde se pretende-simular,através de códigos de Monte Carlo, ostratamentos realizados em centros clínicosde radioterapia para cálculo de doseabsorvida.

METODOLOGIA

Tratamento térmicoO tratamento térmico recomendado pelofabricante (Thermal Electron-Eberline)consiste em submeter as pastilhas a umatemperatura de 400 ºC por uma hora, e emseguida tratar os dosímetros por duas horasa uma temperatura de 100 ºC.IrradiaçãoOs dosímetros foram irradiados no aceleradorlinear VARIAN CLINAC 2100C do Hospital dasClínicas com feixes de elétrons com energiasde 6, 9, 12 e 15 MeV.Resposta termoluminescenteA leitura dos dosímetros foi realizada em umaleitora Harshaw modelo 3500, com exceçãode três leituras realizadas em uma leitoraVictoren, com o auxilio de uma digitalizadorae utilizando o programa WinREMS PL-26732.8.1.0.0. Os picos de emissão puderamser analisados isoladamente, utilizando apenasos picos 4 e 5 de maior intensidade e quesão também os mais estáveis [3,5].

RESULTADOS

Após algumas irradiações foi possível observaro comportamento de cada dosímetro emrelação à média. Uma vez definida estavariação foi calculado um fator de correçãopara cada dosímetro, por um método deanálise que reduz o efeito das interferênciasambientais e térmicas, uma vez que a leiturafoi normalizada em relação a uma leiturapadrão escolhida.Esta análise permite trabalhar com todo oconjunto mantendo uma incerteza abaixo dovalor mínimo de precisão exigida parautilização na dosimetria clínica [3,4].Os dosímetros termoluminescentes foramseparados em dez grupos, com novedosímetros cada um, escolhidosaleatoriamente antes de cada irradiação. Osgrupos foram irradiados separadamente nasmesmas condições alterando apenas aprofundidade, estabelecida pelo número deplacas de água sólida, permitindo o

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levantamento de PDP`s (Percentual de doseprofunda) para as energias de 6, 9, 12 e 15MeV. As figuras 1 e 2, representamrespectivamente as medidas experimentais dePDP para energias de 6 e 15 MeV. Pela análisedos resultados é possível observar o aumentoda dispersão das medidas, que indica umpossível desvanecimento dos dosímetrosdevido ao tempo de uso.

Figura 1: Medidas experimentais com TLD´scomparadas com câmara de ionização, parafeixes de 6 MeV

Figura 2: Medidas experimentais com TLD´scomparadas com câmara de ionização, parafeixes de 15 MeV

CONCLUSÕES

Os resultados obtidos apresentam boaprecisão demonstrando que é possíveltrabalhar em dosimetria clínica utilizando talmaterial, tornando um bom resultadocomplementar as medidas realizadas comcâmaras de ionização.Normalizando a partir de uma determinadaleitura, é possível excluir fatores ambientaise humanos, analisando apenas a resposta dodosímetro, obtendo assim um fator decorreção mais preciso, reduzindo o desvio dasrespostas. No entanto é possível observarque este fator muda devido aodesvanecimento dos dosímetros, necessitandoassim de calibrações periódicas.Uma nova calibração será feita para obtençãode novos fatores de calibração e análise dasmudanças provocadas pelo desvanecimentodos dosímetros devido ao uso. Pretende-se

assim estabelecer a utilização de metodologiaconfiável para o trabalho com dosímetrostermoluminescentes do tipo LiF-100 emdosimetria clínica.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] U. Fill, D. Regulla, M. Sprunck, PC-AssistedDose Assessment in Clinical TL Dosimetry andQA Progammes. GSF report D-85758.Radiation Protection Dosimetry, Vol 66, pp.249-253. Nuclear Technology Publishing 1999.[2] L. A. R. da Rosa, D. F Regulla, U. A. Fill.Reproducibility study of TLD-100 micro-cubesat radiotherapy dose level. Elsevier Science1999.[3]A. V. Marin, Desenvolvimento de umsistema dosimétrico postal para uso emprogramas de qualidade em radioterapia comfeixes de fótons em condição de nãoreferência, Dissertação de Mestrado.Comissão Nacional de Energia Nuclear 2003.[4] S. C. Klevenhagem, Physics of ElectronBeam Therapy,(Medical Physics Handbooks).Adam Hilger Ltd. Pp 165 1985.[5] S. W. S. Mckeever, Marko Moscovitch, P.D. Townsend, Thermoluminescence DosimetryMaterial: Properties and Uses, NuclearTechnology Publishing England 2005.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPQ/PIBIC e FAPESP

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Determinação de elementos essenciais em alimentosdiet e light por análise por ativação com nêutrons

Gerson Hideo Ito e Vera Akiko MaiharaInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

O consumo de produtos dietéticos, alimentosdiet e light, tem ganhado espaço nos hábitosalimentares da população brasileira. Talcomportamento parece estar relacionado àpreocupação das pessoas com qualidade eestilo de vida [1]. Apesar do consumoaumentado de alimentos dietéticos na dietatradicional brasileira, o conhecimento de suascomposições químicas sob o ponto de vistanutricional e toxicológico é restrito.

OBJETIVO

O objetivo deste estudo foi determinarelementos essenciais nos alimentos diet, lighte seus similares normais através do Métodode Análise por Ativação com NêutronsInstrumental (AANI) e comparar seusresultados.

METODOLOGIA

Utilizou-se o método de análise por ativaçãocom nêutrons comparativa [2]. Cerca de 150mg de amostra dos produtos dietéticos e demateriais de referência (Bovine Liver SRM1577b e Mixed Polish Herb – INCT MPH-2)foram pesados em invólucros de plásticodesmineralizados Em seguida as amostras dosalimentos dietéticos, os materiais dereferência e os padrões pipetados doselementosde interesse foram irradiados simultaneamenteno reator nuclear de pesquisa IEA-R1 do Ipen/CNEN-SP por8 horas sob fluxo de nêutrons térmicos 5x1012

cm -2s -1. Após tempos de decaimentoadequados as atividades induzidas dosradioisótopos presentes nas amostras, nosmateriais de referência e nos padrões forammedidas em um detector de Ge hiperpuromodelo POP TOP da EG&G ORTEC, comresolução de 1,90 keV no pico de 1332 keVdo 60Co acoplado a uma eletrônica associada.Os espectros gama obtidos foram

processados usando o programa decomputação VISPECT 2 [3].

RESULTADOS

Para avaliar a exatidão e precisão dametodologia aplicada foram analisadosmateriais de referência Bovine Liver SRM1577b [4] e Mixed Polish Herbs INCT-MPH -2 [5] nas mesmas condições experimentais.Os resultados obtidos foram concordantescom os valores certificados, apresentandoerros relativos menores que 10% para amaioria dos elementos determinados. Quantoà precisão os resultados também foramsatisfatórios, apresentando valores de desviopadrão menores que 10 %.As Tabelas 1 e 2 apresentam os intervalosde concentrações dos elementos Br, Ca, K,Na, Fe , Zn, Se, Cr e Co em mg kg-1.Pelos resultados obtidos pode-se observarque entre as amostras de cappuccino nãohouve diferenças entre as concentraçõesdos elementos determinados, exceto oelemento Cr. Em relação às gelatinas houveuma variação maior de concentração doselementos determinados entre as gelatinasdiet, light e normal. Para os adoçantesanalisados as concentrações de Ca, Zn,Co, Cr determinadas foram da mesma ordemde grandeza e para os demais elementoshouve uma variação maior de suasconcentrações.

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TABELA 1: Intervalos de concentrações (mgkg-1) para as Amostras de Cappuccino, Gelatinas

e Adoçantes(Resultados na base seca)

a: cappuccino light, diet e normal (CAP); b:gelatina diet ,normal e light (GDL) ; c: adoçantes(AD); nd: não determinado

TABELA 2: Intervalos de concentrações (mgkg-1) para as Amostras de Achocolatados.(Resultados na base seca)

Já para as amostras de achocolatados natabela 2, o tipo normal apresentouconcentrações mais altas para os elementosBr, K, Fe, Se e Co em relação às das amostralight.

CONCLUSÃO

Os resultados apresentados neste trabalhosão preliminares e mais amostras serãoanalisadas para verificar se há diferençassignificativas entre os tipos light , diet enormal em relação aos seus constituintesinorgânicos. Esses dados são importantespara o conhecimento da composição

elementar de alimentos brasileiros econstituem-se numa contribuição para aTabela Brasileira de alimentos.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Associação Brasileira da Indústria eAlimentos Dietéticos e para finsespeciais. “Mercado Diet e Light”.w w w . a b i a d . o r g . b r / p d f /mercado_diet_light_novo.(2004).[2] Maihara, V.A, “Aplicação do Método deAnálise por Ativação com Nêutrons àdeterminação Multielementar de Amostras deAlimentos”,. São Paulo, 1985 Dissertação deMestrado, IPEN.[3] Piccot D. comunicação pessoal[4] National Institute of Standard &Technology - Bovine Liver Standard ReferenceMaterial 1577b, Gaithersburg, MD, 1991.[5] Institute of Nuclear Chemistry andTechnology, Report IchTJ: Seria A nr 4/2002Preparation and Certification of the PolishReference Material: Mixed Polish Herbs(INCT-MPH-2) for Inorganic Trace Analysis, Varsóvia,2002.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNEN/PROBICAmostras

Elementos LightsNormal

Br 1,1 - 6,77,1 - 12,0

Ca 272 - 6077411 – 1064

Na 110 - 999303 – 2080

K 2174 - 55846735 – 7445

Fe 27 - 3876 – 95

Zn 7,0 – 18,216,1 - 16,7

Se 0,0430,103 – 0,107

Cr 0,218 – 0,906 0,544 – 1,488

Amostras

Elementos CAPa GDLb ADc

Br 18,5-22,8 0,3–3,40,1-4,9

Ca 6985-7542 190-119477-104

Na 4089 - 5712 nd21,3-5807

K 10425-11236 nd64-1642

Fe 18 -32 1,3-13,0Nd

Zn 17 - 19 0,5-2,10,1-0,4

Se 0,059–0,076 0,010-0,029Nd

Cr 0,149–0,905 0,095–0,2250,016-0,096

Co 0,060–0,073 0,002–0,019 0,001-0,004

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Desenvolvimento de Geradores de 90Sr-90Y

Graciela Barrio, João Alberto Osso JuniorInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

Um tipo de gerador que desenvolveradioisótopos terapêuticos de enormeinteresse é o que produz 90Y (T

1/2 = 64,1

horas, Eβmáx = 2,28 MeV), com uma emissãopura de partícula β, formado pelo decaimentodo 90Sr (T

1/2 = 28 anos). O 90Y tem uma

eficácia estabelecida para terapia de câncer,marcando, por exemplo, peptídeos [1] e parao tratamento de artrite e dores nos ossos,sendo usado em vários centros por todo omundo [2]. Os geradores de 90Sr-90Y podemser usados desde vários meses até váriosanos, devido a longa meia-vida do 90Sr.

OBJETIVO

Os objetivos deste trabalho consistem nodesenvolvimento de metodologias para apreparação de geradores de 90Sr-90Y e detécnicas de controle de qualidaderadionulídica utilizando 85Sr (emissor gama)como um traçador radiativo para determinartambém a eficiência da separação.

METODOLOGIA

Dois geradores foram desenvolvidos, ambosusando resinas de troca catiônica, visandoseparar 90Y do 90Sr. A solução contendo opar 90Sr/90Y foi preparada em HNO

3 1M e

EDTA (ácido etilenodiaminetetraacético) foiusado como eluente. Para a execução destetrabalho, todos os reagentes foram de grauanalítico e todos os experimentos foramrealizados no Centro de Radiofarmácia (IPEN/CNEN-SP).Padronização das amostras de 90Sr-90Y: Umcontador de cintilação líquida (modelo Tri-Carb 1900 TR, Packard Company) e umasolução cintiladora líquida (Ultima Gold XR),foram utilizados para a determinação dasamostras padrões de 90Sr-90Y e 90Y. Umaamostra de 90Y puro cedida pelo Centro foianalisada e seu espectro foi adquirido. Asamostras foram analisadas durante 60 min.Primeiro Gerador de 90Sr-90Y: Este gerador

consiste de uma coluna cromatográfica devidro com 1 cm de diâmetro e 2 cm de alturamontada verticalmente com lã de vidro eresina de troca catiônica AG 50W-X4 (100-200 mesh, forma H+) ativada com águadestilada, HCl 0,1M e NaOH 0,1M. Em seguidaa resina foi condicionada com 50 mL desolução de EDTA, preparada dissolvendo 0,279g de EDTA sódico em 250 mL de água sob umpH=4,8. A solução carga foi preparadadiluindo 0,1 mL (5 mCi) de 90Sr em 100 mL deHNO

3 1M. Desta solução, 2 ml (100 µCi) de

90Sr foi percolada na coluna seguido de 5 mLde EDTA. Após 24 h de descanso paraadsorção, a coluna foi lavada com EDTA duasvezes e após 3 dias o gerador foi eluído auma vazão constante de 204 gotas/min com15 mL de EDTA semanalmente. As atividadesdas amostras de 90Y foram determinadas numcontador cintilador líquido (LSC) por 30minutos para aquisição do seu espectro.Segundo Gerador de 90Sr-90Y: Este geradorconsiste de uma coluna cromatográfica devidro com 1 cm de diâmetro e 8 cm de altura,montada verticalmente com lã de vidro eresina catiônica AG 50W-X8 (200-400 mesh),ativada para a forma Na+ com água destiladae NaOH 1M. Em seguida a resina foicondicionada com 100 mL de solução EDTApH=4,8. A solução carga foi preparada com20 µL de 90Sr (1,5 mCi) em HNO

3 1M e 300 µm

de 85Sr (777 µCi, emissor γ). Esta solução e 4mL de EDTA foram percolados na coluna. Apóseste processo, a coluna foi lavada 5 vezesimediatamente com EDTA no mesmo volume.Após dois dias, eluições de 15 ml foramrealizadas semanalmente a uma vazãoconstante de 6 gotas/min. As atividades de90Y nas amostras foram determinadas no LSCpor 30 minutos e a atividade de 85Sr, utilizadocomo um traçador neste gerador, foideterminada por espectrometria de raios gamacom um detector HPGe. O método decromatografia em papel também foi realizadopara o controle de qualidade do sistemagerador.

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RESULTADOS

A figura 1 mostra a curva de eluição para o1° gerador, onde há um aumento do 90Yconforme o aumento do volume das eluiçõesao longo do processo. Este aumento é devidoao decaimento de 90Sr e o crescimento de90Y, resultando em baixos rendimentos.

Figura 1. Curvas de eluição do 1° gerador 90Sr-90Y

A partir das curvas de eluição para o 2°gerador da figura 2, pode-se observar ocrescimento da atividade de 90Y ao longo dovolume eluído. Entre a 1ª e a 4ª eluição, aatividade de 90Y manteve-se praticamenteconstante. A partir da 5ª eluição, um abruptocrescimento na atividade foi observado aolongo do crescente volume, conseguindorendimentos superiores a 65% para estegerador. O controle de qualidade mostrou aausência de 90Sr em 90Y ou impurezas de 85Sr,dentro dos limites de detecção dosdetectores.

Figura 2. Curvas de eluição do 2° gerador90Sr-90Y

CONCLUSÕES

Os resultados apresentados são muitopromissores, utilizando uma resina de trocacatiônica mostrando a forte adsorção do 90Sre a eluição do 90Y usando EDTA 0,003M comoeluente em ambos geradores. Com isso, ametodologia proposta é adequada para aseparação destes dois nuclídeos. Através dasanálises espectrais relativas dos doiselementos e em cada eluição realizada,conclui-se que está sendo desenvolvido umgerador com a qualidade adequada, porémestudos ainda sao necessários para torná-lomais eficiente.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] M. TUBIS, & W. WOLF, “Radiopharmacy”.New York, U.S.A.: John Wiley & Sons, p. 263-5 (1976).[2] M. Chinol e D. J. Hnatowich, “Generator-produced yttrium-90 for radioimmunotherapy”,J. Nucl. Med. Vol. 28, Número 9, pp. 1465-1470 (1987).

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

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Utilização de filmes radiográficos para estudosdosimétricos em radioterapia com feixes de elétrons

Gregório Soares de Souza e Paulo de Tarso Dalledone SiqueiraInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN

INTRODUÇÃO

A dosimetria com feixes de elétrons aindacontinua sendo objeto de muitos estudos,principalmente para faixa de energia de usoclínico que normalmente varia entre 4 e 20MeV. O alcance limitado dos elétrons permitetratar particularmente estruturas superficiaislimitando a dose em tecidos mais profundos.Entretanto, verifica-se que em muitos centrosmédicos, feixes de elétrons são subutilizadosprincipalmente pela dificuldade em se estimarcorretamente as doses em regiõesheterogêneas devido à complexidade doespalhamento em meios que envolvesimultaneamente ar, tecido mole e osso. Aregião de build-up é a região de maiorinteresse clínico, porém de difícil avaliaçãodosimétrica principalmente nos primeirosmilímetros devido ao tamanho das câmarasde ionização, equipamento de uso consagradopara este tipo de dosimetria. Uma boa opçãoé a utilização de filmes radiográficos pelo fatode fornecerem dados com alta resoluçãoespacial e ao mesmo tempo uma distribuiçãobidimensional de dose em cada exposição,possibilitando uma forma rápida de se realizarmedidas experimentais. Entretanto, existemvários fatores que afetam sensibilidade dosfilmes radiográficos tais como energia,orientação do filme e o tipo de densitômetro[1]. Uma ferramenta adicional para minimizare auxiliar esses fatores é o uso de dosimetrianumérica, onde códigos computacionaiscalculam ou simulam a interação da radiaçãocom a matéria.Um dos fatores que influenciam diretamentena qualidade dos resultados de Monte Carloé o correto conhecimento das característicasdo feixe de elétron incidente no alvo,entretanto, existe apenas um limitadoconhecimento das características dos feixesde elétrons na literatura [2].

OBJETIVO

Este trabalho pretende auxiliar na dosimetriaclínica com feixes de elétrons utilizada no

serviço de radioterapia do Hospital dasClínicas, utilizando filmes radiográficos X-OMAT V da Kodak para medidas de doseradiais e axiais em objetos simuladores(phantoms) de água sólida, acrílico e água.Numa segunda etapa do trabalho, pretende-se simular os experimentos realizados, atravésdo uso do código de Monte Carlo, MCNP-4C

[3].

METODOLOGIA

Um filme radiográfico consiste em uma basetransparente, feita de acetato de celuloseou resina de poliéster, recoberta por umaemulsão contendo cristais de brometo deprata muito pequenos. Quando o filme éexposto à radiação ionizante ou luz visível,uma reação química envolvendo os cristaisresulta no que é chamado de imagem latente.Uma série de filmes foram irradiados por feixesde elétrons produzidos pelo acelerador VarianClinac 2100C do Instituto de Radioterapia doHospital das Clínicas de São Paulo. Osparâmetros analisados nas irradiações foram:energia do feixe; dose administrada, tamanhodo campo e orientação do filme no objetosimulador. Para estas medidas foram utilizadosobjetos simuladores de água, água sólida eacrílico. Imediatamente após a irradiação dosfilmes, estes foram revelados eposteriormente digitalizados. A análise dosfilmes foi feita ora pela utilização dedensitômetros ópticos ora pela manipulaçãodas imagens digitalizadas. O programautilizado para a análise foi o ImageJ (Imageprocessing and analysis in Java) [4].

RESULTADOS

Todas as análises feitas foram de filmes járevelados e digitalizados. Um par de filmesfoi selecionado para análise com odensitômetro ótico no Hospital das Clinicas.Para a calibração dos filmes foram irradiadosdois filmes, cada qual com uma energia defeixe, a saber 6 e 15 MeV. Estas energiasforam escolhidas por corresponderem aos

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limites energéticos de operação do aceleradorempregado. Cada filme foi exposto a 9radiações com doses variando de 10 a 90cGy. Cada irradiação correspondeu a um feixede 4x4 cm2 sensibilizando regiões diferentesdo filme. Em todas irradiações utilizou-se umobjeto simulador de acrílico com o filmeposicionado perpendicularmente ao feixe àprofundidade de 1,3 cm para o filme A (energiado feixe = 6 MeV) e 3,0 cm para o filme B(energia do feixe = 15 MeV). Com o auxíliodo densitômetro ótico foram obtidas asdensidades óticas médias de cada uma dasradiações dos dois filmes. A densidade óticamédia de cada irradiação foi estimada a partirda média de 4 medidas, que apresentaramvalores muito próximos uns do outros, e queportanto o desvio padrão nesse caso foi bempequeno. Com os valores médios foramlevantadas duas curvas sensitométricas umapara 6 MeV e outra para 15 MeV.Foram construídos gráficos para cada energiarelacionando os tons de cinza com adensidade óptica (figura 1)

Figura 1: Relação entre osparâmetros:Densidade Óptica e Tom de Cinza

Verifica-se a existência de uma relação entrea densidade ótica e os tons de cinza, ouseja, as duas grandezas são proporcionais.Portanto, a “curva sensitométrica” utilizandotons de cinza e não densidade ótica servetambém para aprimorar essa relação. Não sepode afirmar que as duas curvas sãototalmente equivalentes, mas um dosobjetivos desse trabalho é aprimorar astécnicas de medição do programa e testarsua validade.Dois filmes de irradiações paralelas ao feixe,um de 9 MeV e outro de 15 MeV, tambémforam analisados no ImageJ para se obter osperfis de dose profunda, PDP (figuras 2 e 3)que quando comparados com valores obtidoscom a câmera de ionização se mostrarambastante correlatos, com uma diferençamáxima de 6% na região build-up. Adiscrepância de valores no começo da curvadeve-se ao desvio entre a imagem do filme e

a imagem digitalizada, em ambas imagens ofilme foi digitalizado um pouco inclinado emrelação a imagem total digitalizada e issoocasionou uma certa dificuldade para mediros tons de cinza.

Figura 2 : PDPs para feixe de elétrons de 9 MeVobtidos com filme e câmera de ionização

Figura 3: PDPs para feixe de elétrons de 15 MeVobtidos com filme e câmera de ionização

CONCLUSÕES

Uma das vantagens da análise pelo programaImageJ é a rapidez com que se obtém osvalores de tons de cinza dos filmesdigitalizados. E nessa primeira análise autilização do programa foi satisfatória,associando a rapidez desse procedimento comalgumas vantagens da dosimetria utilizandofilmes. Comparado aos outros tipos de análise,torna o filme uma boa opção para dosimetriade feixe de elétrons.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

1. J. Williamson., Film dosimetry ofmegavoltage photon beams: A practicalmethod of isodensity-to-isodose curveconversion, Med. Phys., 8(1), pp. 94-98,1981.2. B. Fadegon, J. Balogh, R. Mackensie andD. Scora, Clinical considerations of MonteCarlo for electron radiotherapy treatmentplanning, Rad. Phys. Chem., 53, pp.217-227,1998.3. J.F. Briesmeister, MCNP: A general MonteCarlo N-particle transport code, version 4C,LA-13709-M, Los Alamos ScientificLaboratory, Los Alamos, New México, 2000.4. http://rsb.info.nih.gov/ij/

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNEN/PROBIC

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Determinação de constituintes inorgânicos emfitoterápicos por meio de análise por ativação com

nêutrons

Henrique Sousa Moreira, Marina Beatriz Agostini Vasconcellos e Mitiko SaikiInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN

INTRODUÇÃO

Atualmente, os fitoterápicos conquistamespaço no lugar de diversos medicamentossintéticos por serem considerados produtosnaturais, gerando na população a sensaçãode menor agressividade à saúde em relaçãoaos sintéticos, além de apresentarem menorcusto no seu desenvolvimento e aquisição epor não necessitar o requisito da prescriçãomédica para ser ministrado [1].Apesar da maioria dos princípios ativos dasplantas medicinais estarem ligados àsmoléculas orgânicas, é de suma importânciadeterminar as concentrações de elementostraço nelas presentes, visto que eles podeminfluenciar na sua ação farmacológica etambém devido ao papel que certos oligo-elementos desempenham na saúde humana,podendo ser prejudiciais à saúde, dependendode suas concentrações.

OBJETIVO

Este trabalho tem como objetivo determinaros constituintes inorgânicos em fitoterápicospara posterior análise da relação existenteentre as suas concentrações elementares eos seus possíveis efeitos terapêuticos.

METODOLOGIA

Os fitoterápicos analisados foram osseguintes: Centelha asiática (Hidrocotyleasiatica da família do Apiaceae) que possuiação sobre a circulação sangüínea, sendoutilizada como coadjuvante nos quadros decelulite; Ginkgo biloba (Ginkgo biloba da famíliado Ginkgoceae) que possui ação vasodilatadora e antioxidante, prevenindo oenvelhecimento e doenças cardiovasculares,sendo também utilizada nos casos devertigens, labirintite e lapsos de memória; eGinseng (Pfaffia paniculata) que apresentaação estimulante do sistema nervoso central,melhorando as funções de memória, cansaçomental e estresse.Para avaliar a qualidade dos resultados

analíticos com relação à precisão e exatidão,foram analisados materiais certificados dereferência.Prepararam-se padrões sintéticos deelementos para determinação dasconcentrações elementares nos fitoterápicospelo método comparativo. Para execução daanálise por ativação com nêutrons, ospadrões sintéticos de elementos, amostrasde fitoterápicos e materiais de referênciaforam irradiados no reator IEA-R1 por 16 horase sob fluxo de nêutrons térmicos de 3,6 x1012 n cm-2 s-1. As atividades gama de todasas amostras, foram medidas utilizando-se umdetector de Ge hiperpuro acoplado a umespectrômetro de raios gama. A identificaçãodos radioisótopos formados foi feita pela meia-vida e energia dos raios gama dos elementos.As concentrações dos elementos foramcalculadas pelo método comparativo.

RESULTADOS

Na Tabela 1 estão os resultados obtidos nasanálises de fitoterápicos.

TABELA 1. Concentrações dos Elementos nosFitoterápicos

ª.Média e Desvio padrão de 3 a 4determinações; b.Elemento não detectado

E le m e n toCe n te lha a s iá t ica G inkgo b i lo ba G ins e ng

M é d ia ± D P a M é d ia ± D P M é d ia ± D P

A s , ng g -1 263 ± 55 301 ± 34N D b

B r, µg g -1 71 ,8 ± 2 ,7 3 ,76 ± 0 ,2 014 ,1 ± 1 ,2

Ca , % 0,838 ± 0 ,055 2 ,084 ± 0 ,0 600 ,370 ± 0 ,013

Co , µg g -1 1 ,79 ± 0 ,11 0 ,279 ± 0 ,0110 ,557 ± 0 ,012

Cr, µg g -1 7 ,75 ± 0 ,85 1 ,665 ± 0 ,0500 ,349 ± 0 ,019

Cs , µg g -1 286 ± 21 148 ,0 ± 4 ,7290 ,6 ± 7 ,5

Fe , µg g -1 4506 ± 173 731 ± 20290 ± 30

K , % 2,79 ± 0 ,33 0 ,837 ± 0 ,0 881 ,213 ± 0 ,073

La , µg g -1 9 ,84 ± 0 ,67 2 ,032 ± 0 ,0 681 ,96 ± 0 ,12

N a , µg g -1 588 ± 33 537 ± 22116 ,5 ± 4 ,6

R b , µg g -1 131 ,8 ± 6 ,4 6 ,18 ± 0 ,1 626 ,72 ± 0 ,74

Sc, ng g -1 1044 ± 34 187 ,9 ± 9 ,368 ,9 ± 2 ,0

Se , ng g -1 232 ± 46 181 ± 3077 ,1 ± 5 ,0

Z n , µg g -1 75 ,3 ± 2 ,5 11 ,20 ± 0 ,59 11 ,1 5 ± 0 ,35

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Os resultados obtidos mostram que aCentelha asiática apresentou concentraçõesmais altas de Br, Co, Cr, Fe, K, La, Na, Rb,Sc, Se e Zn que Ginkgo biloba e Ginseng. Jáos teores de Ca mais elevados foram obtidosno fitoterápico Ginkgo biloba. Na amostra deCentelha asiática não foi detectado o As.É importante destacar que o cálcio é oprincipal constituinte de ossos e dentes [2].Este elemento foi encontrado em níveispercentuais nas amostras analisadas, o quepode explicar a ausência de efeitos colateraisdos fitoterápicos relacionados a lesõesestomacais [3]. O potássio apresenta açãodiurética e a de alterar o ritmo cardíaco [2,3].A atuação da Centelha asiática noemagrecimento provavelmente se deve aoalto teor de K presente neste fitoterápico.Os resultados das análises dos materiais dereferência INCT-MPH-2 Mixed Polish Herbs eINCT-TL-1 Tea Leaves comparados com osvalores dos certificados, mostraram que ométodo é válido para análise de diversoselementos. Os erros relativos percentuaisobtidos foram, em geral, menores que 11%.Os desvios padrão relativos variaram de 1,0%a 13,7% nos materiais de referência,indicando uma boa precisão dos resultadosobtidos.

CONCLUSÕES

O método de Análise por Ativação comNêutrons mostrou-se muito eficaz nadeterminação de diversos elementospresentes em uma ampla faixa deconcentrações nos fitoterápicos. Além disso,a precisão e a exatidão obtidas nas análisesdos materiais de referência foramsatisfatórias.Nos fitoterápicos analisados foramdeterminados elementos essenciais à saúdehumana como Ca, Co, Fe, Se e Zn. O elementoconsiderado tóxico As foi detectado em baixasconcentrações.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] ERNST E., Pharm. Sci., vol. 23, pp. 136-139 (2002).[2] SERFOR-ARMAH, Y.; NYARKO, B.J.B.;AKAHO, E.H.K.; KYERE, A.W.K.; OSAE, S.;OPPONG-BOACHIE, K.; OSAE, E. K., J.Radioanal. Nucl. Chem., vol. 250, pp. 173-176 (2001).[3] VAZ, S. M.; SAIKI, M.; VASCONCELLOS,M. B. A.; SERTIÉ, J. A. A., J. Radioanal. Nucl.Chem., Articles, vol. 195, pp. 185-193, (1995).

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC e FAPESP

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Medida de dose devido a nêutrons e raios gama em umainstalação para pesquisas em BNCT utilizando

dosímetros comerciais do tipo TLD-700 e TLD-600

Jefferson Francisco do Nascimento e Paulo Rogério Pinto CoelhoInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN

INTRODUÇÃO

Este trabalho é parte de um projeto depesquisa em BNCT (Terapia por Captura deNêutrons em Boro); consiste no levantamentode curvas de calibração de dosímetrostermoluminescentes do tipo TLD-700 e TLD-600, bem como na medida das doses nainstalação para pesquisa na área de BNCT.A Técnica de BNCT consiste, resumidamente,em injetar no paciente um composto especialcontendo boro que é preferencialmenteabsorvido pelas células cancerígenas. Aposterior irradiação com nêutrons térmicosno local do tumor induz reações dos nêutronscom o boro produzindo partículas alfa e íonsde Li7, liberando 2,33 MeV (energia cinéticadas partículas e íons), que são de curtoalcance (dimensões das células degeneradas)as quais destroem seletivamente as célulascancerígenas.A pesquisa na área de BNCT para tumorescancerígenos de difícil tratamento portécnicas convencionais (cirurgia,quimioterapia ou radioterapia com raios gama)tem apresentado grande ímpeto nos últimosanos devido aos resultados promissoresobtidos. Os primeiros experimentos foramrealizados com seres humanos nos EstadosUnidos e no Japão. Este panoramainternacional tem motivado os pesquisadoresdo IPEN a envidar esforços neste campo depesquisa.Foi construída [1] uma instalação junto aoreator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP, para arealização de pesquisas neste campo. Aconstrução desta instalação visa realizarpesquisas na área de Física das Radiações eRadiobiologia; permitirá caracterizar camposde radiação (nêutrons e gamas) adequadospara a aplicação da técnica de BNCT,desenvolver estudos de filtros para aumentara eficiência da técnica, estudos de níveis dedose utilizando “phantons” e estudosbiológicos “in vitro” e “in vivo” (figura 1).

Figura 1: Esquema da instalação para

estudos em BNCT

OBJETIVO

Medida da dose devido aos campos deradiação (gama e nêutrons) na posição deirradiação de amostra (mostrada na figura1), por meio de dosímetrostermoluminescentes do tipo TLD-700(medida de dose devido aos raios gama),e do tipo TLD-600 (medida de dose devidoaos nêutrons).

METODOLOGIA

Foi realizado o selecionamento dosTLDs-700, agrupando as pastilhas porsensibilidade. Para a construção da curvade calibração foi utilizado um lote depastilhas de mesma sensibilidade, sendoque cada ponto da curva representa aresposta média de três pastilhas submetidasa uma mesma dose.O intervalo de dose da curva de calibraçãodos TLDs-700 foi de 0,50 ± 0,03 até 20 ±1 Gy. As irradiações foram realizadas noCTR/IPEN em uma fonte panorâmica de60Co.Os TLDs-600 foram irradiados no IRD/CNEN,em uma fonte de nêutrons 252Cf+D2O, nointervalo de doses de 0,50 ± 0,07 até 100± 14 mGy.As respostas termoluminescentes (TLD-700e TLD-600) dos dosímetros foram obtidascom uma leitora Harshaw modelo 2000.As pastilhas foram tratadas termicamentesegundo recomendado pelo fabricante(Thermo Electron-Eberline) após seremlidas, para que as mesmas pudessem serreutilizadas para novas medidas de doses;

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isso foi feito para os TLDs-700, pois o númerode irradiações realizadas foi maior do que aquantidade de pastilhas, já para os TLDs-600 isso não foi necessário.Foram feitas duas regressões lineares, umapara os pontos experimentais dos TLDs-700e outra para os pontos experimentais dosTLDs-600, pois, é conhecido da bibliografia[2] sobre esses tipos de dosímetros que paraintervalos de dose até 10 Gy os TLDs-700 eos TLDs-600 apresentam resposta TL linear.Medidas de dose foram realizadas no centroda posição de irradiação de amostras (figura1) e após a blindagem (discos de chumbosituados após a posição de irradiação deamostras). Os resultados destas medidasestão relacionadas na tabela 1.

RESULTADOS

Na tabela 1 temos os resultados das medidasde dose feitas com os TLDs-700 e TLDs-600.A medida do dia 31/10/06 foi feita com oreator operando a um potencia de 2 MW, paratodos os outros dias a potência foi de3,5 MW.Para a medida do dia 27/11/06 os tlds foramposicionados após a blindagem, para asdemais os mesmos foram posicionados nocentro da posição de irradiação de amostras.As medidas dos dias 17/10 e 31/10 foramrealizadas na presença de filtros emoderadores, a medida do dia 06/12 foirealizada na ausência dos mesmos e a medidado dia 19/12 foi realizada na presença dosfiltros e moderadores, porém, foram retirados4 cm de chumbo.

Tabela1 - Medida de dose TLD-700 e TLD-600

σ

CONCLUSÕES

Para os TLDs-700 irradiados com o reatoroperando a 3,5 MW, por um tempo de dezminutos e na posição central do porta

amostras, ou seja, as medidas realizadas nosdias 17/10/06 e 19/12/06, uma dose médiade aproximadamente 2,0 Gy e uma incertezade 18 %.A irradiação do dia 17/10/06 foi feita napresença dos filtros e moderadores. Já amedida realizada no dia 19/12/06 foi feita naausência de 4 cm de chumbo, ou seja, foiretirado um dos discos de chumbo quecompõem os filtros e moderadores. A doseregistrada no dia 19/12 foi maior que aregistrada no dia 17/10 em virtude daausência de um disco de chumbo, portantofaz-se necessário a realização desta medidanovamente com a mesma quantidade dechumbo compondo os filtros e moderadoresa fim de melhorar a precisão na medida dadose na posição de irradiação de amostraspara um tempo de dez minutos com o reatoroperando a uma potencia de 3,5 MW.Pela medida realizada no dia 31/10 percebe-se a dependência da dose com a potênciade operação do reator, ou seja, quanto menora potência de operação menor é a dosedevido aos nêutrons e também devido aosraios gama.Foi possível verificar que mesmo em condiçõesdistintas de irradiação a dose devido aosnêutrons é maior que a dose devido aos raiosgama, a menos da medida realizada no dia31/10/06 onde houve uma inversão. Estaverificação é importante para a técnica daBNCT, pois, esta requer uma dose de nêutronssempre maior que dose de radiação gama, etambém contribui para melhorar a metodologiade calculo de dose na instalação. Contudonovas medidas se fazem necessárias paramelhorar a precisão na determinação da dosee auxiliar a constituir uma configuração defiltros e moderadores que minimizem a dosedevido aos raios gama e maximizem a dosedevido aos nêutrons térmicos.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] P.R.P Coelho, A .C.Hernandes and P.T.D.Siqueira, “Neutron Flux Calculation in a BNCTResearch Facility Implemeted in IEA-R1Reactor”, “Research and Development inNeutron Capture Therapy”, Monduzzi Editore,September 2002, p.197-2001.[2] S. W. S. Mckeever, Marko Moscovitch, P.D. Townsend, Thermoluminescence DosimetryMaterial: Properties and Uses, NuclearTechnology Publishing England.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNEN/PROBIC, CNPq, FAPESP e Petrobras

T L D D a t a Te m p o ( s )D o s e

m é d i a

( G y )

D o s e m é d i a

( G y )

7 0 0

1 7 / 1 0 / 0 6 0 0 : 1 0 : 0 0

1 , 1 80 , 0 7 8

6 0 0 5 , 3 70 , 0 2 1

7 0 0

3 1 / 1 0 / 0 6 0 0 : 1 0 : 0 0

0 , 7 80 , 0 0 4

6 0 0 0 , 6 40 , 0 8 0

7 0 0

2 1 / 1 1 / 0 6 0 1 : 4 8 : 1 7

0 , 8 80 , 0 1 1

6 0 0 1 , 4 30 , 1 0 2

7 0 0

0 6 / 1 2 / 0 6 0 0 : 1 0 : 0 0

1 6 , 0 41 , 2 4 1

6 0 0 2 5 , 9 20 8 0 0

7 0 01 9 / 1 2 / 0 6 0 0 : 1 0 : 0 0

2 , 2 70 , 0 5 3

6 0 0 8 , 3 9 0 , 3 2 1

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Caracterização do sistema tomográfico computadorizadoindustrial para raios gama

João Carlos Santana de M. Pereira, Carlos Henrique Mesquita e Margarida M.Hamada

Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

A tomografia computadorizada na aplicaçãomédica é utilizado de forma padronizada. Noentanto, na indústria torna-se imperativo odesenvolvimento de equipamentos específicospara cada tipo de aplicação devido à variaçãogeométrica dos objetos a serem tomografados.O aspecto positivo da tomografiacomputadorizada aplicada à indústria para acomunidade cientifica é o desenvolvimentode novas técnicas para as diversas aplicaçõese o desenvolvimento de novos softwares parao tratamento de imagens [1,2].A vantagem do diagnóstico através datomografia computadorizada na indústriacorresponde aos ensaios não destrutivos, ouseja, o objeto não sofre qualquer tipo dedestruição [1].O princípio da tomografia computadorizadaconsiste na análise da atenuação sofrida porum feixe de radiação conhecido ao atravessarum objeto. A partir dessa atenuação ocorridaao atravessar o material é obtida as medidasda integral na linha de distribuição dadensidade de massas diferentes, angulares eespaciais em relação ao volume estudado éque permite a reconstrução da imagem deacordo com a distribuição espacial dedensidade [1,2].O sistema tomográfico de transmissão utilizauma fonte radioativa encapsulada e osdetectores posicionados diametralmenteopostos do objeto a ser estudado. A escolhado tipo da geometria da fonte radioativa assimcomo os detectores é fundamental para asmedidas deatenuação [2].A escolha do material radioativo a ser utilizadodeve ser baseado em quatro fatores que são:a) elemento b) meia vida c) tipo de energiad) atividade [1] .

OBJETIVO

O objetivo do trabalho é caracterizar osistema tomografico computadorizadoindustrial de primeira geração desenvolvidono IPEN .

METODOLOGIA

Um tomógrafo industrial de primeira geraçãofoi construído, constituído de um detectorde radiação de Nal(TI) e uma fonte de 60Coposicionada diametralmente oposta ao centrodo detector. O detector utilizado foi um cristalde Nal(TI) de 5,08cm de altura acoplado auma foto multiplicadora Hamamatsu, modeloR329-02, fonte de alta tensão modelo 556daORTEC e um amplificador modelo 460daORTEC. O esquema do sistema tomográficoapresentado na Figura 1.O sistema tomográfico foi testada utilizandoum fanton colocado entre o detector e umafonte radioativa de 60Co colimada. Aatividade da fonte foi de 12MBq (325?Ci). Ofanton utilizado é composto de polipropilenocom 400 mm de diâmetro, o qual possui 2orifícios de 50 mm de diâmetro.

FIGURA 1. Esquema do sistema Tomográfico deprimeira geração

O fanton foi rotacionado a 360° e as medidasdos sinais foram tomadas a cada ângulo derotação de 6°.Os experimentos foram realizados com fantoncom orifícios vazios e com um dos orifíciospreenchidos com óleo de canola, que possuia densidade próxima do de polipropileno.

RESULTADOS

A figura-2 mostra as curvas de atenuaçãoobtidas pelo software desenvolvido no IPEN-CTR a cada 6°. Este recurso permiteacompanhar os resultados das medidas do

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sistema computadorizada industrial duranteo experimento. As imagens foramreconstruídas utilizando esses resultados.

FIGURA 2- Curvas de atenuação obtidas paramedidas tomográficas

A figura-3 apresenta as imagens obtidas dofanton, no primeiro caso os dois orifíciosestavam vazios e no segundo caso um dosorifícios foi preenchido com óleo de canoladevido ao fato de sua densidade ser similarao do polipropileno. As imagens obtidas naduas situações foram satisfatórias como omostrado na Figura-3.

FIGURA 3: Imagens reconstruídas do fanton

CONCLUSÕES

Uma boa resolução foi obtida para todas asimagens reconstruidas com o sistematomografico computadorizado industrial deprimeira geracao, utilizando um fonte de 60Coe um detector de NaI(Tl) de 2” x 2”.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] S. B. Kumar, M. P. Dudukovic, “Computer-assisted gamma and X-ray tomography:Application to multiphase flow”, Proceedingof Non-Invasive Monitoring of MultiphaseFlows, Amsterdam –Netherlands, pp.48(1997).[2] C. H. Mesquita; S. Legoupil and M. M.Hamada Development on na IndustrialComputed Tomography Designed with aPlastic Scintillator Position Sensitive Detector.2005 IEEE Nuclear Science SymposiumConference Record. N14-91. Estados Unidos,2005.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC e CTPRETO/CNPQ. 017/04

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Desenvolvimento de detector plástico cintilador para

medidas de nêutrons

João Francisco Trencher Martins, Tufic Madi Filho e Margarida Mizue HamadaInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN

INTRODUÇÃO

A detecção de nêutrons não é trivial devidoà falta de carga dessa partículas e apeculiaridade de suas interações com amatéria. As fontes de nêutrons geram tambémradiação gama as quais podem interferir nasua medida. É necessário que o sistemadetector seja capaz de discriminar essasinterferências. Os principais tipos dedetectores sensíveis aos nêutrons são: (a)gasosos, (b) auto-alimentados (self-power),(c) cintiladores e (d) semicondutores. Essesdetectores possuem internamente umconversor de nêutrons para produzir radiaçãoionizante[1,2]. Os conversores sãofundamentados em reações nucleares do tipo:Nêutron + conversor = Radiação ionizante. Oconversor é um material que apresenta altaprobabilidade de interação com o nêutron (altasecção de choque). A secção de choque éum parâmetro que expressa a probabilidadede interação com o alvo. Ela é dependenteda energia do nêutron incidente. Encontra-se na literatura pesquisas de detecção denêutrons utilizando plástico cintilador [1,2].Plástico cintilador tem uma resposta rápida euma eficiência alta para espectrometria denêutrons, entretanto a alta razão entre osinal/ruído tem limitado a sensibilidade destesdetectores [1]. Neste trabalho, plásticocintilador recoberto com uma película de 10Bdepositado em chapa de alumínio foiestudado. O 10B é utilizado como conversordo tipo (n, α). No 10B um nêutron é absorvidocom subsequente transmutação para 73Li eemissão de uma partícula α.

OBJETIVO

O objetivo do trabalho é desenvolver econfeccionar detectores plásticos cintiladorespara medidas de nêutrons.

METODOLOGIA

Monômero de estireno comercial, utilizadocomo a matéria prima da matriz polimérica, é

previamente purificada a baixa pressão(~10mmHg) e 31°C de temperatura. Omonômero de estireno foi bidestilado paraobter solução com pureza adequada paraconfecção do plástico cintilador.A solução cintiladora foi preparadamisturando-se 0,5% de PPO e 0,05% dePOPOP, em peso, ao estireno previamentepurificado. A seguir foi introduzida no moldepara subseqüente polimerização termal.O plástico cintilador foi usinado e polido nasdimensões de 5 cm de diâmetro por 2 mm deespessura. Para detecção de nêutrons, umapelícula de 10B elaborado por deposiçãoeletroforética sobre superfície de alumíniotratado quimicamente foi posicionada sobreuma das superfícies do plástico cintilador. Aoutra superfície do plástico foi acoplada auma fotomultiplicadora (RCA8850) econectado à um pré-amplificador modelo 276da Ortec. Injetou-se o sinal desse sistemaem um amplificador modelo 450, marca Ortece o espectro foi obtido utilizando-se umanalisador multicanal modelo 918 da Ortec.Utilizou-se uma fonte de nêutron de 241Am9Be.

RESULTADOS

Figura 1(a) apresenta a resposta do detectorplástico cintilador, utilizando uma película do10B como conversor, excitados com nêutronsproveniente da fonte de 241Am9Be e a Figura1(b) apresenta o espectro deste mesmodetector quando excitado com radiaçãogama de 667 keV da fonte de 137Cs. Comopode ser observado na Figura 1(a) existe umaboa discriminação do pico do nêutron noespectro, o qual foi localizado próximo aocanal n° 2200, enquanto o pico do espectrogama encontra-se distante, ao redor do canaln° 500, como mostrado na Figura 1(b).Portanto, o pequeno relevo observado noespectro de nêutrons ao redor do canaln° 500 (Figura 1(a)) pode ser atribuído aopico de radiação gama. Estes resultadoscomprovam que a interferência da radiaçãogama na detecção de nêutrons com odetector desenvolvido não é significativa.

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Como se observa nessas Figuras, o espectroda radiação gama não ultrapassa canais den° 1000 e, portanto não se sobrepõe à regiãode interesse do espectro dos nêutrons. A Figura 1 (c) ilustra a resposta do detectorplástico cintilador com a película do 10B,medindo a radiação de fundo do laboratório.Constou-se que o detector de nêutronsdesenvolvido é pouco sensível à radiação debaixa atividade. O nível de radiação de fundono laboratório, não interferiu na regiãoenergética dos sinais produzidos pelasinterações com nêutrons.

CONCLUSÃO

A melhor resposta à radiação foi obtida pelodetector de TlBr preparado com a superfíciecristalina tratada apenas com polimentomecânico, o qual apresentou melhor valor dealtura de pulso e resolução

Figura 1. Resposta do detector desenvolvidopara radiação: (a) nêutrons de AmBe, (b) gamade 137Cs e (c) de fundo do laboratório

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] NORMAND, S.; MOUANDA, B.; HAAN, S.;

LOUVEL, M. Study of a new boron loadedplastic scintillator IEEE. TRANS. NUCL. SCI.,VOL.49(2), PP. 577-582, 2002.[2] MADI FILHO, T. Desenvolvimento dedetector de nêutrons usando sensor tipobarreira de superfície com conversor (n,p) econversor (n,α). São Paulo: 1999. Tese deDoutorado - Instituto de Pesquisasenergéticas e Nucleares.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

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Estatística e suas aplicações na gestão do conhecimentonuclear

José Ribeiro de Almeida e Antonio Carlos de Oliveira BarrosoInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

A estatística quando utilizada de formaadequada pode trazer grandes benefícios eeficiência ao trabalho do pesquisador. Apesquisa científica possui objetivos e metasa serem atingidos e para isto é necessárioum levantamento de dados onde se esperaencontrar as informações necessárias. Umavez levantados, esses dados precisam seranalisados no sentido de torná-losconsistentes e confiáveis utilizando testesestatísticos específicos para que osresultados desejados sejam efetivos econclusivos.

OBJETIVO

Este trabalho tem por objetivo utilizar osdados coletados em pesquisas anteriorescomo exemplos para aplicação de testes dehipótese uni e multivariados e montagem deagrupamentos(cluster)[1][2]. A partir doconhecimento adquirido através destestestes, elaborar scripts que possam serutilizados pelo grupo em suas pesquisas naárea de gestão do conhecimento nuclear.

METODOLOGIA

A metodologia utilizada consiste em analisarquantitativa e qualitativamente os dadosdisponíveis o que permite a percepção dealgumas tendências. Tendências essas quelevam o pesquisador formular afirmaçõeshipotéticas que aparentemente explicarão ocomportamento de uma amostra. Uma vezelaborada estas afirmações, é necessárioinvestigar a distribuição dos dados e entãotestar sua veracidade através de Testes deHipótese [3] para o aceite ou a rejeição dahipótese. Medidas de correlação [4] entreas variáveis pesquisadas permitem aopesquisador compreender o comportamentode uma população diante de situaçõesdiferentes. As observações e análise deagrupamentos (clusters) que consistem emuma técnica estatística multivariada para

organizar informações sobre característicasou observáveis de tal maneira que gruposrelativamente homogêneos sejam formados.

RESULTADOS

Através de testes estatísticos aplicados aosdados de pesquisas disponíveis [5,6] tornou-se possível perceber a necessidade de algunsdos pesquisadores do grupo. A percepçãodessas necessidades proporcionou aelaboração de scripts e tutoriais baseadosem aplicativos como o MINITAB e o R. Aoutilizar o MINITAB o usuário encontraferramentas prontas para então orientar-seatravés deste tutorial em sua análiseestatística. Por outro lado com o R, o usuárioterá à disposição tutoriais que o orientarásobre a seqüência de comandos necessáriapara a análise estatística de interesse.

CONCLUSÕES

Os trabalhos realizados até aqui através detestes estatísticos e desenvolvimento descripts demonstraram grande utilidade,confiabilidade e eficiência. Com oaprofundamento dos estudos eaperfeiçoamento de novas técnicasestatísticas, será possível elaborarferramentas mais completas para atenderàs mais variadas pesquisas em curso e quevirão a acontecer.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] MINGOTI, S.A. Análise de dados atravésde métodos de estatística multivariada. BeloHorizonte: UFMG, 2005.[2] REIS,E. Estatística multivariada aplicada.Lisboa: 2ª ed., Silabo, 2001.[3] MAGALHÃES,M.N.;LIMA,A.C.P. Noções deprobabilidade e estatística. São Paulo: IME-USP, 2005.[4] BUSSAB,W.O.;MORETTIN,P.A. Estatísticabásica. São Paulo: 5ª ed., Saraiva, 2006.[5] BARROSO, A.C.O.;DIAZ-DIEGUEZ, J.A.e IMAKUMA, K. Energia Elétrica –

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Perspectivas Globais, as Aspirações do Brasile o Papel da Geração Nuclear, RevistaBrasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, Vol.5, no 1, pp 1-12, 2003.[6] RIBEIRO JR, K.A.; IMAKUMA, K., andBARROSO, A.C.O., The communication of theValue and Public Acceptance of NuclearPlants, Proceedings of ICAPP 2007m Nice,France, May 13-18, 2007, Paper 7094.

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Rede social de pesquisa envolvendo pesquisadoresaposentados do IPEN como um mecanismo de

preservação do conhecimento relevante

José Sergio Bleckmann Reis Junior e Antonio Carlos de Oliveira BarrosoInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

No IPEN verificou-se o surgimento natural deuma rede social de pesquisa que tem sidoútil para preservar conhecimentos que deoutra forma seriam perdidos com aaposentadoria de pesquisadores do instituto.Trata-se de uma rede constituída de: (a)pesquisadores aposentados do IPEN; (b)quaisquer profissionais ativos do IPEN cujacolaboração com os primeiros proporcionoua publicação de um artigo científico ouqualquer produção técnico-científica; (c)orientandos dos professores aposentados –alunos de pós-graduação. Nosso estudorevela que esta rede dinâmica é ummecanismo poderoso para preservação doconhecimento relevante no instituto etambém é uma importante ferramenta dedisseminação do conhecimento nuclear.

OBJETIVO

Baseando-se em dados de co-autoria emprodução técnico-científica coletadosanualmente de 2000 a 2005, a rede socialdeveria então ser analisada. As técnicas deanálise de redes sociais utilizadas seguiriamde perto aquelas apresentadas no trabalhorealizado por Wasserman e Faust, SocialNetwork Analysis: Methods and Applications[1] e no trabalho editado por Carrington, P.J.,Scott J. e Wasserman S., Models and Methodsin Social Network Analysis [2]. Do ponto devista computacional, se fazia necessária aimplementação de scripts que permitissemprocessar a grande quantidade de dadossobre as publicações (arquivos no formatoXML) e proporcionassem a construção desócio-matrizes baseadas nas evidências deco-autoria. A implementação de programasque conseguissem construir um array denomes em tempo linear era desejada, paraque em seguida fossem compiladas as sócio-matrizes, quando seriam feitas buscas nestearray que também deveriam apresentarconsumo linear do tempo. Além disso, oconjunto de programas deveria ser capaz de

processar e analisar com eficiência a listagemde recursos humanos do IPEN e cruzar essesdados com aqueles referentes às publicaçõespara que a rede analisada se restringisse aosaposentados, seus colaboradores e alunos.As diversas formas de apresentar nomes naslistas de publicações poderiam prejudicar esseprocedimento. Logo, algumas técnicas dereconhecimento de padrão deveriam serutilizadas.

METODOLOGIA

A linguagem de programação Python [3]implementa em um recurso denominado“dicionário” uma estrutura de dados chamada“tabela de hashing”, que permite buscaslineares em vetores e com isso consegue-seconstruir “arrays” cujos “índices” são cadeiasde caracteres, e a busca por esses índicesconsegue ser feita em tempo linear. Utilizandoestes recursos, foram construídos scriptspara: (a) construção de listas de publicaçõescom nomes de autores padronizados parapoderem ser lidos pelos programas semambigüidade; (b) leitura dos dados XML sobrepublicações de 2000 a 2005; (c)processamento dos dados de recursoshumanos. Uma vez construídas as sócio-matrizes, softwares especiais para análise deredes sociais – Agna, UCINet, NetDraw, Pajek- foram utilizados para extrair informaçõesda rede social em questão.

RESULTADOS

A produtividade dos aposentados ésignificativamente maior (entre 14% e 71%)do que a produtividade dos pesquisadoresativos. Além disso, as taxas de participaçãoe capilaridade social dos aposentados sãomuito boas quando observamos que o períodode um ano é relativamente pequeno para anatureza das relações interpessoaisconsideradas. A rede mais fragmentada é ade 2003: os 3 maiores componentes possuemjuntos apenas 54% dos nós; os 5 maiorespossuem juntos somente 67%. Em geral, as

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redes se apresentam com configurações desegmentação muito boas, que indicam redesnão excessivamente fragmentadas. Opanorama fica ainda melhor se consideramosos seis anos juntos – 2000 a 2005 – comoum único período base para a observaçãodas relações que determinam a rede: nestecaso, temos uma rede com 267 elementos –apenas 3 outsiders – distribuídos em 8componentes, sendo que o maior deles agrupa94,9% dos nós! Estes números revelam arobustez da rede social analisada – que ficaainda mais evidente quando analisamos umcenário de saída de elementos: depois de 3iterações de saída dos 10% de elementosmais conectados, a rede mais sensível (2001)possuía ainda 43% da densidade original,enquanto a menos sensível (2004) possuía63%.Grande parte dos resultados deste estudo –não apresentada aqui por fugir do escopo deum pequeno resumo – foi publicada em umtrabalho apresentado à InternationalConference on Knowledge Management inNuclear Facilities – 18 a 21 de junho de 2007,Viena, Áustria.

CONCLUSÕES

O potencial e a robustez da rede socialanalisada foram plenamente demonstrados.Trata-se de uma rede sustentável cujosmecanismos guias se apresentam fortes,estabelecidos e funcionando de forma bemadequada. A relação de colaboração estudadacaracterizou uma rede densa e bastanteinterconectada. Se um longo período, comoseis anos, é tomado como base, a rede é95% íntegra, ou seja, um único componentepossui quase 95% dos nós. Entrevistas comalguns pesquisadores aposentados estãosendo conduzidas para a obtenção de maisinformações sobre a transferência deconhecimento nessa rede. As primeirasentrevistas têm revelado que algunscientistas permanecem na rede até mesmo15 anos após a aposentadoria, contribuindofortemente para a preservação deconhecimento relevante no IPEN.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] WASSERMAN, S. and FAUST, K., Socialnetwork Analysis: Methods and Applications,New York: Cambridge University Press (1994).[2] Models and Methods in Social NetworkAnalysis. A collection of original articles byeading methodologists edited by Carrington,P.J., Scott J. and Wasserman S., New York:Cambridge University Press (2005).

[3] Python Programming Language, http://www.python.org

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CNPq/PIBIC

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Determinação do coeficiente de distribuição (Kd) DE Zn,As, Pb, Mo e Cd no perfil de solo de Figueiras coletadoabaixo dos rejeitos das minas de carvão do Estado do

Paraná

Juliana Cristina da Silva e Iara Maria Carneiro de CamargoInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN

INTRODUÇÃO

Coeficiente de partição, Kp, de um metal nosolo é a razão entre a concentração do metalna fase sólida do solo e a concentração nafase líquida. O Kp não é um valor constantee pode variar ordens de grandeza ao longodo perfil de um mesmo solo. A utilização deKp do metal determinado somente no topodo solo pode não representar adequadamenteo transporte do metal do topo até a águasubterrânea. Os metais, As, Cd, Mo, Pb eZn, foram extraídos das amostras de solo comácido nítrico concentrado, nitrato de cálcioe nitrato de amônio e analisados porespectrometria de emissão com plasma ICP/AES. Os valores de Kp foram determinadospela razão entre a concentração parcial(obtida por digestão com HNO

3) e a

concentração biodisponível (obtida porextração com EDTA) ou concentraçãotrocável (obtida por extração com Ca(NO

3)2

e NH4NO

3).

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho é avaliar o Kp deAs, Cd, Mo, Pb e Zn no perfil do solo deFigueira coletado abaixo dos rejeitos dasminas de carvão do Estado do Paraná.

METODOLOGIA

A área estudada se encontra a nordeste doEstado do Paraná na cidade de Figueirapróxima da usina termoelétrica a base decarvão, é a única indústria de porte da região,já está operando a aproximadamente 40 anos,sendo assim é considera a fonte poluidoradesta região.A área adjacente à usina épredominantemente agrícola e pecuarista.As amostras de solo foram coletadas em duasetapas em 1996 e 1997 após essas coletasforam instalados filtros para a diminuição daemissão de poluentes para a atmosfera. Em1996 foram coletadas amostras de 14 pontosao redor da usina com distância de 1 a 3 km

e profundidade de 0 a 25 cm. E em 1997foram coletadas amostras em 13 pontos comdistância de 200 a 1200 m variando de 100em 100 m, e em duas profundidades de 0 a25 cm e de 25 a 50 cm.As amostras de solo foram secas àtemperatura ambiente, trituradas emalmofariz e peneiradas para 2 mm. E em cadaamostra foram feitos os ensaios decaracterização físico-químicas do solo (pH,C.T.C. e matéria orgânica), a concentraçãoparcial dos metais, por digestão com HNO

3 e

a concentração biodisponível, por extraçãocom Ca(NO

3)2 [2].

RESULTADOS

As características físico-químicas variarampara pH de 2,9 a 3, 3, matéria orgânica de0,60 a 1,20%, argila de 13 a 18%, silte de 21a 26%, areia de 47 a 80% e CTC de 8 a13 cmol kg-1.Os resultados obtidos mostraram que o solotem característica ácida (que favorece alixiviação dos metais [1]), composição minerale uma textura franco-arenosa (mistura departículas de areia, silte e argila).Os resultados da concentração dos metaisMo, Pb e As deram limite de detecção,portanto não foi possível calcular ocoeficiente de distribuição. Para os demaismetais foi calculado o Kd por meio da seguintefórmula:

Kd = [metal] fasesólida (mg.kg-1) (1)

[metal] faselíquida (mg.L-1)

Os resultados de Kd são apresentados natabela 1.

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TABELA 1. Resultados de Kd do solo de

Figueiras [3]

CONCLUSÕES

Os resultados mostraram que o objetivo dedeterminação de Kd dos metais em estudofoi concluído e que os valores de Kd dosmetais não variaram uma ordem de grandeza.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

1. CONAMA (Conselho Nacional do MeioAmbiente) Resolução n.257, 30 Junho, 1999,Diário Oficial da União (DOU), 22 Julho, 1999.2. Camargo, I.M.C. Estudo da influência docoeficiente de partição de metais no solo deFigueira, Paraná, no cálculo do risco à saúdehumana, utilizando o modelo C-Soil [Tese dedoutorado, IPEN – USP, São Paulo 2005].3.Shukair, S. M. S. Intercomparação deModelos Matemáticos de transporte deradionuclideos na geosfera [Dissertação deMestrado, IPEN – USP, São Paulo 1996]

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

Amostra Zn (L kg-1)Cd (L kg-1)

F41A 25,8335,30

F41B 25,8343,80

F42A 22,2930,01

F42B 22,7630,40

F43A 23,3525,80

F43B 25,6927,60

F44A 30,0131,02

F44B 24,8135,26

F45A 23,21 26,50

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Influência da zona morta na resolução em energia paradiodos de Si

Kelly Cristina da Silva Pascoalino e Carmen Cecília Bueno TobiasInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

Quando uma partícula carregada incide emum detector semicondutor, esta atravessauma determinada região insensível do diodo(zona morta) na qual perde parte da suaenergia inicial. Esta perda de energia devidaà zona morta do detector gera um aumentona resolução do sistema, fundamentalmentepela dispersão das partículas alfa nesta região.Este comportamento é a base do método queserá utilizado neste trabalho para adeterminação de espessuras de zonas mortasde diodos, onde o parâmetro considerado seráa variação da amplitude dos impulsos elétricosdevidos a absorção total de partículas alfaincidentes em diferentes ângulos nodetector [1].

OBJETIVO

Estudar a influência da incidência daspartículas alfa em diferentes ângulos naresolução em energia do diodo comercialSFH00206 (Siemens) aplicado àespectrometria de partículas alfa.

METODOLOGIADentre os diodos comerciais disponíveis,escolheu-se o modelo SFH00206 da Siemenspor este apresentar menor corrente de fuga(2,7 nA) e baixa capacitância (10 pF), ambaspara tensão de depleção de 20 V [2].Como as partículas alfa são facilmenteabsorvidas em plástico, foi utilizado o diododesencapsulado, montado em um TO(Transistor Outline) banhado a ouro, onderealizou-se a polarização e extração dossinais. A polarização do diodo (fonte ORTEC428) foi feita por meio de uma resistência de100 M.Nas medidas de resolução em energia emfunção do ângulo de incidência utilizou-separtículas alfa de uma fonte mista de 239Pu,241Am e 244Cm. O diodo foi acopladodiretamente na entrada de um pré-amplificador A250 da Amptek. Os pulsosformatados no pré-amplificador eram

introduzidos na entrada de um amplificadorlinear (ORTEC 572) com controles de ganhoe constante de tempo ajustáveis. Após aamplificação dos sinais, estes eram enviadosa um analisador multicanal (ORTEC ACE 8k)para a construção dos espectros em energiadas partículas alfa.

RESULTADOS

A Figura 1 apresenta os resultados daresolução em energia do diodo em função datensão de polarização reversa para as linhasprincipais da fonte mista. Verificou-se que amelhor resolução em energia ocorre para atensão de polarização de 24 V, quando o diodoestá totalmente depletado.Utilizando essa tensão de depleção,construíram-se os espectros em energia paraos diferentes ângulos de incidência entre 0ºe 60º (em intervalos de 10º), onde o ângulode 0º representa a incidência perpendiculardas partículas em relação a superfície dodetector.A Figura 2 mostra alguns desses espectros,podendo-se observar que, para ângulos deincidência diferentes da normal, a resoluçãoem energia é maior devido à espessura dazona morta percorrida aumentar e provocarmaior dispersão na energia das partículas alfaincidentes.

Figura 1. Resolução em energia em função datensão de polarização em temperaturaambiente

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Figura 2. Espectros em energia para diferentesângulos de incidência

A Figura 3 apresenta a resolução em energiaem função do ângulo de incidência daspartículas alfa para as três linhas principaisda fonte mista, evidenciando que a melhorresolução ocorre quando a incidência daspartículas é normal (0º). Nesta situação asresoluções em energia medidas para as linhasprincipais da fonte mista foram de 20,5 keV,16,2 keV e 16,1 keV para os elementos 239Pu,241Am e 244Cm, respectivamente.

Figura 3. Resolução em energia em função doângulo de incidência das partículas alfa emrelação ao detector

CONCLUSÕES

Os resultados obtidos até o presente indicamque o fotodiodo Siemens SFH00206 pode serutilizado como espectrômetro de partículasalfa com boa resolução em energia pararadiação alfa. Além disso, verificou-se que oângulo de incidência das partículas é um fatorlimitante da resolução em energia.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Camargo F., Fatores que Influenciam aResolução em Energia na Espectrometria dePartículas Alfa com Diodos de Si. 2005.Dissertação (Mestrado) – IPEN-CNEN/SP.[2] Bueno, C.C., et al., Appl. Rad. and

Isotopes, v. 61(6), p. 1343-1347 (2004).

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

FAPESP (processo 03/12720-6)

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Medida do limiar de ablação do GaSb, GaAs, InSb e Sipara pulsos ultracurtos

Leandro Matiolli Machado e Wagner de RossiInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

Na usinagem a laser com alta precisão, busca-se um corte ou um furo com a menor zonaafetada pelo calor possível. Para issocostumam-se usar lasers com comprimentode onda na região do ultravioleta, ou pulsosda ordem de femtossegundos que chegam aintensidades de terawatts por cm2 no foco.Nesse ultimo caso, mesmo com umcomprimento de onda na região doinfravermelho, temos, devido à altíssimaintensidade na região do foco, um grandeaumento da probabilidade de absorçãomultifotônica pelos átomos, que ioniza omaterial, criando elétrons livres; esses seagitam no campo elétrico do laser, colidindocom outros átomos e criando mais elétronslivres. Esse é chamado processo de “ionizaçãopor avalanche”, criando uma ablaçãoexplosiva coulombiana. A ionização do materialcria um plasma que ejeta o material da amostrasem gerar muito calor devido à rapidez doprocesso, preservando a região de corte oufuro. Isso implica em maior precisão deusinagem do que no uso de lasersconvencionais de pulsos longos.No caso de um laser com limite de difraçãoda ordem de 1 micron teríamos no máximoessa precisão de corte supondo ausência dezona afetada pelo calor.Contudo, devido à grande sensibilidade domaterial a altas intensidades, e como o feixetem normalmente uma distribuição gaussiana,é possível usinar abaixo do limite de difração(Figura 1), sendo inclusive possível criarestruturas submicrométricas.Para isso precisamos conhecer um dosparâmetros de usinagem mais importantes: olimiar de ablação.A técnica utilizada aqui foi desenvolvida porSamad [1], na qual é possível determinarmoso limiar de dano do material de forma muitomais rápida do que a utilizada por outrosgrupos de pesquisa.

Figura 1: Possibilidade de usinagem abaixo dolimite de focalização (precisão submicrométrica)

OBJETIVO

Medir o limiar de ablação dos seguintessemicondutores: GaSb, GaAs, InSb e Si parapulsos de ~60 fs.

METODOLOGIA

Como descrito em [1], para fazer a medidado limiar de dano precisamos irradiar aamostra perpendicularmente e essa deve serdeslocada em duas direções ao mesmotempo, z e y, como mostra a Figura 2:

Figura 2 – A amostra é deslocada nas duascomponentes ao mesmo tempo, y e z, na regiãoao redor da cintura do feixe

Com isso devemos obter uma marcação naamostra como exemplificada na Figura 3:

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Figura 3: As duas figuras que parecem comhipérboles são a borda da cintura do feixe. E afigura em forma de “gravata” seria a áreaafetada pelo laser. A parte central da figura é aregião do foco do laser

Em [1] se chega na relação que dá o limiarde dano que é:

It = P

0 ∼ 0.117 P

0 (1)

e πρ2

max ρ2

max

A partir da medida da potência do pulso laserP0 e de pmáx da Figura 3 obtemos It, que éo limiar de dano.

RESULTADOS

Figura 4: placa de Si, zona afetada pelo laser“gravata”

Tabela 2: Resultados

Comparamos os resultados encontrados parao Si com outros resultados [2]. Nosso valorfoi 1 ordem de grandeza menor. Isso poderiaser explicado pelo fato de que o modelo nãolevou em conta a sobreposição dos pulsoslaser, que altera o limiar de dano do material.

CONCLUSÕES

O método se mostrou muito simples para ocálculo do limiar de dano. Entretanto é claroque o modelo precisa passar por maisexperiências para analisarmos comograndezas como sobreposição de pulso eenergia de pulso podem interferir no valorreal da grandeza a ser medida.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] R.E. Samad and N.D Vieira, Jr. GeometricalMethod for Determining the Surface DamageThreshold for Femtosecond Laser Pulses.NONLINEAR OPTICS AND SPECTROSCOPY.ISSN 1054-660X, Laser Physics, 2006, Vol.16, No.2, pp. 336-339.[2] M.B.Agranat S.I Anisimov, S.I. Ashitkov,V.E. Fortov, A.V. Ovchinnikov. Ablation andultrafast phase transition in Si underexcitation by infrared femtosecond laserpulses. Laser in Manufacturing 2005

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC e FAPESP

It(J/cm2)erro

GaSb 0,0287 0,0075

GaAs 0,0169 0,0044

InSb 0,0139 0,0036

Si (1) 0,076 0,020

Si (2) 0,088 0,023

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Obtenção da liga M2 + 6% NBC via moagem de altaenergia

Leonardo Fernandes Muniz de Souza; Francisco Ambrozio Filho; Rejane AparecidaNogueira

Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

A moagem de alta energia (Mechanicalalloying) é um processamento de pós emmoinhos de bolas de alta energia, como osmoinhos vibratórios, planetários e atritores.Nestes equipamentos, ocorre a transferênciade energia cinética das esferas que estão semovendo em altas velocidades, em torno de7 m/s, para as partículas de pós através docisalhamento ou impacto. Esta técnicapermite conseguir uma ligação, em nívelatômico, dos elementos químicos queconstituem os pós de partida, formando umaliga por um processamento realizadototalmente no estado sólido.

OBJETIVO

O objetivo do presente trabalho é a obtençãoda liga M2 + 6% de NbC via moagem de altaenergia.

METODOLOGIA

A composição química do aço AISI M2apresentada pela tabela 1, foi fornecida pelofabricante do material.

TABELA 1. Composição Química do Aço (% empeso)

A mistura do pó de M2 + 6% NbC foi colocadanum moinho Zoz CM-01 do tipo attritorhorizontal, para a realização da moagem dealta energia. As condições para a moagemforam: relação bola pó 10:1; atmosfera denitrogênio; rotação do moinho de 1500 rpm;esferas de aço cromo 3/16”; e tempos demoagem de 10, 5 e 2,5 minutos. As amostrasdo pó sofreram tratamento térmico de

recozimento segundo o ciclo térmicoapresentado na figura 1, compactaçãouniaxial a frio e medição da densidade àverde.

RESULTADOS

As figuras 2, 3 e 4 ilustram as amostras dopó de M2 + 6% NbC obtidas com tempos demoagem de 10, 5 e 2,5 minutosrespectivamente, compactadasuniaxialmente a frio com pressões de 700 e500 MPa.

Figura 2. Amostras compactadas uniaxialmentea frio com pressões de 700 e 500 MPa. Tempode moagem de 10 minutos

Figura 3. Amostras compactadas uniaxialmentea frio com pressões de 700 e 500 MPa. Tempode moagem de 5 minutos

Composição Química (%)

Mo W Mn Cr Si V FeC

M2 4,8 6,2 0,25 4,1 0,27 1,97 Bal 0,83

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Figura 4. Amostras compactadas uniaxialmentea frio com pressões de 700 e 500 MPa. Tempode moagem de 2,5 minutos

TABELA 2. Densidade à verde das amostras

compactadas de M2 + 6%NbC

CONCLUSÕES

1. Os resultados obtidos do processo demoagem foram positivos, uma vez quepartículas de nióbio foram incrustadas naspartículas do aço AISI M2.2. O tratamento térmico de recozimentorealizado com baixa taxa de resfriamento(1ºC/minuto) foi satisfatório.3. Os valores de densidade à verde seencontram dentro do esperado para todasas amostras compactadas.4. As amostras compactadas apresentampoucas trincas visíveis após a compactação.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] ISHII, H.A. Elaboração de ligas Ag-Sn-Cupara amálgama dentário por moagem de altaenergia. 2003. Tese (Doutorado) – Institutode Pesquisas Energéticas e Nucleares, SãoPaulo.[2] ARAÚJO, E.G. Efeito das adições deportadores de fósforo e da alumina nasinterização do aço rápido M2. 2000. Tese (Doutorado) - Instituto de PesquisasEnergéticas e Nucleares, São Paulo.[3] ARAÚJO, E.G. Influência das adições deNbC e ligas à base de fósforo na sinterização

de aço rápido M2. 1993. Dissertação(Mestrado) - Instituto de PesquisasEnergéticas e Nucleares, São Paulo.[4] SURYANARAYANA, C. Mechanical alloyingand milling. Progress in Materials Science,v.46, p. 1-184, 2001.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

Nº.Densidade à

Verde(g/cm3)

TempoMoagem

(minutos)

Pressão deCompactação

(MPa)

1 6,685 2,5500

2 6,130 2,5700

3 5,806 5500

4 6,186 5700

5 5,858 10500

6 6,187 10 700

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Caracterização de eletrodos modificados à base degrafite usando métodos eletroquímicos

Letícia Lopes de Souza e Christina A. L.G.de O. ForbiciniInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

A eletroquímica tem permitido odesenvolvimento de processos detratamentos de rejeitos e, principalmente, naprodução de energia, como é o caso dascélulas a combustível.No CQMA está sendo desenvolvido eletrodomodificado à base de carbono -materialporoso de grande área superficial que é usadocomo matriz para catalisadores sólidos - como objetivo de separar contaminantes derejeitos industriais e radioativos. Como apreparação destes eletrodos produz ummaterial rugoso de superfície irregular, adeterminação da área da superfície que émuito maior que o cálculo de uma áreageométrica torna-se necessária.

OBJETIVO

Desenvolvimento de um método eletroquímicopara a determinação da área superficial e dovolume dos poros de eletrodos à base decarbono. O método baseia-se nadeterminação da capacitância na região daDupla Camada Elétrica (medida da correntecapacitiva) por meio de valores de áreasconhecidas, como a do carbono vítreo.

METODOLOGIA

Para a determinação da área superficial foramrealizados vários voltamogramas cíclicosobtendo medidas da corrente em potenciaisonde nenhuma reação eletroquímica ocorre,região da Dupla Camada Elétrica (DCE), paradiferentes materiais, a saber, carbono porosoe carbono vítreo. Esta corrente capacitivamedida em velocidades de varreduradiferentes, entre 0 e 0,05 V/vs permite adeterminação direta da superfície de contatoentre o eletrólito e a condução eletrônica. Apartir da intensidade da corrente foi plotadográficos em função da velocidade devarredura. A relação linear permitiu adeterminação da Capacitância da DuplaCamada Cd segundo a equação: i

s=C

dSν.

RESULTADOS

Na figura 1 têm-se os gráficos entre osvoltamogramas cíclicos dos eletrodos decarbono vítreo e do carbono poroso verifica-se pela diferença de intensidade de correnteque a área real do eletrodo poroso é superiora sua área aparente e que esta área aparenteinterfere pouco na corrente.

Figura 1: Voltametria Cíclica do Eletrodo deCarbono Poroso e Vítreo

Na figura 2 tem-se o gráfico da correntecapacitiva pela velocidade de varredura parao eletrodo de carbono poroso de áreaaparente de 7,90 cm2. Foram feitos ajustesde retas de regressão linear segundo aequação, i

s=C

dSν. Verificando que no intervalo

de velocidades de varredura estudado o valorda corrente capacitiva variaconsideravelmente em função dos potenciais.Para 0,15 V/vs Ag/AgCl tem-se valornegativo. Logo, determina-se as medias dosvalores de C

dS para potenciais de 0,225 e

0,30 V/vs Ag/AgCl, chegando a um valor deárea,S= 6,60 cm2 e S= 12,85 cm2,respectivamente. Considerando que a áreaaparente do eletrodo de carbono poroso éde 3,14 cm2 conclui-se que a área real émaior que a área aparente.

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Figura 2: Regressão Linear para o CarbonoPoroso

A figura 3 mostra a região DCE para o eletrododo carbono poroso.

Figura 3: Dupla Camada do eletrodo deCarbono Poroso, A=7, 90 cm2 (aparente), imersoem solução de K

4Fe(CN)

6

CONCLUSÕES

Verificou-se que em velocidades de varreduramais alta como as estudas, o ajuste linearnão é adequado para potenciais mais altos.Desta forma, será estudado intervalos develocidades de varredura da ordem de 1 a 2mV/s pra a determinação dos valores de CdS.O valor obtido para a área do eletrodo decarbono não é ainda conclusiva, necessitandode um numero maior de determinações,incluindo além da voltametria cíclica, medidasde varredura linear.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] C. Calas – Blanchard, M. Contant, J. L.Matty, S. Mauran. Textural characterizationof graphite matrices electrochemical methods.Carbon 41 (2003), 123-130.[2] Barrett EP, Joyner LG, Halenda PP. thevolume anda area distributions in poroussubstances. J Soc 1951; 73:373-80.[3] Frackowial E, Béguin F. Carbon materialsfor the electrochemical storage of energy incapacitors. Carbon 2001;39:937-50.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNEN/PROBIC

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Aplicação de zeólitas sintetizadas a partir de cinzas decarvão na remoção de corante em água

Lucas Caetano Grosche e Denise Alves FungaroInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN

INTRODUÇÃO

Os corantes mesmo presentes em pequenasquantidades provocam, além da poluiçãovisual, sérios danos ao ecossistema aquático.A adsorção utilizando adsorventes de baixocusto é uma das técnicas que tem sidoempregada com sucesso na efetiva remoçãodestes poluentes.As cinzas de carvão mineral são constituídasde sílica e alumina sendo possível convertê-las em material zeolítico por tratamentohidrotérmico alcalino [1,2]. O conteúdo dezeólita varia entre 20 - 75% dependendo dascondições do processo. O presente estudoenvolve a utilização de zeólita preparada apartir de cinzas de carvão como materialadsorvente para a remoção de azul demetileno (AM) em água.

OBJETIVO

Os objetivos do estudo foram: (1) Estudar acinética de adsorção do AM em diferentestipos de zeólitas; (2) Obter os parâmetrosdas isotermas de adsorção de Langmuir eFreundlich.

METODOLOGIA

Todos os reagentes usados eram de grauanalítico. As soluções padrão do azul demetileno foram preparadas a partir do sal(Merck). Agitador mecânico com temperaturacontrolada, centrífuga e espectrofotômetroCary 1E – Varian foram usados.Preparação de material zeolíticoA cinza leve de carvão retida no filtro ciclone,amostrada na Usina Termelétrica de Figueira(PR), foi utilizada na preparação do materialzeolítico. A zeólita foi denominada ZC. A cinzade carvão foi modificada por tratamentohidrotérmico com variação das condiçõesexperimentais (Tabela 1).

TABELA 1. Parâmetros de ativação dotratamento hidrotérmico usado na cinza ciclone

O procedimento para o tratamentohidrotérmico foi o seguinte: a amostracontendo cinzas de carvão foi misturada comsolução de NaOH e aquecida em estufa. Apóso fim do processo de síntese, a fase sólidafoi separada por filtração e a solução alcalinafoi estocada para retornar ao processo. Omaterial zeolítico foi lavado com águadeionizada em excesso e seco em estufa a50°C por 12 h.Estudos sobre a remoção do coranteO estudo da remoção do AM pelas zeólitasfoi realizado utilizando-se processosdescontínuos sob agitação. Uma alíquota dassoluções do corante (100 mL) comconcentrações entre 3,2 a 96 mg L-1 foicolocada com 1 g de zeólita. A suspensão foiagitada por um intervalo de tempo de 10 a120 min. O sobrenadante foi separado porcentrifugação e as concentrações do corantenestas soluções foram determinadas porespectrofotometria em λ = 650 nm após ajustede pH em 5. O grau de adsorção foi calculadopela diferença. Os dados das isotermas deadsorção foram obtidos após um tempo deequilíbrio determinado pelos estudos cinéticos.

RESULTADOS

A eficiência de adsorção do AM pelas zeólitasZ1-C e ZC foi investigada com o tempo deagitação e a concentração do corante(Figuras 1 e 2, respectivamente). Para ambosadsorventes, o tempo de equilíbrio ocorreunos primeiros 10 min com eficiência deadsorção entre 74 a 93 %. O aumento daconcentração inicial causou uma maiorcompetição das moléculas de azul de metileno

[N a O H ]( m o l . L - 1 ) t ( h ) T ( ° C )

Mc i n z a

/ V s o l

( g . m L - 1 )

P ro d u t o sZ e o l í t i c o s

4 , 0 2 1 9 0 0 , 1Z 1 - C

3 , 5 2 4 1 0 0 0 , 1 2 5 Z C

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pelos sítios ativos dos adsorventes e, comoresultado, mais corante foi adsorvido porgrama de zeólita.

Figura 1. Efeito do tempo de agitação naadsorção do AM sobre zeólita Z1-C

Figura 2. Efeito do tempo de agitação naadsorção do AM sobre zeólita ZC

O equilíbrio de adsorção do AM pelas zeólitasfoi descrito em termos da equação deFreundlich apresentando capacidade deadsorção máxima no valor de 1,15 e 1,28(mg g -1) (L mg -1)1/n para Z1-C e ZC,respectivamente. Esta diferença na eficiênciade adsorção está relacionada com o tipo dezeólita formada e o rendimento das sínteseshidrotérmicas.

CONCLUSÕES

As eficiências de remoção = 74% revelaramo potencial das zeólitas de cinzas de carvãono tratamento de efluente contaminado comcorante.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Henmi T.; Clay Sci.; 6, 277-282., 1987.[2] Querol, X.; Moreno, N.; Umaña, J.C.;Alastuey A.; Hernández, E.; López-Soler A.;Plana, F.; Int. J. Coal Geol, 50, 413-423, 2002.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC e Carbonífera do Cambuí Ltda.

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Especiação dos compostos orgânicos voláteis da emissãoveicular

Lucas G. Domingues e Luciana Vanni GattiInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

Nas áreas metropolitanas, o problema dapoluição do ar, tanto em ambientes internoscomo externos, tem-se constituído numa dasmais graves ameaças à qualidade de vida deseus habitantes. Os veículos automotores sãoos principais causadores dessa poluição emtodo mundo e em São Paulo eles representamem torno de 97% da emissão de poluentes(CETESB, 2006). Os compostos orgânicosvoláteis são um dos maiores problemas asaúde, pois alem de serem precursores deozonio, tambem sao toxicos a saude.O ozônio é o poluente que frequentementeatinge, na atmosfera da Região Metropolitanade São Paulo, níveis de concentraçãosuperiores ao padrão de qualidade do arestabelecido na Legislação Federal e Estadual.Muitas vezes esses níveis alcançamconcentrações elevadas que levam àclassificação Má da qualidade do ar. Como oozônio é um poluente secundário, pois não éemitido diretamente pelas fontesantropogênicas, os programas sobre as fontespara a redução deste poluente, nos quais aCETESB se baseia, estão baseados nocontrole das emissões dos poluentesprecursores do O

3, ou seja, os óxidos de

nitrogênio (NOx) e compostos orgânicosvoláteis (COVs).

OBJETIVO

Este estudo, em parceria com o Laboratóriode Emissão veicular da CETESB, tem comoobjetivo determinar a emissão dos compostosorgânicos voláteis provenientes de veículosleves movidos à gasolina (22% de álcool) poreles serem importantes precursores de ozonio.Sua determinação nas várias fases deemissão do veículo em dinamômetro, quesimulam a média do comportamento dotrafego na Região Metropolitana de São Paulo.

METODOLOGIA

A amostragem foi realizada no laboratório de

emissão veicular da CETESB, onde a mediçãoda emissão de poluentes de um veículo éfeita sob condições que simulam o melhorpossível aquelas de sua utilização normal. Osgases legislados CO, CO

2, NOx

hidrocarbonetos totais, formaldeido eacetaldeido foram determinados pelolaboratório da CETESB dentro de sua rotinade trabalho. O esquema do teste dodinamometro esta apresentado na figura 1.A amostragem foi realizada com canisters deaco inoxidavel de 6 litros retirados dos sacosde amostragem apresentados na figura 1. Aespeciação de compostos orgânicos voláteis(COVs) foi analisada diretamente na fasegasosa, pela técnica de cromatografiagasosa, 60m de coluna apolar e com doistipos de deteccao simultanea: detecção deIonização de Chama e espectrometria demassas para a identificacao dos COVs acimade 4 carbonos e para os COVs entre 2 e 4carbonos utilizou-se cromatografia gasosacom pre-concentracao criogenica, umacoluna PLOT de sílica fundida de Al

2O3/Na

2SO

4

(polar) com 50m de comprimento.

Figura 1. Esquema de funcionamento do atuallaboratório de emissão da CETESB

RESULTADOS

Nas amostras coletadas a partir do ensaiode emissão veícular utilizando um veículomodelo popular do ano de 2005, abastecidopor GASOOL 22 ( gasolina padrão do testecom 78% gasolina + 22% etanol) foram

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determinados um total de 75 espécies deCOVs, com uma emissão total de 0,115 g/km, onde os 10 mais abundantes seguemsegundo a tabela 1.

TABELA 1. Os dez COVs mais abundantesencontrados

CONCLUSÕES

O veículo amostrado, por ser um automóvelnovo, com as peças originais e com baixaquilometragem, se encontra dentro dosparâmetros estabelecido pelo PROCONVE, noentanto a media da frota automotiva naRegiao Metropolitana de Sao Paulo tem comomedia um veiculo de aproximadamente 10anos. Um estudo conclusivo necessita de umaamostragem maior e com veiculos querepresente a media da frota veicular.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

CETESB, 2006, Relatório de Qualidade do Arno Estado de São Paulo – 2007.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC, CETESB e Projeto na Fundaçãode Apoio à Universidade de São Paulo- FUSP

Compostosorganicos

Massa relativaMédia de massapor Km rodado

1 Tolueno 11%11,519

2 p-xileno 8%8,729

3 2 metil butano 7%8,316

42,2,3,3, tetrametil

butano6%

7,371

5 Benzeno 6%7,3

6 pentano 6%6,68

7 etano 4%4,881

8 1.3 butadieno 4%4,771

9 m-xileno 4%4,083

10 o-xileno 4% 3,972

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Medidas de taxas de reação de neutrôns epitérmicos erápidos ao longo do raio da pastilha combustível no

reator IPEN/MB-01

Luís Felipe Liambos Mura e Ulysses d’Utra BitelliInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

O conhecimento das taxas de reação nuclearno combustível de um reator é um problemafundamental na área de Física de Reatores.De seu conhecimento podemos obterinformações importantes sobre a operação esegurança em um reator nuclear. Com oconhecimento preciso dessas taxas podemosdeterminar parâmetros tais como a taxa dequeima de combustível de uma central nuclearou determinar o espectro de energia dosnêutrons que é um parâmetro fundamentalpara verificar a fragilização do núcleo devidoaos danos por irradiações. No quesitosegurança, o conhecimento dessas taxaspermite estimar de forma precisa a taxa degeração de calor, verificando se a mesma estadentro das especificações técnicas deprojeto.Dada a grande dificuldade experimental dese medir as taxas de reação no combustívelnuclear, estas são estimadas a partir decálculos de Física de Reatores que utilizavários programas (Ex: MCNP) e suasbibliotecas de dados nucleares associadas(ENDF, JENDL, etc). Muitos destes valorescalculados se valem de cálculos de auto-blindagem nas ressonâncias do 238U obtidasa partir de métodos como o de NORDHEIM[1] e BONDARENKO [2] que aparentementesuperestimam a taxa de reação nuclear decaptura radioativa nestas ressonâncias. Istopode ser observado a partir da comparaçãode medidas do índice espectral 28ρ com valorescalculados do mesmo que sistematicamenteindicam a sua superestimação [3].

OBJETIVO

Determinação da distribuição radial das taxasde reação de captura radioativa (n, γ) paranêutrons epitérmicos e rápidos no 238U aolongo de um disco de UO

2 sem enriquecimento

no núcleo do Reator IPEN/MB-01.

METODOLOGIA

O disco de UO2 utilizado possui 8,49 mm de

diâmetro, massa de 0,34627 gramas eespessura de apenas 0,6012 mm, sendoinserido entre as pastilhas 9 e 10,respectivamente na cota axial 94 mm, nointerior de uma vareta combustíveldesmontável. Ao redor dessa cota é colocadauma luva de cádmio com 10 cm de altura e0,5 mm de espessura. O cádmio tem altaseção de choque para nêutrons térmicosimpedindo assim que esses atinjam o disco.Esta vareta foi colocada na posição M-15 donúcleo do reator. A potência de irradiação foide 100 watts.Após a irradiação, a vareta combustível édesmontada e o disco de UO

2 é retirado. A

espetrometria gama é realizada em umdetector de germânio hiper-puro (HPGe) einiciada após um intervalo de tempo suficientepara que o tempo morto de contagem sejareduzido a menos de 2%. A espectrometriavisa acompanhar o decaimento do 239Np, eleé um radionuclídeo de meia-vida 2,335 diasproveniente do decaimento do 239U meia-vidade 23 minutos, produto da reação de capturaradioativa dos nêutrons no 238U.Foram construídos diversos colimadores comdiâmetros variáveis, capazes de amostrarraios diferentes do disco. Esses colimadores(Figura1) impedem a transmissão do fotopicogama do Np-239, centrado a energia de 276,6keV, fora da região de interesse amostradapelo colimador.

Figura 1. Colimadores e suporte

Para cada colimador foram realizadas no

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mínimo 55 espectrometrias gama com duraçãode 600 e 900 segundos.Por fim, é construída a curva contagemintegrada, parâmetro proporcional a taxa dereação, por raio do pellet e esses valoresnormalizados comparados aos dadossimulados.

Figura 2. Gráfico comparativo de taxas decaptura epitérmica e rápida entre dadosexperimentais e simulados

RESULTADOS

Como esperado foi detectada uma taxa decaptura mais concentrada na região próximaao moderador.Comparando os dados medidos relativos ataxa de reação de captura radioativa aossimulados (vide Figura 2) é possível visualizarque tanto os valores experimentais comoaqueles calculados pelo MCNP-4C [3]apresentam o mesmo comportamento espacialao longo do raio da pastilha combustível.Verifica-se nestas medidas , umasuperestimação dos valores calculados emrelação aos medidos no interior do disco, atéo raio de 0,275 cm, decorrente dasuperestimação da autoblindagem nasressonâncias do 238U. A medida que nosafastamos do interior do disco esse fenômenose inverte.

CONCLUSÕES

Os resultados preliminares obtidos sãosatisfatórios e se referem às taxas de reaçãode captura radioativa ao longo do raio dapastilha (disco) combustível somente paranêutrons de energias mais elevadas(epitérmicos e rápidos). A análise dos dadosobtidos comparados aos simulados nos revelauma superestimação para as regiões internase uma subestimação para as regiões externasdo combustível.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] NORDHEIN, L.W.; KUNIUR, G.F. AProgram of Research and Calculation ofResonance Absorption. San Diego, CA, GulfGeneral Atomic Co., 1961.[2] BONDARENKO, I.I. Group Constants for

Nuclear Reactor. Constants Bureau, New York,NY, 1964.[3] BRIEMEISTER, J.F; MCNP: A GeneralMonte Carlo N-Particle Transport Code(Version-4C), Los Alamos National Laboratory,LA-13709-M, 2000.[4] FANARO, L., comunicação pessoal,2006.[5] BITELLI, U. d`U. Medida de ParâmetrosIntegrais no Reator IPEN/MB-01. São Paulo:2001. Dissertação (doutorado) - IPEN.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

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Utilização de diatomito no monitoramento da qualidadede água do reservatório Guarapiranga

Maira Cardoso Monje e Nilce OrtizInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN

INTRODUÇÃO

O reservatório Guarapiranga é hojeresponsável por 20% do abastecimento deágua potável da Região Metropolitana de SãoPaulo, ocupando area de 630 Km2,compreende os municípios de São Paulo,Embu, Itapecerica da Serra, Embu-Guaçu epequenas parcelas territoriais de Cotia, SãoLourenço da Serra e Juquitiba.Inicialmente o reservatório era utilizado paraa geração de energia elétrica da Usina deParnaíba, no Rio Tietê. A partir de 1927 aBacia do Guarapiranga tornou-se fonte deabastecimento de água potável. Na décadade 60, a ocupação desordenada e irregularsurgiu como o maior problema da região,oferecendo riscos a manutenção da qualidadede água deste importante manancial. Oavanço populacional ás margens doreservatório trouxe problemas ambientaiscrescentes e comprometeu a qualidade daágua. No período de 1978 a 1989, foramregistradas 13 florações de algas originadaspelo aumento das descargas de efluentesdomésticos no reservatório [1].Atualmente cerca de 750 mil pessoas vivemna Bacia do Guarapiranga. O processodescontrolado de urbanização representougrande impacto no meio ambiente e destetotal de pessoas, 100 mil residem em áreascom falta de urbanização, em loteamentosclandestinos destituídos de infra-estruturapública e sanitária. Este fato evidencia anecessidade de diagnóstico e monitoramentoconstante da qualidade de água de captaçãona região [1, 2, 3].

OBJETIVO

Determinação da constante de velocidade deadsorção – Kab do diatomito a ser utilizadono desenvolvimento de ferramenta paradiagnóstico e monitoramento de qualidade dereservatórios localizados próximos às grandescidades, como o Reservatório Guarapiranga.

METODOLOGIA

O diatomito após mistura com argila bentonitafoi conformado em esferas para ser utilizadoem sistemas de adsorção. Os processos deadsorção foram acompanhados por medidasdas concentrações de íons de chumbo emsolução utilizando titulação complexométricae espectroscopia plasma induzido – ICP/AESa partir de uma curva de calibração preparadacom solução padrão.

RESULTADOS

A constante de velocidade de adsorção foicalculada por meio da Equação I com osvalores de qe, q e t obtidos experimentalmente[4].

Log(qe-q) = logqe – (Kab/2,303) t I

Onde: qe – massa de adsorbato por massade adsorvente (mg.g-1), q - massa deadsorbato por massa do adsorvente no tempot , t –tempo de agitação (min) e Kab -constante de velocidade de adsorção (mg.g.t-1).

Tabela 1: Calculo de porcentagem de remoção(R) e de Kab

pH T (°C) R(%) Kab/2,303Kab 10-3

5 20 75 -0,00245,5

5 20 80 -0,00173,9

5 30 67 -0,00173,9

5 30 62 -0,00337,6

7 30 77 -0,0034 7,8

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Figura 1: Determinação das equações de reta

para o calculo de Kab

Os resultados obtidos, nesta primeira fasedo projeto, indicam que a velocidade deadsorção apresenta tendência em ser maiorem sistemas com temperatura maiores e empH próximo da neutralidade. Este efeitodeverá ser confirmado em estudosposteriores.O material adsorvente apresenta de 62% a80 % de remoção de íons de chumbo emsolução. Este efeito indica a possibilidadede adsorção de outros íons com propriedadessemelhantes.

CONCLUSÕES

O diatomito quando em misturas pode serutilizado como material adsorvente nadeterminação das constantes de velocidadede adsorção (Kab) para o desenvolvimentode ferramenta de diagnóstico emonitoramento de águas urbanas.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] COMPANHIA DE SANEAMENTO BASICO DOESTADO DE SÃO PAULO –SABESP- ProgramaSaneamento Ambiental da Bacia doGuarapiranga. http://www.sabesp.com.br/o_que_fazemos/preservacao_de_manancais/programabacia.htm.[2] CONSELHO NACIONAL DO MEIO AMBIENTE– CONAMA – MINISTÉRIO DO MEIOAMBIENTE, Resolução No 357 de 17 de marçode 2005. [3] PIVELLI, R.P; Kato M.T- Qualidade daságuas e poluição: aspectos físico – químicos– Associação brasileira de engenhariasanitária e ambiental- ABES, 285p, 2006.[4] ORTIZ, N. – Estudo da utilização demagnetita como material adsorvedor dosmetais Cu2+, Pb2+, Ni2+, Cd2+, em solução.Tese Doutorado, IPEN, 145p., 2000.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC e FAPESP

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Desenvolvimento de técnicas de avaliação de alimentosirradiados: Viscosimetria

Marilia Gabriela Ozéas Quadrado e Nélida Lúcia del MastroInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

A irradiação tem sido reconhecida como ummétodo eficiente de se reduzir perdas pós-colheita, assegurar a qualidade sanitária efitossanitária de alimentos, uma vez queatravés do processo de irradiação podemosadiar os processos fisiológicos destes, inibiro brotamento, controlar insetos e parasitase até mesmo melhorar propriedadestecnológicas dos alimentos. O estudo doefeito das radiações sobre os nutrientescontidos nos alimentos é de grandeimportância, uma vez que esta os afeta dediferentes formas e nem sempre os resultadossão os mesmos para a substância isoladacomo para sua mistura. Uma das maneirasde avaliarmos de que forma os alimentos sãoafetados pela radiação ionizante é atravésda análise de suas propriedades reológicas,tais como a viscosidade. A viscosidade é oprincipal parâmetro que caracteriza aspropriedades de fluxo de fluidos como líquidos,semi-sólidos, gases e mesmo sólidos. Ela podeser definida como a medida de fricção internade um fluido, ou a sua tendência a resistir aofluxo (escoamento). Esta fricção torna-seaparente quando uma camada do fluido éforçada a mover-se em relação a outra. Nopresente trabalho foram utilizadas as medidasde viscosidade para estabelecer o tipo derelação existente entre a radiação ionizantee as moléculas de amido de milho.

OBJETIVO

O presente trabalho tem como objetivoverificar a influência da radiação ionizantena molécula de amido de milho de acordocom as diversas doses aplicadas, através demedidas de viscosidade, uma vez que existeuma relação direta entre viscosidade e massamolecular.

METODOLOGIA

Neste trabalho foram utilizadas amostras deamido de milho do tipo AMIDEX 3001, lote:

030000.526.301.2154056 fornecidas pela CornProducts do Brasil Ltda. As amostras foramhidratadas por 48h, diluídas em soluçãoaquosa numa concentração de 5% e emseguida foram irradiadas nas doses 1kGy, 5kGye 10kGy. Um grupo de amostras não foiirradiado para ser utilizado como grupo decontrole (0kGy). A irradiação foi feita numafonte de 60Co Gammacell 220 da AECL comatividade de 8,35 kCi, taxa de dose ao redorde 2kGy/h. As medidas de viscosidade foramfeitas 24h após a irradiação, com a utilizaçãode um viscosímetro Brookfield DV-III, spindleLV18 e velocidade angular de 250 rotações/min. O programa de aquisição de dadosutilizado foi o Rheocalc V1.1 Brookfield, quefornece para cada valor de velocidade dospindle, a viscosidade aparente, a força e ataxa de cisalhamento para cada valor datemperatura. As amostras foram aquecidase em seguida colocadas na câmara doviscosímetro para efetivação da medidas a70ºC mediante banho termostatizado Neslabmodelo RTE-210, precisão ± 0,1°C.

RESULTADOS

Os resultados obtidos para a variação daviscosidade do amido de milho em função dadose estão representados na Figura 1.Podemos notar que os valores da viscosidadeapresentam uma tendência de acréscimo emfunção da dose, sendo que os valores médiosde viscosidade encontrados foram: (3,2 ±0,9)cP para 0 kGy, (4,4 ± 1,9)cP para 1kGy,(4,2 ± 2,3)cP para 5 kGy e (6,1 ± 2,0)cPpara 10 kGy.

Figura 1: Medidas da Viscosidade do Amido deMilho em Função da Dose de Radiação Aplicada

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Entretanto, os valores de viscosidadeencontrados para as doses 1kGy e 5kGyapresentam-se bem próximos entre si.

CONCLUSÕES

A partir dos resultados obtidos no presentetrabalho podemos concluir que a viscosidadedo amido de milho apresenta uma tendênciaem aumentar em função da dose de radiaçãoaplicada, o que sugere uma predominânciade processos de reticulação ou agregaçãodas moléculas de amido de milho econseqüente aumento da massa molecular, oque pode afetar significativamente o produtofinal em que o amido de milho seja umingrediente.Outros estudos deverão ser realizados paraverificar este resultado e até mesmoesclarecer o fato de as viscosidades a 1kGye 5kGy estarem tão próximas.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] BOBBIO, F.O.; BOBBIO, P.A. Introdução àQuímica de Alimentos, Livraria Varela, 1989.[2] DZIEZAK, J.D. Instruments for measuringviscosity and flow. Food technology, Vol. 45nº 7, 1991.[3] HOWARD, D.W. Viscosity Measurement.A Look at Viscosity, Food Technology.Vol.7.p.82-84, 1991.[4] KOBER, E; GONZALEZ, M. E; GAVIOLI, N;SALMORAL, E. M., Radiation Physics andChemistry, Vol. 76. P. 55-60, 2007.[5] NAVARRO, R.F. Fundamentos de Reologiade Polímeros, Editora da Universidade deCaxias do Sul, 1997.[6] SILVA, M. C., THIRÉ, R. M. S. M., PITA, V.J. R. R., CARVALHO, C. W. P., ANDRADE, C.T., Ciênc. Tecnol. Aliment, Vol. 24(2), p. 303-310, 2004.[7] STREETER, V.L. Mecânica dos Fluidos,McGraw-Hill do Brasil Ltda, 1974.[8] VIEIRA, F. F; DEL MASTRO N. L., RevistaBrasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, Vol.4 nº 3 – Parte 2, p. 1502-1503, 2002.[9] WHISTHER, R.L.; BEMILLER J.N.Carbohydrate Chemistry for Food Scientists,The American Association of Cereal ChemistsInc, p. 203-210, 1997.[10] WONG, D.W.S. Química de Los Alimentos:Mecanismos y Teoría, Acribia S.A., 1995.

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CNPq/PIBIC

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Medidas de atividade de radionuclídeos em câmaras deionização e em espectrômetro gama

Paulo Roberto Silva e Marina Fallone KoskinasInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN

INTRODUÇÃO

Para utilizar-se dos benefícios propiciadospelas emissões radioativas é importante amedição dos vários níveis de emissão de cadaamostra radioativa. Para isso sistemas demedida de radiações, em função de suascaracterísticas foram desenvolvidos.No caso da radiação gama, para medida defontes radioativas sólidas e líquidas de baixaatividade, geralmente, são utilizadosespectrômetros gama, com cristaiscintiladores de NaI(Tl) ou detectoressemicondutores de germânio hiper puro(HPGe).Para medida de soluções radioativas de altaatividade, utilizadas na medicina nuclear, ossistemas de detecção mais usados, são ossistemas de câmara de ionização.Um dos fatores importantes que devem serconsiderados nas medidas em câmara deionização está relacionado à geometria damedida no que diz respeito às dimensões etipo de material do dispositivo deposicionamento da amostra, como dimensõese tipo de vidro utilizado na confecção deampolas ou frascos.

OBJETIVO

Este trabalho tem como objetivo a aplicaçãoda metodologia de medida de fontesradioativas sólidas e líquidas em sistemas deespectrometria gama de HPGe e em sistemacâmara de ionização de poço. Serão feitasmedidas comparativas nos dois sistemas demedida citados, de modo a validar o uso dosfrascos de penicilina tipo IPEN, napadronização de soluções radioativas nacâmara de ionização do Laboratório deMetrologia Nuclear (LMN) do IPEN, câmaraCRC-NPL.

METODOLOGIA

Espectrômetro HPGeO espectrômetro HPGe do Laboratório deMetrologia Nuclear (LMN) do IPEN, é

constituído de um detector de germânio hiperpuro, em geometria definida, acoplado a umsistema eletrônico convencional [1]. Acalibração em eficiência do espectrômetro foifeita pela medida de fontes radioativaspadrões, emissoras gama, da AIEA (AgênciaInternacional de Energia Atômica),posicionadas na mesma geometria da amostraem estudo.As fontes padrão utilizadas foram: 133Ba, 60Co,137Cs e 152Eu. A curva de calibração foideterminada para energias gama no intervalode 121,78 keV e 1408,02 keV.Na análise dos espectros gama, tanto paradeterminação da eficiência como da atividadedas fontes, foi utilizado o programa decomputador Alpino, desenvolvido no LMN [2].Câmara de ionizaçãoO sistema de câmara de ionização utilizadofoi o sistema CRC-NPL padrão secundário,constituído de uma câmara de ionização tipopoço acoplada a um sistema computadorizadoCAPINTEC. Esta câmara foi calibrada noNational Physical Laboratory (NPL) da GrãBretanha, para diversos radionuclídeos,condicionados em ampolas e frascos padrãobritânico.Preparação de fontesPara medida da atividade específica desoluções radioativas, foram preparadas fontesem frascos de penicilina com massaconhecida, para medida na câmara deionização, e fontes sólidas em substrato deCollodion para medida no espectrômetrogama de HPGe. As massa das fontes foideterminada, em balança analítica modelo MC21S Sartorius.

RESULTADOS

A solução radioativa medida foi uma soluçãode 67Ga fornecida pelo Centro de Radiofarmácia do IPEN, os resultados das medidasdas fontes no sistema de espectrometriagama são apresentadas na tabela 1.

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TABELA 1. Medida de fontes de 67Ga em

espectrômetro HPGe

A comparação com os resultados obtidos nacâmara de ionização são apresentados naTabela 2.

TABELA 2. Comparação das Medidas de 67Ga no

espectrômetro HPGe e na câmara NPL

CONCLUSÕES

Os resultados da atividade da solução de 67Gaobtidos com a câmara de ionização,utilizando-se os frascos de penicilina do IPEN,concordam com os resultados obtidos noespectrômetro HPGe dentro da incertezaexperimental (1 %). Pode-se portanto concluirque o frasco de penicilina do IPEN é adequadopara medidas de soluções de 67Ga na câmaraNPL.

REFERÊNCIAS BIBLIOFRÁFICAS

[1] Fonseca, K. A. “Medidas Absoluta daAtividade e determinação da taxa de emissãogama por decaimento do 126I.” São Paulo:1997. Tese (Mestrado) – Instituto dePesquisas Energéticas e Nucleares.[2] Dias, M. S. Alpino: código de análise deespectros gama. Relatório Interno, IPEN-CNEN/SP. (1998).

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CNPq/PIBIC

Nºda fonteAtividadeMBq g-1

Incerteza%

13803 34,062,0

13804 33,872,1

13805 34,102,1

13806 34,032,0

13807 33,982,0

13808 33,692,0

Média 33,95 0,2

SistemaAtividadeMBq g-1

Razãodasatividades

HPGe 33,95 ± 0,061,0064

NPL 34,17 ± 0,68

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Elaboração de uma base de dados experimentais paraobtenção do nível de subcriticalidade do reator IPEN/MB-01

Pedro de Campos Costa e Adimir dos SantosInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

Um dos parâmetros fundamentais para a Físicade Reatores é a monitoração do nível desubcriticalidade do sistema e neste sentido,várias técnicas têm sido propostas eencontram-se, atualmente, emdesenvolvimento na área de Física deReatores. Dentre elas o método damultiplicação por fonte de nêutrons (NêutronSource Multiplication Method – NSMM)[1],representa um dos métodos mais simples emtermos de instrumentação, pois requerbasicamente uma fonte de nêutrons,detectores de nêutrons (que fornecerão ataxa de contagem) e eletrônica associada.Nesse aspecto, o reator IPEN/MB-01 podeoferecer uma oportunidade ímpar para oestabelecimento e o desenvolvimento detécnicas experimentais para obtenção do nívelde subcriticalidade de tais sistemas [2].

OBJETIVO

O objetivo é formar um banco de dadosexperimentais no reator IPEN/MB-01 paraposterior obtenção do nível de subcriticalidadedesse sistema. O referido banco será utilizadona validação de técnicas experimentais quese utilizam do método NSMM com a finalidadede determinar com precisão o nível desubcriticalidade do reator em varias situações[3]. De forma sucinta, o procedimentoexperimental consistirá na obtenção da taxade contagem de vários detectoresposicionados no interior do núcleo ativo e norefletor variando a posição da fonte denêutrons. Esses dados serão utilizadosposteriormente no método NSMM o qualfornecerá a reatividade do sistema.

METODOLOGIA

Para o experimento foram utilizados doisarranjos experimentais, no primeiro (fig. 1)os detectores utilizados foram posicionadosno refletor nas faces leste e oeste do núcleoa 84,5cm e 35,3cm do centro do núcleo. Além

destes outros dois detectores de BF3 foramposicionados no interior da região ativa donúcleo nas posições (P-14 e B-14) do reatorIPEN/MB-01. Além disso foi introduzido nonúcleo uma fonte externa de neutrôns com afinalidade de estudar possiveis efeitos dafonte de neutrôns.

FIGURA 1: Primeiro arranjo experimental

O segundo arranjo difere do primeiro por neleser usada apenas a fonte (Neutrons) departida do reator e os detectores localizadosno refletor na face leste apenas a 35,3cm docentro do núcleo para estudar o perfil lateraldo núcleo.O experimento consistiu em ir retirando de5% em 5% as barras de controle e segurançado nucleo do reator ipen/mb-01 até estarem100% retiradas.

RESULTADOS

Os resultados de reatividade subcriticaobtidos através da contagem dos detectorespelo NSMM para os diferentes arranjos podemser visualizados nos seguintes gráficos.

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FIGURA 2: Gráfico referente ao primeiro arranjo

FIGURA 3: Gráfico referente ao segundo arranjo

FIGURA 4: Gráfico referente ao segundo arranjo

CONCLUSÕES

Pode-se observar através dos gráficosobtidos que a curva de calibração de barranão representa a reatividade do reator paraseu estado subcritico. Serão elaborados novosexperimentos iniciando como referência aconfiguração crítica do reator, além disso, aanálise de eficiência do detetor terá que sermelhor analisada e entendida para aelaboração final de um banco de dados paramonitoração da reatividade subcrítica doreator IPEN/MB-01.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] T. Yamamoto; K. Sakurai; Y. Naito.Numerical Validation of a Modified NêutronSource Multiplication Method Using aCalculated Eigenvalue. 1998.[2] Dos Santos, A., Pasqualeto, H., Fanaro,L.C.C.B., Fuga, R. , Jerez, R., 1999. Theineversion Point of the Isothermal ReacticityCoefficient of the IPEN/MB-01 Reactor-1:Experimental Procedure. Nucl. Sci. Eng. 133,314-326.[3] Yoichiro SHIMAZU et al. “Some TechnicalIssues on Continuos Subcriticality Monitoringby a Digital Meter during Criticality Aproach”Journal of Nuclear Science and Technology,42, 515-524 (2005).

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Obtenção do composto TiFe por moagem de alta energiacom vistas ao armazenamento de Hidrogênio

Railson Bolsoni Falcão e Ricardo Mendes Leal NetoInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

A humanidade, na sua busca incessante porenergia, começou a perceber, notoriamentea partir do século XX, a importância de obtê-la de uma forma sustentável, a partir derecursos renováveis. Neste cenário, há umconsenso de que no futuro haverá umaeconomia energética baseada na exploraçãodo hidrogênio. O hidrogênio pode serarmazenado de diversas maneiras, no entantoo armazenado em meio sólido, como nointermetálico TiFe, é a maneira mais segurae de maior capacidade armazenadora emvolume. Este intermetálico pode ser obtidoatravés do processo de moagem de altaenergia.

OBJETIVO

O objetivo do presente trabalho foi investigara influência do tempo de moagem e do tipode ACP na moagem de alta energia de misturasde pós de Ti e Fe, tendo em vista a obtençãodo composto intermetálico TiFe.

METODOLOGIA

Cada amostra foi preparada com uma misturade pós de Ti e de Fe na proporçãoestequiométrica do composto TiFe. A essamistura foi adicionado um determinado tipode ACP. A amostra foi pesada e colocada emum recipiente de moagem, junto com 72 bolasde aço de 7 mm de diâmetro. O conjunto,ainda aberto, foi colocado dentro de umacaixa de luvas com argônio, onde passou porum processo de três purgas. O conjunto, jáfechado, foi retirado da caixa de luvas elevado para o moinho, onde foram feitas asmoagens.As moagens foram feitas de forma continuaou pausada. No caso das moagens pausadaso moinho foi pausado a cada 30 minutos, poraproximadamente 2 minutos.Após a moagem, quando havia forte aderênciade uma parcela do pó moído no recipiente,retirava-se o pó solto com o auxilio de umpincel. Para a retirada da parcela aderida

adotou-se um procedimento de limpezapadrão utilizado pelo laboratório. As parcelasde pó (aderida e solta), depois de pesadas,foram mantidas separadas para acaracterização (MEV e difração de raios X).

RESULTADOS

Após as moagens verificou-se, dependendoda condição de processo, a formação de umdepósito de material moído, fortementeaderido no recipiente de moagem. Na Tabela1 estão apresentados os percentuais damassa das misturas que não ficaram aderidosno conjunto (M), em função da condição demoagem.

TABELA 1. Discriminação das condições deprocessamento em função do tipo e massarelativa de ACP, tempo (T) e forma de moagem

Na Tabela 1 observa-se que, para uma massafixa de ACP, a massa da amostra não aderidano conjunto diminui com o tempo de moagem.Também se observa que, para um tempo demoagem fixo, a massa da amostra não aderidaaumenta com o aumento da massa do ACP.Quanto ao tipo de ACP adicionado nasamostras, se observa na Tabela 1 que o tipode ACP não fez diferença em várias condiçõesde moagem, mas quando houve diferença, oetanol foi mais eficiente na condição pausada

Condição ACP ACP (%) T(h)Forma demoagem

M (%)

AE1%2hP Ac.Esteárico 1 2 Pausada4

E1%2hP Etanol 1 2 Pausada5

AE2%2hP Ac.Esteárico 2 2 Pausada5

E2%2hP Etanol 2 2 Pausada20

E2%2hC Etanol 2 2 Contínua12

E4%2hC Etanol 4 2 Contínua90

E4%3hC Etanol 4 3 Contínua11

AE4%3hC Ac.Esteárico 4 3 Contínua10

E2%1hC Etanol 2 1 Contínua 96

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(E2%2hP).Com os dados da difração de raiosX das amostras foram obtidos espectros dedifração apresentados na Figura 1, onde foifeita uma distinção entre as amostrasaderidas e não aderidas, acrescentando-sea letra R (de resíduo) à condição de moagem,quando a amostra foi proveniente de materialaderido no conjunto de moagem.

Figura 1. Espectros de difração das amostrasmoídas em diferentes condições

Comparando o espectro de difração damistura simples de pós de titânio e de ferrocom os demais espectros, nota-se oalargamento dos picos de difração dasamostras moídas, resultante do encruamento.O alargamento foi tanto maior quanto maiorfoi o tempo de moagem, independentementedo tipo e quantidade de ACP utilizado. Aindaobserva-se que os picos de difração dosespectros das amostras não aderidas estãomais alargados que os das amostras aderidas,moídas na mesma condição, o que pode serconstatado mediante comparação dosespectros das amostras moídas nascondições E4%3hC e E4%3hCR e nascondições AE4%3hC e AE4%3hCR, quandose utilizou etanol e ácido esteárico,respectivamente. Este aspecto resulta dofato de que o material, uma vez aderido,deixou de participar da moagem.Na Figura 2 são apresentadas micrografiaseletrônicas de varredura (elétronsretroespalhados) de amostras moídas emdiversas condições.

Figura 2. Micrografias das amostras moídas emdiferentes condições

Quando se analisa condições de moagem ondese utilizou um maior tempo de processamento(3h), como nas condições E4%3hC eAE4%3hC, não se observam partículaslamelares, ao contrário da condição E4%2hC,

com tempo menor de moagem (2h), onde nãose verificou a presença de partículashomogêneas. Já nas amostras aderidas após3h de moagem, nas condições E4%3hCR eAE4%3hCR, notam-se partículas lamelaresdevido a menor participação na moagem apartir da aderência.Em nenhuma dascondições de moagem se observou àformação do composto TiFe, mesmo nascondições onde se obteve a maior quantidadede partículas homogêneas (moagens de 3h),conforme indicam os dados de difração deraios X da Figura 1. Constata-se a partir dosespectros de difração que a homogeneidadede tais partículas é resultante, em boa medida,da formação uma solução sólidasubstitucional, uma vez que o pico de difraçãomais intenso do titânio apresentou após amoagem de 3 horas uma acentuada quedaem relação ao pico mais intenso do ferro.Essa queda também foi notada em amostrascom partículas lamelares, porém de formamenos acentuada.

CONCLUSÕES

Na moagem de alta energia, constatou-seuma tendência grande de aderência dos pósde Ti e de Fe no conjunto de moagem, nãoreportada anteriormente na literaturaconsultada. Verificou-se que a parcela deamostra que não fica aderida no conjuntoaumenta com a massa de ACP adicionada ediminui com o tempo de moagem. Já os doistipos de ACP adicionados às amostrasproporcionaram resultados semelhantes emvárias condições de moagem, mas quandohouve diferença, o etanol foi mais eficiente,o que ocorreu na condição E2%2hP.Verificou-se também um aumento departículas homogêneas e do encruamento como tempo de moagem, mas não com o tipo deACP adicionado. Na porção das amostrasaderidas, entretanto, estes efeitos forammenos acentuados, o que é mais umaconseqüência negativa da aderência(heterogeneidade da amostra).Não houve formação do composto TiFe emnenhuma condição estudada. Tal formaçãotalvez pudesse ser obtida com um maior tempode moagem, o que ficou impossibilitado devidoaos problemas de aderência.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] DELOGU,F.; COCCO, G., Compositionaleffetcts on the mechanochemical synthesisof Fe –Ti and Cu –Ti amorphous alloys bymechanical alloying. J. Alloys Comp., n. 352,p.92-98, 2003.

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Análise de solos coletados na região metropolitana deSão Paulo - SP - pelo método de ativação com nêutrons

Rodrigo Brandão Bunevich e Mitiko SaikiInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN

INTRODUÇÃO

Uma das dificuldades no controle da poluiçãode uma região urbana está na identificaçãoda origem dos elementos poluentes. Em umaárea urbana os poluentes atmosféricos podemser das mais variadas origens tais comoveiculares, industriais, marinha e do solo. Emvista da diversidade do perfil da regiãometropolitana de São Paulo (RMSP) do pontode vista da poluição, tem sido de grandeinteresse avaliar as possíveis fontes da origemde poluentes existentes na atmosfera.No biomonitoramento da poluição aérea daRMSP usando liquens foi verificado que oselementos acumulados por esta espéciepodem ser originados não só das emissõesveiculares e industriais, mas também do solo[1]. Como as poeiras do solo apresentam altosteores de vários elementos torna se de grandeinteresse o estudo da correlação existenteentre os elementos acumulados pelos liquense aqueles presentes no solo.

OBJETIVO

Este trabalho tem como objetivo adeterminação dos elementos em amostras desolo da RMSP, visando posterior estudo dainfluência da sua composição elementar, noselementos acumulados pelos liquens.

METODOLOGIA

As amostras de solo foram coletadas a umaprofundidade de até 10 cm e os locais decoleta foram: Centro de Química e MeioAmbiente do IPEN (IPEN), Cerqueira César(CC), Congonhas (CG), Diadema (DD), Mauá(MA), Parque Dom Pedro II (PDP), Pinheiros(PIN), Santo André (SA), Santo André centro(SAcen), Santo André Capuava (SAcap), SãoMiguel Paulista (SMP) e Saúde Pública (SPub).Na região considerada limpa do ParqueEstadual Intervales, os solos foram coletadosem dois pontos (PI1 e PI2).O tratamento destas amostras de soloconsistiu na secagem por 12 h a 40° C em

uma estufa e depois foram moídas emalmofariz de ágata obtendo as na forma depó fino.O procedimento da análise porativação com nêutrons (NAA) consistiu emirradiar no reator nuclear IEA-R1, cerca de100 mg de solo pesados em invólucro depolietileno, juntamente com os padrõessintéticos dos elementos. Foram realizadasirradiações longas sob fluxo de nêutronstérmicos da ordem de 5x1012 n cm-2 s-1 porum período de 8 h. As atividades gamainduzidas das amostras e padrões forammedidas usando um detector de Ge hiperpuro ligado a um espectrômetro de raiosgama. Os radioisótopos foram identificadospelo tempo de meia vida e energias dosraios gama. As concentrações doselementos foram calculadas pelo métodocomparativo. Para verificar a qualidade dosresultados com relação a exatidão eprecisão foram analisados os materiaiscertificados de referência (MCR) Soil 7(IAEA) e Buffalo River Sediment (NIST2704).

RESULTADOS

Foram determinados nos MCR os elementosAs, Br, Ca, Ce, Co, Cr, Cs, Eu, Fe, Hf, K, La,Lu, Nd, Rb, Sb, Sc, Se, Sm, Tb, Th, Yb, U eZn. Estes resultados apresentaram uma boaconcordância com os valores doscertificados, com percentagens de errosrelativos e desvios padrão relativosinferiores a 15,0% para a maioria doselementos. Os valores do índice z-score ouda diferença padronizada [2], obtidosvariaram entre -1,5 e 2 indicando que osresultados obtidos estão dentro da faixados valores certificados( P=0,05). Osresultados das análises dos solos para oselementos As, Br, Ce, La, Nd e U sãoapresentados na Figura 1.

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Figura 1 – Concentrações de As, Br, Ce, La, Nde U, para solos coletados em diferentes pontosda RMSP e Parque Estadual Intervales

A comparação entre os dados obtidos paradiferentes pontos de amostragem permitiuverificar que altos teores de Ce, Th e U foramobtidos para o solo do IPEN. Para este pontodo IPEN e de Congonha também foram obtidosaltos teores de La e Nd em comparação aosdemais pontos. Os elementos As e Brapresentaram comportamento semelhante esuas altas concentrações foram obtidas paraas amostras da Saúde Pública, CerqueiraCésar, Santo André centro e Santo AndréCapuava.Os resultados obtidos para demais pontosmostrou que para a maioria dos elementos,não houve grande variabilidade. Na regiãolimpa os teores de vários elementos foram,em geral, inferiores ou da mesma ordem degrandeza dos de RMSP.

CONCLUSÕES

Os altos teores de As e Br obtidos,possivelmente se deve a poluição industriale veicular. Para Ce, La, Nd, Th e U as altasconcentrações no solo do IPEN, deve se aofato do solo ter sido coletado nasproximidades do antigo laboratório deprocessamento de U. A qualidade dosresultados analíticos na NAA do solo foiavaliada pelos valores de erro relativo e desviopadrão relativo, obtidos nas análises de MCR.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] A. Fuga, Uso de liquens epifíticos nobiomonitoramento da poluição atmosférica daregião metropolitana de São Paulo.Dissertação, Instituto de PesquisasEnergéticas e Nucleares – IPEN São Paulo,Brasil, 2006.[2] J. E. Wyse, Report n. IAEA/AL/147, IAEA/MEL/75, 2004.

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Avaliação da calibração dos instrumentos em qualidadesde radiodiagnóstico

Rodrigo Neves de Freitas e Maria da Penha Albuquerque PotiensInstituto de Pesquisa Energética e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

O laboratório de calibração de instrumentosdo Instituto de Pesquisas Energéticas eNucleares, LCI, realiza há mais de 35 anoscalibrações de instrumentos usados emmedidas de radioproteção, radioterapia, quepertencem aos hospitais, clínicas, indústriase outros usuários situados no estado de SãoPaulo e em outras partes do Brasil.Atualmente o LCI atua em radioproteção,radioterapia, medicina nuclear eradiodiagnóstico, usando arranjos especiaiscom fontes seladas de radiação gama e beta,fontes planares de radiação alfa e beta eradiação X de energias baixas eintermediárias.

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho é apresentar eanalisar os resultados sobre este tipo decalibração usando qualidades deradiodiagnóstico como recomendado pelasnormas IEC 61267[1] e ISO 4037-1[2].

METODOLOGIA

Neste trabalho os instrumentos foramtestados em campos de radiação X de 25 a150 kV, em qualidades específicasdependendo da utilização do instrumento.As qualidades da radiação estabelecidas noLCI estão descritas na tabela 1 pararadiodiagnóstico em geral e tomografiacomputadorizada, na tabela 2 para proteçãoradiológica e na tabela 3 para mamografia.

TABELA 1. Qualidades de radiação pararadiologia geral e tomografiaQ u a l i d a d e

d aR a d i a ç ã o

E n e rg i ae f e t i v a( k e v )

Te n s ã o n oTu b o( k v )

C a m a d as e m i -

re d u t o ra(m m A l )

Ta x a d eKe rm a n o A r(m G y /m in )

R Q R 3 2 7 ,1 5 5 0 1 , 7 92 3 ,2 1

R Q R 5 3 0 ,1 5 7 0 2 , 3 54 5 , 9 6

R Q R 7 3 3 ,0 5 9 0 2 , 9 57 2 ,9 1

R Q R 9 3 7 ,0 5 1 2 0 3 , 8 41 1 9 , 8 8

R Q R 1 0 4 0 ,7 5 1 5 0 4 , 7 3 1 7 2 ,8 1

TABELA 2. Qualidades de radiação paraproteção radiológica

TABELA 3. Qualidades de calibração paramamografia (feixes atenuados e não

atenuados)

As qualidades de radiação descritas nastabelas 1 e 2 foram estabelecidos nosistema de radiação X Seifert ISOVOLT,modelo 160HS, de 50 a 150 kV. Asqualidades de radiação para mamografiaforam estabelecidas no sistema de radiaçãoX Rigaku Denki, modelo GeigerFlex (60kV).

RESULTADOS

Durante o período de 2005 e de 2006 foramtestados 224 instrumentos distribuídos em13 diferentes fabricantes e 42 modelos,como mostra a tabela 4. Aproximadamente20 instrumentos não puderam ser calibradosdevido ao mau funcionamento. Foram

Qualida-de da

Radiação

Filtraçãototal(mm)

EnergiaEfetiva(kev)

Tensãono Tubo

(kv)

Camadasemi-

redutora(mmAl)

Taxa deKerma no

Ar(Gy/h)

N60 4 Al +0,6 Cu 48 60 0,251,99 x 10-2

N80 4 Al +2 Cu 65 80 0,6121,05 x 10-2

N100 4 Al +5 Cu 83 100 1,145,01 x 10-3

N150 4 Al +2,5 Sn 118 150 2,4 4,15 x 10-2

Qualidadeda

Radiação

Filtaçãototal

(mm Mo)

EnergiaEfetiva(kev)

Tensãono Tubo

(kv)

CamadaSemi-

redutora(mmAl)

Taxa deKerma no

Ar(mGy/min)

M25 0,06 15,1 25 0,3332,9

M28 0,06 15,3 28 0,3439,3

M35 0,06 16,2 35 0,3859,5

M25x 0,06 +2 Al 18,8 25 0,581,46

M28x 0,06 +2 Al 19,0 28 0,612,02

M35x 0,06 +2 Al 21,6 35 0,85 4,7

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recebidos 46 instrumentos com sonda internae entre os instrumentos com sonda externaforam identificados 39 modelos diferentesdependendo da aplicação.

Tabela 4. Instrumentos testados no LCI nas

qualidades de radiodiagnóstico

O tipo de calibração realizada dependeu daaplicação do instrumento. Antes de qualquerteste foram identificadas as qualidadesapropriadas para cada instrumento. Emboraexistam três séries de radiação, as aplicaçõespodem ser de até sete tipos e estão descritasna tabela 5. A coluna três demonstra asqualidades adequadas para cada aplicaçãoespecífica.

TABELA 5. Instrumentos testados por tipo de

aplicação

CONCLUSÕES

Os resultados mostram a importância noconhecimento das características específicase da aplicação correta das câmaras de

ionização usadas em medidas deradiodiagnóstico evitando erros relacionadosà série de qualidades de radiação adequadaspara a calibração. Este estudo é parte debanco de dados da calibração emdesenvolvimento no laboratório de calibraçãodo IPEN.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] International Electrotechnical Commission.Medical diagnostic X-ray equipment –Radiations conditions for use in thedetermination of characteristics, StandardIEC 61267, Geneva (1994).[2] International Organization forStandardization. X and gamma referenceradiation for calibrating dosemeters anddoserate meters and for determining theirresponse as a function of photon energy --Part 1: Radiation characteristics andproduction methods, ISO 4037-1, Geneva(1996).

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq

FabricanteNúmero de

instrumentos

Numeros demodelo

Cardinal Health 11

Eberline 21

Gammex 22

Inovision 102

Morgan 31

MRA 11

Nardeaux 32

Radcal 15410

Rotem 22

RTI 43

Step 11

Unfors 33

Victoreen 38 13

AplicaçãoN° de

instrumentosVolume ativo

(cm3)

Qualidade daradiação

Radiologia geral 73 3 - 36RQR

TomografiaComputadorizada

14 3RQR

Fluoroscopia 6 60RQR

Mamografia 23 6M

Multi-função(geral/fluoro/

mamo)1 51

RQR/M

Proteçãoradiológica

59 5 - 1800N

Proteçãoradiológica e

radiologia geral48 180 RQR/N

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O combustível perdido: pesquisas nucleares brasileirasem relação ao uso de Tório para a geração de energia

elétrica – 1961 – 1973

Rodrigo Souza Neves e Ana Maria Pinho Leite GordonInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

Embora o “Grupo do Tório” tenha sido criadoem 1965, a perspectiva do uso no Brasil dotório como combustível surge em 1945,quando o geólogo Othon H. Leonardos, aodiscutir sobre ocorrência de urânio no Brasil,afirmou que a mesma era pequena, porémexistiam fartas reservas de tório [1].No mesmo período, Luiz Cintra do Prado,debatia a “possibilidade de utilizar o tório nomister da produção de energia nuclear” [2],levantando a “hipótese da obtenção de umisótopo de urânio (suscetível de dar origem auma reação em cadeia), partindo do tório,mediante reações análogas àquelas que seprocessavam na produção de plutônio a partirde urânio-238” [3].Nesse contexto, surge em 1965, no IPR (hojeCDTN/CNEN), o “Grupo do Tório”, com aambição de “desenvolver uma linha autônomade reatores” [4] utilizando-se o tório. Nomesmo período, realizava-se no IEA uma sériede pesquisas sobre tório.

OBJETIVOS

Este trabalho tem como objetivos, analisar aimportância das pesquisas sobre o uso dotório em reatores de potência; pesquisar osmotivos e os fatos que levaram ao fim do“Grupo do Tório” no IPR em 1973 e estudaros desdobramentos originados por tal evento,resgatando a memória da participação dospesquisadores do IEA (hoje IPEN/CNEN) e doIPR no desenvolvimento da tecnologia do usodo tório em reatores de potência.Por fim, como conseqüência da metodologiaadotada, pretende-se gerar um acervo defontes documentais sobre o período.

METODOLOGIA

Para a realização deste trabalho, faz-se usoprioritário de relatórios e artigos científicospublicados sobre as pesquisas relacionadasao tório no IEA e no IPR e de documentos erelatórios governamentais sobre o projeto

nuclear com tório, tendo em vista as diretrizesdo governo e de seus órgãos de fomento àpesquisa no período a ser estudado.Pretende-se, também, fazer uso crítico dasfontes secundárias provenientes dahistoriografia já existente, objetivandoaprofundar o estudo de fatos eacontecimentos ignorados ou poucoestudados até o momento.Outro método adotado, é a obtenção defontes primárias através de técnicas da“História Oral”, em especial entrevistas compesquisadores envolvidos nas pesquisas naárea, sendo que pretende-se, ao término dotrabalho, disponibilizar as transcrições,criando um acervo de fontes orais.

RESULTADOS

A partir das análises iniciais, estabeleceu-secinco fases das pesquisas, realizadas noBrasil, sobre o uso de tório em reatores depotência, dentre as quais, quatro delas foramanalisadas aprofundadamente.Outro resultado extraído dos documentos, foia constatação do crescimento exponencialda importância do “Grupo do Tório”, fatovisível ao notar que em 1965 o grupo possuíaapenas três engenheiros, enquanto em 1968ele passa a ter 36 técnicos [5], sendo que o“Grupo do Tório” tornou-se o eixo depraticamente todas as atividades da Divisãode Engenharia de Reatores do IPR e duranteo período de 1967 a 1969 ocorreu uma grandeexpansão nas instalações do grupo [6].Outro avanço na pesquisa foi o levantamentode várias hipóteses, ainda para seremfuturamente confirmadas ou refutadas, sobreos motivos que contribuíram com o fim do“Grupo do Tório”, além daquele já aceito pelahistoriografia que afirma que o projeto foidesativado por causa da opção do governobrasileiro em construir reatores do tipo PWR.Dentre esses motivos, destaca-se a falta deum computador de grande porte [7] para osuporte técnico das pesquisas e a existênciade possíveis discordâncias entre a CNEN e oIPR [8].

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Por fim, a análise dos documentos expôs queo “Grupo do Tório” não foi um projetounicamente nacional, pois existiu participaçãoestrangeira sob a forma de cooperação, eque houve pesquisas sobre o uso de tório emreatores de potência antes de 1965 e após1973, tanto no IPR quanto no IEA.

CONCLUSÕES

Embora as causas do fim do “Grupo do Tório”não tenham sido esclarecidas em seu aspectomais amplo, avançou-se no projeto com oestabelecimento, com forte base em fontesdocumentais, de alguns dos possíveis motivosque levaram a esse fim.Avançou-se também ao estabelecer-se que,contrariamente ao que a maioria dahistoriografia do período afirma, o “Grupo doTório” teve participação estrangeira atravésde cooperações com outras instituições, emespecial com Commissariat à l’EnegieAtomique da França e que pesquisasrelacionadas ao uso de tório em reatores depotência ocorreram antes do “Grupo do Tório”ser instituído, e continuaram a ocorrer noBrasil, mesmo após o fim das operações domesmo e da assinatura do tratado com aAlemanha.Por fim, pode-se analisar a importância daspesquisas através das várias referências àseminários e artigos científicos publicados emlíngua estrangeira pelos membros do”Grupo do Tório”, e pode-se ainda estabelecero “estado da arte” nas pesquisas até o anode 1968, ano no qual se começou a adquiririnfra-estrutura física e a projetar a futurafase experimental do “Grupo do Tório”.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Motoyama, Shozo. “Capitulo 2 - ÁlvaroAlberto e a energia nuclear”, Pg 53-105 In:Shozo Motoyama; João Carlos Vitor Garcia(Organizadores). O Almirante e o NovoPrometeu: Álvaro Alberto e a C&T. São Paulo,Editora Unesp/ Centro Interunidade de Históriada Ciência e da Tecnologia, 1996. Pg 56.[2] Idem, Ibidem. Pg 56.[3] Atas da ABC (Associação Brasileira deCiências), 1944 -1946. Pg 106. Apud:Motoyama, Shozo. Op cit. Pg 56.[4] Andrade, Ana Maria Ribeiro de; Santos,Tatiane Lopes dos. “Desafios dodesenvolvimento tecnológico nuclearautônomo”. In: XXIII Simpósio Nacional DeHistória, Londrina, 2005: Anais Suplementaresdo XXIII Simpósio Nacional de História.Londrina, Universidade Estadual de Londrina,2005. Pg 6.

[5] Instituto de Pesquisas Radioativas.Relatório das Atividades - 1968. UFMG –CNEN, Belo Horizonte. Pg 6[6] Idem, Ibidem. Pg 6 e 7.[7] Idem, Ibidem. Pg 20, 52, 55, 58, 59.[8] Idem, Ibidem. Pg 76.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNEN /PROBIC e FAPESP

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Estudo da formação de solução sólida em Céria-Gadolínia

Shirley Leite dos Reis e Eliana Navarro do Santos MuccilloInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

Eletrólitos sólidos podem ser definidos comomateriais cristalinos ou amorfos com estruturaque permite o transporte de íons, devido àformação de defeitos puntiformes. Estesdefeitos são criados durante a formação dasolução sólida, para efeito de compensaçãode carga.Devido à variedade de tipos de eletrólitossólidos as aplicações são numerosas e entreestas estão: células a combustível, bateriase sensores de gases, entreoutras [1].

OBJETIVO

Este trabalho tem como objetivo o estudoda formação da solução sólida formada entreo CeO

2 e o Gd

2O3, que é um material muito

promissor para o uso como eletrólito sólidoem células a combustível de óxido sólido atemperaturas intermediárias, ou seja, entre500 °C e 700 °C [2].

METODOLOGIA

Para obtenção da solução sólida partiu-seda mistura dos óxidos de Gd2O3 e CeO2 emquantidades estequiométricas. O métodoutilizado para a obtenção da solução foi dereação em estado sólido. No qual os óxidossão pesados, misturados, secados,compactados e sinterizados.Após a compactação foram sinterizadasamostras em diferentes temperaturas de1350 °C a 1550 °C, variando de 50 em50 °C, por tempos de patamar de 4 horas.Também foram sinterizadas amostras nastemperaturas de 1450 °C e 1500 °C, variandoo tempo de patamar em 0,1 h; 0,5 h e 1 h. Omesmo procedimento foi realizado para atemperatura de 1550 OC, variando o tempode patamar em 0,1 h; 0,2 h; 0,3 h; 0,5 h;0,7 h; 1 h e 10 h. As taxas de aquecimento eresfriamento durante a sinterização foram de5 °C/min. Após a sinterização as amostrasforam metalizadas pela aplicação de eletrodos

de prata Essas amostras foram utilizadas namedida da resistividade elétrica (?) porespectroscopia de impedância.

RESULTADOS

A figura 1 mostra a dependência dacondutividade elétrica com a temperatura demedida.

Figura 1: Dependência da condutividade elétricacom a temperatura. Tempo de patamar desinterização = 4 horas

Observa-se que aumentando a temperaturade sinterização ocorre um aumento dacondutividade elétrica para o grão e para ocontorno de grão.A figura 2 mostra a dependência dacondutividade elétrica dos grãos com atemperatura de medida para uma temperaturade sinterização igual a 1550 °C emfunção do tempo de patamar.

Figura 2: Dependência da condutividade elétricados grãos com a temperatura de medida paradiferentes tempos de patamar de sinterização.Temperatura de sinterização = 1550 °C

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Esses resultados mostram que para o grão,aumentando o tempo de patamar aumenta-se a condutividade elétrica.A figura 3 mostra a dependência dacondutividade elétrica dos contornos de grãocom a temperatura de medida para umatemperatura de sinterização igual a 1550 °Cem função do tempo de patamar.Os resultados da figura 3 são similares àquelesobtidos para o grão, ou seja, aumentando otempo de patamar aumenta a condutividadeelétrica, mas até 1 h de sinterização. Paratempos mais longos há diminuição dacondutividade.

Figura 3: Dependência da condutividade elétricados contornos de grão com a temperatura paradiferentes tempos de patamar de sinterização.Temperatura de sinterização = 1550 °C

CONCLUSÕES

A solução sólida não é formada a baixastemperaturas.O aumento do tempo de patamar favorece aformação de solução sólida a uma dadatemperatura.Tempos muito longo de patamar a 1550 °Cproduzem diminuição da condutividade doscontornos de grão.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] E. Caproni, Preparação de EletrólitosSólidos Cerâmicos de Zircônia Estabilizadacom Cálcia, Dissertação de Mestrado, IPEN/USP (2003).[2] J. F. Q. Rey, Parâmetros de Rede eResistividade Elétrica em Soluções Sólidas deCéria-Ítria, Dissertação de Mestrado, IPEN/USP (2002).

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNEN/PROBIC e CNPq

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Monitoração da temperatura em dentes irradiados a lasere LED’s durante processo de clareamento dental

Thiago Martini Pereira, William Kabbach, Cynthia Macedo Feijo Kauffman e DeniseMaria Zezell

Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

A irradiação de esmalte dental por laser ouLEDs vem sendo muito estudada na medicinae odontologia [1,2,3]. Uma grandepreocupação é manter a vitalidade pulpar eperiodontal, o que nem sempre é observadona literatura. Neste sentido este trabalhocontribui não apenas para aumentar o acervode conhecimento da área, como para auxiliardentistas que pretendam utilizar clinicamenteo laser com diversas funcionalidades.

OBJETIVO

Objetivo deste trabalho é monitorar asalterações de temperatura e fazer um estudode propagação de calor utilizando métodosnuméricos da superfície dental assim comona câmera pulpar de dentes durante airradiação de esmalte com laser ou LEDsdurante o clareamento dental.

METODOLOGIA

Termopares, tipo K (chromel-alumel), comresolução de 0,1 ºC e resolução temporal de0,1 segundos foram fixados na superfícieexterna da raiz com a finalidade de mensurara variação de temperatura na superfícieradicular externa durante a irradiaçãointracanal.Para a monitoração da temperaturaintrapulpar os termopares foram introduzidosvia forame apical até a câmara pulpar, deforma que sua extremidade coincidisse como teto da câmara pulpar e temperatura foimonitorada 30 s antes durante e 30 s após airradiação. A temperatura foi monitoradasimultaneamente quanto à temperaturaexterna da amostra por um sistema de medidade temperatura por câmera termográfica (SC3000, ThermaCam, FLIR System, EUA), comtomada de dados em até 900 Hz e resoluçãode 0,1 ºC [4].Para monitoração da temperatura durante oprocesso de clareamento dental, quarentaincisivos permanentes humanos foram

escurecidos artificialmente e separados deforma aleatória em 4 grupos iguais: WhitenessHP (FGM) ativado por luz halógena (OptilightPlus, Gnatus), Whiteness HP Maxx (FGM)ativado por luz halógena, Whiteness HPativado por LED (Ultrablue IV, DMC), WhitenessHP Maxx ativado por LED associado a laserde baixa intensidade. O tempo de exposiçãoutilizado seguiu o manual do fabricante. Asamostras foram fixadas com suas raízessubmersas em banho térmico a 37 °C, de formaa manter apenas a coroa exposta para asmedidas de temperatura da superficie decoroa. A temperatura de superfície da raiz foiregistrada, durante toda irradiação e umperíodo de 20 segundos após o termino damesma, pela câmera termográfica. O ambientede medidas teve a umidade relativa controladae a temperatura mantida constante em20 ºC, 2 horas antes e durante o experimento.Todos os resultados foram submetidos àanálise de variância e ao teste de Tukey, comp <0,05.

RESULTADOS

Nas medidas durante o processo declareamento, as médias e desvios padrão dosaumentos de temperatura na câmera pulparnos grupos irradiados com luz halógena foramde 4,4 ± 2,1 ºC usando Whiteness HP e 4,5 ±1,2 ºC usando Whiteness HP Max; enquantonos grupos usando LED a variação datemperatura foi de 1,4 ± 0,3 ºC paraWhiteness HP e 1,5 ± 0,2 ºC usandoWhiteness HP Max. Para a superfície da raiz,as variações de temperatura nos gruposirradiados com luz halógena foram de 6,5 ±1,5 ºC com Whiteness HP e 7,5 ± 1,1 ºC usandoWhiteness HP Max; enquanto nos gruposirradiados com LED, a variação da temperaturafoi de 2,8 ± 0,7 ºC usando Whiteness HP e 3± 0,8 ºC para Whiteness HP Max.Tanto nas medidas de temperatura dasuperfície da raiz quanto na cavidade pulparnão ocorreram aumentos de temperaturaestatisticamente significantes entre os gruposusando diferentes géis (p < 0,05). Os valores

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médios de aumento de temperatura foramsignificantemente maiores para os gruposirradiados com luz halógena em relação aosirradiados com LED (p < 0,05).

CONCLUSÕES

Foi possível obter valores de variação detemperatura dentro dos limites de segurança(∆T < 5 ºC na região pulpar e ∆T < 10 ºC naregião periodontal)[5,6] em todos osexperimentos propostos, de forma que acondição de irradiação laser ou LEDs possaser testada em estudos de pesquisa “in vivo”pelos profissionais da área odontologia.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

1. BACHMANN, Luciano ; GOMES, AndersonS L ; Zezell . Collagen absorption bands inheated and rehydrated dentine.Spectrochimica acta. Part A, Molecular andbiomolecular spectroscopy, v. 62, n. 4-5, p.1045-1049, 20052. ANA, Patricia Aparecida da ; BACHMANN,Luciano ; Zezell . Lasers Effects on Enamelfor Caries Prevention.. Laser Physics, Springer,v. 16, n. 5, p. 865-875, 2006.3. Laura E. Tam,Mindy Lim, SwatiKhanna,Effect of direct peroxide bleachapplication to bovine dentinon flexuralstrength and modulus in vitro,journal ofdentistry,33,451-58,2005 4. PEREIRA, T. M. ; ANA, Patrícia Aparecidada ; RIBEIRO, Adriana da Costa ; MIYAKAWA,Walter ; ZEZELL, Denise Maria .MONITORAÇÃO DE ALTERAÇÕES NATEMPERATURA DE DENTES IRRADIADOS ALASER, POR TERMOPAR E CÂMERATERMOGRAFICA. In: XXIX ENCONTRONACIONAL DE FÍSICA DA MATERIACONDENSADA, 2006, SÃO LOURENÇO, 2006.5. ERIKSSON, A; ALBREKTSSON, T;GRANE,B;MCQUEEN, D; Thermal injury to bone: vital–microscopic description of heat effects.International Journal Oral Surgery, v. 11,pp.115-21, 1982.6. ZACH L, COHEN G. Pulp Response toExternally Applied Heat. Oral Surg Oral MedOral Pathol 1965; 19: 515-30.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPQ/PIBIC, PROCAD/CAPES e CEPID/FAPESP

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Detecção e espectrometria de elétrons de conversãointerna com diodos de Si

Thiago Rodrigues da Silva e Carmen Cecília Bueno TobiasInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

Técnicas que envolvem a espectrometria deelétrons de conversão interna têm sidofreqüentemente empregadas em FísicaNuclear , em alguns casos, os detectoresescolhidos têm sido os de Si(Li) e HPGe que,apesar de permitirem a realização daespectrometria destas radiações com boaresolução, são caros e exigem o emprego detécnicas de resfriamento que dificultam aconstrução de sistemas de medidas versáteise de pequeno volume.Um sistema alternativo de espectrometria departículas carregadas é proposto nestetrabalho e consiste no uso de diodos de Si,que além do baixo custo e da facilidade deoperação, possuem pequenas correntes defuga, permitindo a obtenção de boasresoluções em energia [1-4].

OBJETIVO

Desenvolvimento de um sistema de detecçãoe espectrometria de elétrons de conversãointerna baseado em diodos de Si.

METODOLOGIA

O diodo utilizado nas medidas preliminares foio SFH00206 (Siemens) com área útil de 7,34mm2 e corrente de fuga inferior a 5 nA. Foiestudada a influência da tensão depolarização do diodo nos resultados obtidospara a resolução em energia dos elétrons deconversão interna. As condições de respostado diodo foram estudadas em baixa pressãoe temperatura ambiente (22 °C), utilizando–se fontes radioativas de 57Co , 109Cd e de133Ba. Devido ao fato de que elétrons deconversão interna são acompanhados deraios-X, foi utilizada a técnica espectrométricade identificação de picos por absorção.

RESULTADOS

A Figura 1 apresenta a resolução em energiapara a linha de 114,95 keV do 57Co em função

da tensão de polarização e sua análise mostraque a melhor resolução em energia ocorrequando o diodo está polarizado a 20 V.

Figura 1: Resolução em energia em função datensão de polarização do diodo para a linha de114,95 keV do 57Co

As Figuras 2 a 4 mostram os melhoresespectros de elétrons de conversão internaobtidos para as fontes radioativas de 57Co,109Cd e de 133Ba, estando o diodo polarizadocom 20 V.

Figura 2: Espectro de elétrons de conversãointerna do 57Co

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Figura 3: Espectro de elétrons de conversãointerna do 109Cd

Figura 4: Espectro de elétrons de conversãointerna do 133Ba

Analisando a Figura 2 verifica-se que asresoluções em energia para os elétrons deconversão interna do 57Co de 114,95 keV e129,36 keV são iguais a 2,9 keV e 2,8 keV,respectivamente.Além disso, a Figura 4 evidencia que estesistema de detecção consegue discriminar asvárias energias dos elétrons de conversãointerna do 133Ba, com uma boa resolução emenergia, como por exemplo, para o pico de185,61 keV é de 2,8 keV.

CONCLUSÕES

Os resultados obtidos até o presentepermitem concluir que o diodo SFH00206 éadequado para a utilização em espectrometriade elétrons de conversão interna de até 350keV, bem como de radiação eletromagnéticaaté 130 keV.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Camargo F., Fatores que Influenciam aResolução em Energia na Espectrometria dePartículas Alfa com Diodos de Si. 2005.Dissertação (Mestrado) – IPEN-CNEN/SP.[2] D. Kollewe, Nucl. Instrum. and Meth., A254(1987) 222.[3] P. H. Gooda and W. B. Gilboy, Nucl.

Instrum. and Meth., A269 (1998) 599.[4] Bueno, C.C., et al., Appl. Rad. andIsotopes, v. 61(6) (2004) 1343.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNEN/PROBIC e FAPESP

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Determinação do coeficiente de distribuição (Kd) de Zn eMn em colunas de solo pelo método de isoterma de

adsorção

Vanessa Mayumi Nakanishi e Marlene FluesInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

Avaliação de contaminação de solos tem sidomotivo de preocupação ambiental e de saúdepública. O principal dado de entrada dosmodelos de avaliação de risco é aconcentração do contaminante no solo.Quando o contaminante é introduzido no soloeste pode sofrer transferência para a faselíquida do solo e migrar para outroscompartimentos do ecossistema como águasubterrânea e plantas.A relação gráfica entre a concentração dometal adsorvida pela fase sólida e aquela dasolução do solo é chamada de isoterma deadsorção. São na verdade equaçõesmatemáticas usadas para descreverconvenientemente a adsorção de solutos porsólidos em termos quantitativos.

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho é avaliar oscoeficientes de distribuição (Kd) de Zn e Mn,em colunas de solo utilizando o método deisoterma de adsorção.

METODOLOGIA

O solo estudado foi coletado na região deSorocaba em uma área de pouca perturbaçãoantropogênica. Neste trabalho optou-se pelométodo Batch por apresentar umprocedimento experimental simples e bemestabelecido.Para determinar Kd por isotermas de adsorçãoé necessário adicionar concentraçõesdiferentes e conhecidas do elemento emestudo,neste caso utilizou- se as seguintesconcentrações 0,0; 0,1; 0,5; 1,0; 2,5 e 5,0(mg L-1), e portanto não é possível utilizaros solo contaminados que já contém altaconcentração de Zn e Mn. Portanto para esteensaio utilizou- se o solo original (colunareferência), isto é não contaminado. A colunareferência foi congelada seccionada em seisfrações de 5cm. Cada fração foi seca epeneirada com malhas 2 mm. Neste trabalho

foram amostradas a primeira (F1) e a últimafração (F6).O Kd determinado por meio de ensaio desorção é obtido da inclinação da parte linearda curva da concentração do metal adsorvidono solo (qe) versus a concentração do metalna solução líquida em equilíbrio (Ce). Estacurva é obtida tomando-se por base umamassa conhecida de solo misturado com umvolume de solução de concentração variávelconhecida do metal, e agitada durante umperíodo de 24 horas para atingir o equilíbrio.A solução é filtrada e no sobrenadante édeterminada a concentração Ce.

RESULTADOS

A concentração de equilíbrio e a massaadsorvida são definidas pelas equações:

• Concentração de equilíbrio Ce:

Ce = C - C

branco (1)

Onde Ce = concentração de equilíbrio mg L-1

C = concentração de Zn ou Mn em mg L-1

C branco = concentração da amostra sem aadição do contaminante

• Massa adsorvida no solo mads:

mads = mi - me (2)

Onde, mads= massa do metal adsorvido emmgmi = massa inicial adicionada em mgme = massa do metal na solução em mg

• Massa do metal adsorvido por massa desolo (qe) (mg/kg):

qe(mgkg) = mads . 1000 (3)

2

Os resultados obtidos para Zn e Mn nosensaios das frações do solo da colunareferência F1 e F6 a seguir.

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TABELA 1. Resultados de massa de Mn e Znadsorvido por massa de solo (qe) nas fraçõesF1 e F6

Resultados negativos de adsorção significamque o solo está dessorvendo o elemento aoinvés de adsorvê-lo. Existem alguns pontosa serem levantados. O primeiro é verificar aconcentração inicial do elemento de interessena amostra de solo. Muitas vezes o solo jápossui um teor de Zn e/ou de Mn capaz desaturar os sítios de adsorção. Neste caso,qualquer concentração adicional de Zn oude Mn, mesmo que pequena, não será retida,em função de os sítios estarem ocupados. Osegundo fator está condicionado ao primeiro,ou seja, considerando um solo com um teorrazoável do elemento, capaz de saturar suacapacidade de adsorção, a introdução dasolução contendo o elemento de interessepode atuar como um "extrator"Existem relatos na literatura de que, mesmoem concentrações baixas, o eletrólito suportepode desempenhar alguma função extratora,principalmente em solos já saturados com oelemento ou em solos cujo conteúdo originaldo elemento no solo é muito alto. Elementoscomo o Fe, o Mn e o Al estão presentes emgrandes quantidades no solo.Devido aos resultados negativos não épossível traçar o gráfico da isoterma deadsorção e consequentemente não foipossível determinar o Kd de Zn e Mn por estemétodo.

CONCLUSÃO

Os resultados deste trabalho mostraram queeste tipo de solo não permite a determinaçãodo coeficente de distribuição de Zn e Mnpelo método de isotermas e portanto somenteo método por extração, desenvolvido noperíodo anterior, mostra-se adequado para adeterminação do Kd destes elementos.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] McBride, M. B.; Environmental Chemistryof Soils. Oxford Univ. Press, New York, 1994.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

Concentraçãode Zn ou Mnadicionada

qe(Zn F1)(mg kg-1)

qe (Zn F6)(mg kg-1)

qe (Mn F1)(mg kg-1)

qe (Mn F6)(mg kg-1)

0,1 0,84 0,58 -0,070,39

0,5 -1,56 -47,97 -1,74-10,61

1,0 -9,93 -6,87 -8,34-10,11

2,5 -5,88 -4,07 -4,49-10,41

5,0 -3,68 -21,82 -0,74 -12,66

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Utilização de membranas líquidas suportadas (MLS) eagentes extratores da família dos macrocíclicos e das ß-

dicetonas

Yara Leny Diniz, Maria Cláudia França da Cunha Felinto e Jacinete Lima dos Santos

Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

O interesse por terras raras (TR) tem crescidomuito nas últimas décadas, visto que, esseselementos, estão sendo muito utilizados emtecnologias de ponta [1].O desenvolvimento de novas técnicas deseparação química tem refletido em umgrande número de contribuições científicas,e esse avanço está ligado não somente ànecessidade de tecnologia limpa visando aproteção ambiental, mas também aodesenvolvimento na área de novos agentesextratores capazes de aumentar aseletividade e a eficiência nos processos deseparação.As membranas líquidas suportadas (MLS) sãouma alternativa para os processos deextração líquido-líquido, já que combinam aextração e a reversão em um único estágio,além despender pouco reagente. Destamaneira esta técnica vem sendo consideradasbastante promissoras nos mais diferentessetores industriais para separar, purificar e/ou concentrar espécies iônicas e/oumoleculares [1].

OBJETIVO

O objetivo deste projeto é estudar arecuperação de íons do grupo das terras rarasproveniente de efluentes aquosos utilizandoa técnica de MLS e agentes extratores, comoos calixarenos e ß-dicetonas, que sãoaltamente seletivos para metais do grupo dasterras raras.Nesta parte do trabalho foi desenvolvida asíntese e a caracterização do agente extratortetraacetatocalix[4]areno e fez-se o estudodos perfis de extração deste composto como Eu (III), utilizando como diluentes: tolueno,tolueno/isoparafina e clorofórmio que sãodados necessários para o desenvolvimentodo processo de membranas.

METODOLOGIA

Síntese e caracterização do

tetraacetatocalix[4]arenoO tetraacetatocalix[4]areno foi obtido viareação de acetilação de acordo com o métododescrito na literatura [2]. A caracterizaçãodo material obtido foi feita pelas seguintestécnicas: análise elementar de CHN,espectros na região do IV, UV-Vis e 1H RMN,análise termogravimétrica e testes desolubilidade.Estudos de distribuição líquido-líquido do Eu(III)Foram empregados os seguintes sistemas deextração:a)5mM p-terc-butilcalix[4]areno emtolueno e tolueno/isoparafina;b) 5mM tetraacetatocalix[4]areno em tolueno e tolueno/isoparafina; c)5mM p-terc-butilcalix[4]arenoem clorofórmio; d) 5mMtetraacetatocalix[4]areno em clorofórmio;Nos estudos de distribuição líquido-líquidoutilizando os agentes extratores foramestudados os seguintes parâmetros: influênciado pH, tempo de contato entre as fases econcentração do p-terc-butilcalix[4]areno.Os experimentos de extração utilizando ossistemas acima mencionados foram feitos embatelada contactando-se a fase aquosacontendo o íon Eu (III) e a fase orgânica naproporção 2:1 (a/o) em agitador mecânico(550 rpm) durante cinco minutos. Após ocontato retiraram-se alíquotas, em triplicatas,da fase aquosa para análise da concentraçãode Eu (III) utilizando o métodoespectrofotométrico vermelho de alizarinaS [3].

RESULTADOS

O tetraacetatocalix[4]areno foi sintetizadoobtendo-se rendimento de 75%.As caracterizações do composto sintetizadoe purificado foram efetuadas obtendo-se osseguintes resultados:– Análise CHN: %C 76,4% / 75,9% (teo./exp) e de H; 7,83% / 7,34% (teo./exp).– Espectro IV: O desaparecimento da bandade estiramento υ

O-H (3122 cm–1) do p-tb-

calix[a]areno e o surgimento da banda deestiramento υ

C=O em(1751 cm

–1) evidenciam

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a formação do acetato . Os espectros UV-Vis do p-terc-butilcalix[4]areno e dotetraacetatocalix[4]areno apresentaram duasbandas de absorção na região do UV em 245e 275 para o p-terc-butilcalix[4]areno e 241e 268 para o tetraacetatocalix[4]areno. Oespectro de 1H RMN: mostrou umdeslocamento químico (δ) em CDCl

3 do

tetraacetatocalix[4]areno concordante comresultados da literatura [4]. As curvas TG eDTA dos calix[4]areno indicaram uma maiorestabilidade para o composto nãofuncionalizado.Os testes de solubilidademostraram a completa solubilidade doscalixarenos em questão em clorofórmio edimetilformamida.Os resultados do estudo de distribuiçãolíquido-líquido mostraram que a extração doEu (III) foi superior a 85% para todos ossistemas estudados e em toda a faixa de pHavaliada Pode-se também notar que apresença de isoparafina no tolueno não alteraos perfis de extração. As curvas de extraçãoapresentaram %E máximas em pH 4 para oíon Eu(III) em todos os sistemas.

FIG. 1: Influência do pH na extração do Eu (III)utilizando acetatocalix[4]areno em tolueno

O tempo de contato não altera a capacidademáxima de extração pois a cínetica é rápidae a concentração do agente extrator nâoinfluencia substancialmente na extração doEu(III).

CONCLUSÕES

A funcionalização do tetraacetatocalix[4]areno via reação de acetilaçãofoi confirmada pelas caracterizações.Nos estudos de distribuição líquido-líquido osresultados mostraram que a extração éfortemente dependente do pH e apresentacinética rápida de transporte das espéciesentre as fases.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] BUNZLI J. C.et al, Modern Aspects of Rare

Earths and Their Complexes, Elsevier,2003.[2] GUPTA, A.; KHOPKAR, S. M. Solventextraction separation of cobalt(II) withhexaacetatocalix[6]arene. Talanta, v. 42, p.1493-1496, 1995.[3] RINEHART, R. W. Spectrophotometricdetermination of some rare earths and yttriumwith alizarin red S. Anal. Chem., v. 26, p.1820, 1954.[4] GUTSCHE, C. D.; IQBAL, M.; ALAM, I.Calixarenes .20. The interaction of calixarenesand amines. J. Am. Chem. Soc., v. 109, p.4314-4320, 1987.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC e FAPESP

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Instituto de Radioproteção e Dosimetria

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Cálculo do termo de correção k para a fonte de nêutrons238PuBe(ααααα,n) medida no sistema banho de sulfato de

manganês do LNMRI/IRD

Ana Paula Salgado, Walsan Wagner Pereira, Evaldo Simões da Fonseca e SandroPassos Leite

Instituto de Radioproteção e Dosimetria – IRD

INTRODUÇÃO

O Laboratório de Nêutrons (LN) doLaboratório Nacional de Metrologia dasRadiações Ionizantes (LNMRI/IRD) opera umsistema para padronização absoluta de fontesde nêutrons. Com esse sistema, denominadode Banho de Sulfato de Manganês (BSM), oLN, além da calibração de fontes, participade comparações internacionais de fontes denêutrons organizadas pelo BIPM.O sistema do BSM utilizado no LN consistede uma cavidade esférica abastecida comaproximadamente 520 litros de soluçãoaquosa de sulfato de manganês. A fonte aser medida é mergulhada até o centro dobanho e deixada assim por um períodosuficiente para que o número de átomos do56Mn, que estão sendo formados pela capturados nêutrons emitidos pela fonte, sejasemelhante ao número de átomos quedecaem. Atividade da solução medida nestacondição é definida como atividade desaturação A(t). O valor médio dessa atividadeé usado para o cálculo da emissão da fontede nêutrons Q(t).Para que a A(t) represente o valor de Q(t) énecessário realizar três tipos de correções.A primeira é a eficiência do detector NaI(Tl)

(ε), utilizado na medição da atividade dasolução. A segunda é devido à captura denêutrons térmicos pelos núcleos de H, S e O,formando a fração (f ). A terceira correção éo termo k que está relacionado à fuga denêutrons (L), à captura nêutrons pelo materialda fonte (S) e à captura de nêutrons rápidosna solução (N). O modelo físico-matemáticoproposto faz uso da equação:

Q(t) = A (t) K Equação 1

ε . f

k = 1/ (1 - N - S - L) Equação 2

Neste trabalho, o BSM será modelado com

uma fonte de 238PuBe com forma geométricade disco.

OBJETIVO

Modelar o Sistema BSM do LNMRI para ocálculo do termo de correção kcorrespondentes à calibração de uma fontede 238PuBe.

METODOLOGIA

O BSM do LNMRI/IRD foi modelado conformea figura 1. A cavidade do BSM tem um metrode diâmetro interno e quinze milímetros deespessura de aço inoxidável nas paredes efoi simulada numa esfera de ar com 140 cmde diâmetro.

Figura 1. BSM simulado no MCNP5

O valor da densidade da solução usado nasimulação foi 1,378±0,0023 g/cm3 [1] Ovolume do material radioativo foi obtidoconsiderando-se a massa total da fonte, adensidade do 238PuBe [2] e da cápsula deaço, e também as dimensões externas dafonte. Na simulação, é assumido que osnêutrons são emitidos no interior do materialradioativo. O espectro da fonte 238Pube édo relatório técnico n° 403 da IAEA [3]. Ocálculo de (N) foi realizado com o registro F4do MCNP5[4] considerando-se as reações (n,a) e (n, p) do enxofre e a reação (n, a) dooxigênio. O cálculo de (S) também foirealizada com o registro F4. A estimativa de

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(L) foi realizada com o registro F1 [5]. Todasas perdas calculadas foram normalizadas pornêutron emitido pela fonte de nêutrons.

RESULTADOS

O termo k (tabela 1) é determinado pelacombinação de N, S e L através da equação(2). Esta correção entra na equação (1) comoum multiplicador, isto é, toda a variação emk é aplicada diretamente no cálculo da taxada emissão da fonte de nêutron.

Tabela 1. O termo k da fonte de nêutron 238PuBe

k

238PuBe(α,n) 1,0666

A componente da incerteza de k naestimativa do valor de Q, é apresentado natabela 2. Este valor foi calculado considerandoas perturbações na simulação dos parâmetros:densidade da solução (0,0023g/cm³), nívelda solução (0,3cm) e densidade do materialradioativo (0,4g/cm³).

Tabela 2. Incerteza do termo k da fonte de

nêutron 238PuBe

U(k)/Q (%)

238PuBe(α,n) 0,4619

CONCLUSÕES

Verifica-se que a principal fonte de incertezanos resultados das perdas foi devido ao

material radioativo da fonte de 238PuBe(α,n),com uma contribuição de 0.4618% no valorda incerteza de Q(t). A determinação de kneste trabalho tornará possível o uso da fontede 238PuBe nas rotinas de calibração eirradiação do Laboratório de Nêutrons,atendendo à demanda da área médica, doslaboratórios de pesquisa e da indústria.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] L. C. Castro “Study and Determination ofthe Atom Reason of Hydrogen and Manganesein the Manganese Sulphate Bath: ProceduresOf Attainment And Calculation” to bepresented CD-ROM INAC, (2007).[2] A. Capgras,”Influence d’un ModerateurDiffusant sur L’Intensite d’une Source Pu-Be”Nuclear Intruments and Methods, 82, pp7-12. (1970).

[3] IAEA, “Compendium of Neutron Spectraand Detector Responses for RadiationProtection Purposes”, TRS n° 403, (2001).[4] J. F. Briesmeister, “MCNP – A GeneralMonte Carlo N-Particle Transport Code”,Version 5, USA, (2003).[5] S. P. Leite, “Simulação matemática dobanho de sulfato de manganês estático paracálculo do parâmetro de correção K parafontes isotópicas de nêutrons”, Tese deMestrado – IRD, Rio de Janeiro, Brasil, (2005).

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

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Padrão de mortalidade de uma coorte de mineiros decarvão expostos ao radônio - PR - Brasil - continuação do

seguimento

Bruno Cesar da Silva Rocha e Lene Holanda Sadler VeigaInstituto de Radioproteção e Dosimetria – IRD

INTRODUÇÃO

Os estudos com trabalhadores em minassubterrâneas têm revelado uma elevaçãoconsistente do risco de câncer de pulmãoassociado com a exposição ao gás radônio eseus produtos de decaimento (1). Níveiselevados de concentração de radônio e seussub-produtos foram encontrados em uma minasubterrânea de carvão, no estado do Paraná(2). Com o objetivo de avaliar os possíveisefeitos à saúde decorrentes desta exposição,foi estabelecida uma coorte histórica com ouniverso de trabalhadores desta mineraçãoe realizado um estudo retrospectivo demortalidade no período de 1979 a 2002 (3).A continuação do seguimento retrospectivodesta coorte esta sendo realizado com oobjetivo de aumentar o poder estatístico daanalise a partir de um tempo maior deobservação e conseqüentemente um maiornumero de óbitos.

OBJETIVO

Este trabalho tem como objetivo continuar aavaliação dos possíveis efeitos à saúdedecorrente da exposição ao radônio emtrabalhadores de uma mineração subterrâneade carvão através da continuação doseguimento retrospectivo por mais 4 anos,incluindo na analise a mortalidade observadano período de 1979 a 2006.

METODOLOGIA

A coorte incluiu todos os trabalhadores damineração de carvão do sexo masculino quetrabalharam na superfície e no subsolo porpelo menos 1 ano consecutivo, desde o iníciode operação da indústria em 1943.A coorte final analisada compreendeu 2890indivíduos, sendo 1968 (68%) trabalhadoresde subsolo e 922 (32%) trabalhadores desuperfície. Varias estratégias foram adotadaspara a identificação do status vital dosindivíduos da coorte: a) Identificação dostatus eleitoral pelo Tribunal Regional Eleitoral;

b) Instituto Nacional de Seguridade Sociais(INSS) – pela base de pagamento debenefícios (auxílios-doença, aposentadoriaou pensão por morte) e na base desistema de óbitos; b) Receita federal naconsulta de situação cadastral do CPF;c) Busca ativa no cartório da cidade eem 78 cartórios do estado do Paraná e d)Busca ativa na cidade com funcionáriosantigos, posto de saúde e lista telefônica.A identificação das causas dos óbitos foirealizada através das Secretarias deSaúde dos Estados onde os óbitosocorreram. Como o sistema de informaçãode mortalidade iniciou em 1979, somenteos óbitos ocorridos após 1979 puderamser identificados.A exposição ao radônio e seus produtosde decaimento foram estimados somentepara um período relativamente recente(2). Baseado numa concentração médiade atividade de radônio de 1.7 kBq m-3(Faixa: 0.2 a 6.1 kBq m-3), os autoresestimam uma exposição média anual aosfilhos do radônio de 2.1 WLM, variandode 0.2 a 7.2 WLM.A Razão de mortalidade padronizada (SMR)foi utilizada como medida de associaçãopara comparar a taxa de mortalidade dosmembros da coorte com aquelaexperimentada pela população masculinado estado do Paraná. A SMR é dada pelarazão entre o numero de óbitosobservados e os esperados multiplicadospor 100. O numero de óbitos esperadosfoi calculado aplicando a taxa demortalidade masculina do estado doParaná por calendário de observação efaixa etária ao numero de pessoas-anocorrespondente da coorte.A data de entrada na coorte foi dadacomo a data da primeira admissão mais 1ano ou 10 de janeiro de 1979, a data queocorresse mais tarde. A data de saída dacoorte foi definida como sendo a queocorresse primeiro entre a data do óbitoou a data da ultima informação sobre ostatus vital.

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RESULTADOS

A Tabela 1 apresenta os valores da Razão deMortalidade Padronizada para câncer depulmão nos trabalhadores de subsolo e desuperfície por tempo de serviço.

Tabela 1 - Casos observados e esperados, SMRe intervalos de confiança 95 % para câncer depulmão como causa de óbito por tempo deserviço no subsolo e na superfície

Os resultados mostraram que os trabalhadoresde subsolo da mineração de carvão no Paranátiveram um risco de mortalidade por câncerde pulmão maior do que se poderia esperarpara a população masculina do estado doParaná, observando-se um aumento no riscocom o tempo de serviço no subsolo. Noentanto, este aumento na mortalidade porcâncer de pulmão não foi observado para ostrabalhadores de superfície. Dentre os váriosagentes cancerígenos presentes em ambientede mina, o gás radônio e seus produtos dedecaimento podem ser apontados como aprincipal causa para este incremento no riscode câncer de pulmão destes trabalhadores,uma vez que outros estudos epidemiológicosem minerações de carvão, que não possuemrisco de exposição ao radônio, nãoapresentarem um aumento de risco demortalidade por câncer de pulmão.

CONCLUSÕES

Os resultados deste estudo indicam que ostrabalhadores de subsolo da mineração emestudo apresentaram um risco de mortalidadepor câncer de pulmão maior do que se poderiaesperar para a população masculina doParaná. Este risco aumenta com o aumentodo tempo de serviço no subsolo.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

1. Lubin JH, Boice JD, Edling C et al (1994)Radon and lung cancer risk: A joint analysisof 11 underground miners studies NIHPublication ; No 94-3644

2. Veiga, LHS, Amaral, ECS and Koifman S(2004) High Radon exposure in a Brazilianunderground coal mine. J Radiol Prot 24(3),295-3053. Veiga, LHS, Amaral, ECS and Koifman S(2006). A retrospective mortality study ofworkers exposed to radon in a Brazilian coalmine. Radiation Environment Biophysics,45:125-134.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

Local detrabalho

Tempo deserviço

Obs/Esp SMR (95% IC)

Superfície

<5 anos 0/3 0

5-10 anos 0/1 0

>10 anos 0/1 227(57-910)

Subsolo

<5 anos 3/5 63 (20-196)

5-10 anos 5/3 157(66-378)

>10 anos 7/3 221(105-466)

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Estudo das características de monitores de área paranêutron aplicado à avaliação de taxas de dose em

aceleradores radioterápicos de 15MeV

Candido M. Ribeiro, Karla C. S. Patrão e Walsan W. PereiraInstituto de Radioproteção e Dosimetria – IRD

INTRODUÇÃO

Este trabalho tem por finalidade a escolhade um equipamento de medição maisadequado e com determinação baseada nascaracterísticas do local de medida (centroradioterápicos com aceleradores lineares [1])bem como em condições físicas emetrológicas do equipamento.No mercado, desde que se trabalha comfontes de nêutrons ou se está submetido aeste tipo de radiação, existem diversosfabricantes e diversos modelos deequipamentos que se propõem a medir estetipo de radiação. Entre estes equipamentosalguns se propõem a estimar o valor doequivalente de dose e são justamente estesequipamentos que farão parte deste estudo.

OBJETIVO

Estabelecer uma relação entre ascaracterísticas dos monitores de área paranêutrons existentes e disponíveis no LN/LNMRI e a necessidade de medição decampos de nêutrons em centros deradioterapia onde há produção de nêutronsde forma indireta.

METODOLOGIA

Para investigar a resposta de diferentesmonitores de área em campos de nêutronsem salas de tratamento clínico poraceleradores lineares (CLINAC-15MeV) e nasvizinhanças desta sala, medições com 3instrumentos foram realizadas (Tabela 1).Adicionalmente um monitor de área pararadiação gama foi usado para avaliar ainfluencia deste tipo de radiação na respostados monitores de nêutrons.

Tabela 1 Monitores de área utilizados

Anteriormente, este trabalho tinha realizadomedidas nesta sala de tratamento paraverificar a presença detectável de nêutronsem pontos de interesse como mesa decomando do acelerador e porta da sala.

Figura 1. Os 3 monitores de área próximos àporta do lado de fora da sala de tratamentoBaseado em experiência anterior foramescolhidas medidas externas (Fig 1) e internasda porta da sala do acelerador e da mesa de

comando

RESULTADOS

A tabela 2 mostra os resultados numéricospara os monitores de área utilizados asmedidas foram realizadas com 400cGy/min,tamanho de campo 40x40 cm e tempo de 1minuto. Os resultados são apresentados comincertezas expandidas absolutas (k=2, nívelde confiança de 95%) calculadas de acordo

Modelo RadiaçãoGrandeza eunidades

MIR gama

Ambient doseequivalent

( Sv/h)

FH 40 G-L nêutron

Ambient doseequivalent

( Sv/h)

ASP-1 nêutron

Ambient doseequivalent(mrem/h)

Dineutron nêutronAmbient dose

equivalent(mrem/h)

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com ISO GUM [2].

Tabela 2. Resultados numéricos para osmonitores de área

CONCLUSÕES

As medições realizadas com monitor EberlineFHT 752 mostraram se coerentes durante operíodo de medição demonstrando aadequação do uso deste monitor todos osmonitores de nêutrons tem tempo morto taxade rejeição gama equivalentes e as incertezasde calibração dos modelos FHT 752 e ASP 1são equivalentes.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] A. Facure, R.C. Falcão, A.X. Silva, V.C.Crispim e J.C. Votorelli. “A study of neutronspectra from medical linearaccelerators”.Appled Radiation and Isotopes,V 62, pp.69-72. (2005).[2] International Organization forStandartization - ISO -GUM, Guia para aExpressão da incerteza de medição,International Organization for Standardization,Edição Revisada, Terceira Edição Brasileira.(2003).

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

IRD

LugaresPosição

doGantry

Monitores de area para nêutronsMonitorde areagama

FH 40 G-L( Sv/h)

ASP-1(mrem/h)

Dineutron(mrem/h)

MIR(Sv/h)

Porta(piso)

0°5,89 ±0,37

0,5 08,5

porta(Fig.1)

0°6,84 ±0,34

- --

Mesa decoman-

do0° - 0,5 0,01 -

porta(Fig.1)

0°6,54 ±0,24

0,50,30 ±0,19

7,0

90°5,98 ±0,13

0,72 ±0,17

- 6,5

270°6,16 ±0,43

0,55 ±0,05

0,90 ±0,19

8,0

180°6,63 ±0,14

0,6 ±0,09

- 7,5

porta(dentroda sala)

90° 518 ± 10 30 ± 41 - -

Porta(fora da

sala)270° 680 ± 25 38 ± 4 -

-

porta(dentroda sala)

0° 601 ± 16 31 ± 6 - -

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Calibração de gamacâmaras para monitoração interna detrabalhadores ocupacionalmente expostos em medicina

nuclear

Danielle Fernandes Agostinho e Bernardo Maranhão DantasInstituto de Radioproteção e Dosimetria – IRD

INTRODUÇÃO

A exposição interna a trabalhadores da áreade medicina nuclear pode ocorrer nas váriasetapas nas quais fontes abertas sãomanipuladas para realização de procedimentosde diagnóstico e terapia. A monitoração detrabalhadores envolvidos nesta prática podeser executada em instituições que dispõemde equipamento apropriado para monitoraçãoin vivo. Entretanto, devido ao elevado custode deslocamento dos indivíduos a seremmonitorados propõe-se a calibração deGamacâmaras disponíveis nos próprioshospitais e clínicas, como alternativa viávelpara se alcançar a disseminação das técnicasde monitoração individual e o aumento donúmero de trabalhadores monitorados noBrasil. A metodologia para determinação defatores de calibração necessários ao cálculoda atividade depositada internamente nocorpo humano requer o uso de fantomasfísicos antropomórficos. Para medidas in vivode isótopos de iodo na tireóide utiliza-se umfantoma de tireóide-pescoço.

OBJETIVO

Este projeto teve como objetivo geral apadronização da metodologia para calibraçãode gama-câmaras permitindo que oequipmento seja utilizado para monitoraçãoindividual da exposição interna a 131I emtrabalhadores ocupacionalmente expostos emserviços de medicina nuclear.

METODOLOGIA

A metodologia adotada consistiu nasseguintes etapas: (1) Caracterização dosequipamentos a serem calibrados; (2)Desenvolvimento e padronização dametodologia para calibração dasgamacâmaras e (3) Realização de séries demedidas para obtenção dos fatores dacalibração.

Foi utilizado, como padrão para calibração, osimulador de tireóide-pescoço desenvolvidono Laboratório de Medidas In Vivo do IRD(Fig 1).

Figura 1 – Simulador de Tireóide-pescoçodesenvolvido no IRD

Este simulador contem atividade de 133Bapreviamente calibrada no LNMRI do IRD. AGama-câmara do Serviço de Medicina Nucleardo Hospital Universitário Pedro Ernesto daUERJ foi calibrada através da realização deséries de cinco medidas consecutivas de 10minutos em 4 distâncias entre o simulador ea face frontal da gama câmara (10, 15, 20 e25 cm) conforme apresentado na Figura 2.Foi calculada a média da taxa de contagemem cada série, dividindo-se o valor resultateda atividade contida no simulador. Em seguidaforam realizadas medidas em indivíduos nãoexpostos e calculadas as atividades mínimasdetectáveis (AMD) em função dos fatoresde calibração correspondentes a cadadistâcia.

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Figura 2 – Setup de calibração da gama câmara

utilizado simulador de tireóide-pescoço

RESULTADOS

A Tabela 1 apresenta os resultados em termosde fatores de da calibração e atividadesmínimas detectáveis da gama-câmara modeloE-CAM do HUPE-UERJ para medida in vivo de131I na tireóide para as quatro distâncias.Observa-se uma dependência inversa entrea sensibilidade da técnica e a distânciaestebalecida para realização da medida

Tabela 1 – Resultados da calibração da gamacâmara E-CAM para medidas in vivo de 131I natireóide

A Tabela 2 apresenta os valores de sensibilidada técnica expressa em termos de Doseefetiva compremetida mínima detectávelconsiderando-se as frequências demonitoração semanal e quinzenal sugeridaspela ICRP [1].

Tabela 2 – Sensibilidade da técnica de medidain vivo em função da distância para frequências

de monitoração de 7 e 15 dias

CONCLUSÕES

Considerando que a sensibilidade da gamacâmara para 10 minutos de contagem, emtodas as distâncias avaliadas apresentavalores abaixo do limite de 1 mSv em ambasas frequencias de monitoração, conclui-seque a técnica é adequada para monitoraçãoocupacional de Indivíduos ocupacionalmenteexpostos que maniupualm 131I em serviçosde medidcina nuclear

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] International Commission on RadiologicalProtection (ICRP), Individual Monitoring forInternal Exposure of Workers, Publication No.78, Pergamon Press, Oxford and New York,(1998).

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC e FAPERJDistância (cm)

Fator de calibração(cpm/Bq)

AMD* (Bq)

10 1.82 ± 0.0274

15 1.36 ± 0.0199

20 1.02 ± 0.01132

25 0.78 ± 0.01 172

Distância(cm)

Dose efetiva comprometida mínimadetectável (x 10-2) mSv

7 dias 14 dias

10 1.062.04

15 1.412.74

20 1.893.64

25 2.46 4.76

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Teste de Proficiência para avaliação dos resultados dascomparações de medição de atividade com os Serviços de

Medicina Nuclear

Eduarda Alexandre Rezende e Luiz Tauhata e Akira IwaharaInstituto de Radioproteção e Dosimetria – IRD

INTRODUÇÃO

Todos os instrumentos de medição deatividade e as fontes radioativas do paísdevem ser rastreados aos padrões doLaboratório Nacional de Metrologia dasRadiações Ionizantes (LNMRI), designado peloINMETRO.Os Serviços de Medicina Nuclear Brasileiros(SMNs) necessitam de um programa decontrole da qualidade, porque é de extremaimportância para que a quantidade de fármacoaplicada pelo SMN seja apropriada para odiagnóstico ou terapia do paciente. Istoporque uma quantidade menor ou maior doque desejado, pode interferir no resultadoou afetar a saúde do paciente. Uma dasmaneiras de verificar o desempenho dosServiços de Medicina são asintercomparações promovidas pelo LNMRI.Esse trabalho faz parte do “Programa deGarantia da Qualidade de medições deatividade de radionuclídeos utilizados emradiofármacos nos Serviço de MedicinaNuclear Brasileiros”, conduzido pelo IRD desde1998. Neste trabalho são apresentados osresultados da avaliação feita com os dadoscoletados nas comparações realizadas noperíodo de 1999 até 2006, utilizando o critériode conformidade exigido pela norma NN.3.01da Comissão Nacional de Energia Nuclear(CNEN) e os testes estatísticos de proficiênciaexigidos pela norma ISO Guide 43 e pelaAgência Internacional de Energia Atômica(IAEA).

OBJETIVO

Avaliar o desempenho dos Serviços deMedicina Nuclear Brasileiros (SMNs) e de seusmedidores de atividade, usados na aplicaçãode 131I, 123I, 67Ga, 99mTc, 201Tl em pacientespara diagnóstico e terapia, utilizando dadosdas comparações no período de 1999 a 2006.

METODOLOGIA

Foi feita a aplicação dos testes estatísticosque compõem o Teste de Proficiênciarecomendado pela ISO-GUIDE 43-1 e pelaIAEA. Tais testes constaram de: DesvioRelativo (Relative bias); valor do Z-score;Exatidão (Utest Score);e Precisão. Tambémfoi calculada a razão entre as leituras SMN/LNMRI para comparar com a Norma 3.05-CNEN-1996.Os cálculos foram efetuados por uma planilhaExcel, que permitiu realizar as operaçõesanteriormente citadas. Os resultadospermitiram classificar os SMNs e os seusmedidores como conformes ou não conformes.

RESULTADOS

Os resultados dos valores da razão R= SMN/LNMRI comparados com a exigência da normaCNEN-NN-3.01 de 2005, de estar dentro dointervalo de ?10% em relação ao valor dereferência do LNMRI para cada radionuclídeopara serem considerados “conformes”, sãomostrados na Figura 1 .

Figura 1: Desempenho em relação à normaCNEN-NN-3.01 dos Serviços de Medicina NuclearBrasileiros nas comparações de medição daatividade dos radionuclídeos de diversosradiofármacos no período de 1999 a 2006

Nas figuras 2 e 3 são demonstradas asdistribuições de freqüência dos valores dosdesvios das medições com câmara de

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ionização e detector Geiger-Muller para osdiversos radionuclídeos dos radiofármacosmedidos pelos SMNs em ralação ao LNMRI.

Figura 2: Freqüência dos desvios percentuaisdos calibradores de radionuclídeos com câmarade Ionização

Figura 3: Freqüência dos desvios percentuaisdos calibradores de radionuclídeos com Geiger-Müller

O percentual de conformidade dos SMNs doestado do Rio de Janeiro, no período de 1999a 2006,são demonstrados na Figura 4.

Figura 4: Resultado final da aplicação do testede proficiência

CONCLUSÕES

O desempenho dos SMNs do país foi de 61,5%de valores “conformes”, indicando que aindapodem ser otimizados nas medições deatividade e no sistema de garantia daqualidade.Os resultados obtidos pelos SMNs utilizandoa câmara de ionização apresentaram 85,5%de resultados “conformes” consideravelmentemaior que os que utilizaram o detector Geiger-Muller, com 48% de resultados “conformes”em relação ao intervalo de ?10% do valor dereferência do LNMRI.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

1. Iwahara, A , de Oliveira,A ,E., Tauhata, L.et al. 2001, “ Intercomparison of 131I and99Tcm activity measurements in BrazilianNuclear Medicine Services”- Appl.Radiat.Isot.vol.54/3, pp.483.2. Iwahara, A – “Rastreabilidade e garantiada qualidade em medições de radionuclídeosutilizados na Medicina Nuclear”.Tese dedoutoramento, COPPE/UFRJ-maio de 2001.3. Dos Santos, J.A – “ Metodologia para aimplementação de uma rede de referênciapara metrologia de radiofármacos no Brasil”Tese de doutoramento, COPPE/UFRJ - janeiro2004.4. ISO/IEC 17025:2005, “GeneralRequirements for the Competence of Testingand Calibration Laboratories”, ISO, Geneva,Switzerland5. ISO GUIDE 43-1:1999- Ensaios deproficiência por comparaçõesinterlaboratoriais.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC e AIEA

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Proposta de metodologia para tratamentoindividualizado com I-131 em pacientes portadores de

hipertireoidismo da Doença de Graves

Francisco de Araújo e Bernardo Maranhão Dantas

Instituto de Radioproteção e Dosimetria – IRD

INTRODUÇÃO

Diferentes métodos são usados paradeterminar a atividade do radioiodo a seradministrado para tratamento dehipertireoidismo. Alguns métodos não levamem consideração o cálculo da dose absorvidapela tireóide, enquanto outros não consideramtodos os parâmetros necessários, para ocálculo desta dose. A relação entre a doseabsorvida pela tireóide e a atividadeadministrada, depende da massa da glândula,da captação do iodo radioativo e da meiavida efetiva na tireóide de cada pacienteindividualmente.

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho é propor umametodologia para tratamento individualizadocom 131I em pacientes portadores dehipertireoidismo da Doença de Graves.

METODOLOGIA

A metodologia adotada consistiu nasseguintes etapas: (1) Inicialmente foi utilizadoum simulador de Tireóide-pescoço(fig.1),desenvolvido no Laboratório de Medidas InVivo do IRD, contendo solução de 131I comatividade previamente calibrada no LNMRI/IRD. Este simulador foi utilizado paraotimização da geometria de contagem ecalibração da Gama-câmara e da SondaCintilométrica do SMN do HUCFF-UFRJ(fig 2).A otimização da geometria baseou-se nascurvas características do campo de visão doconjunto colimador-detector de cadadispositivo. (2) Os parâmetros biocinéticosforam calculados a partir de medidas decaptação de iodo realizadas em 2, 4 e 24horas em pacientes portadores da Doençade Graves encaminhados ao SMN do HUCFF-UFRJ, para tratamento com radioiodo.

Figura 1 – Simulador de Tireóide-pescoçodesenvolvido no IRD

A captação inicial de iodo foi estimada porextrapolação. Os valores das taxas decontagens obtidas permitiram, através dofator de calibração, efetuar o cálculo dasatividades no intervalo de tempo estabelecidopara obtenção da constante de decaimento.A meia vida efetiva do iodo na tireóide foideterminada em função desta constante dedecaimento e o volume da glândula porpalpação ou ultra-sonografia. O intervalo detempo entre 14 e 30 horas da curva deretenção permite convenientemente o cálculode atividade entre dois pontos. (3) Atravésda equação de Marinelli-Quimby, obteve-sea relação Dose absorvida (Gy) por Atividadeadministrada (MBq).

D = 0,043 Uo Tef/VA

Figura 2 –Gama câmara DIACAM, com colimadortipo “pinhole” e Sonda Cintilométrica Modelo

SCT 13002 do SMN do HUFF-UFRJ

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RESULTADOS

A Tabela 1, apresenta a variação do Fator deCalibração da Gama-camara DIACAM comcolimador de chumbo tipo “pinhole” em funçãoda distância do simulador ao detector.

Tabela.1 – Variação do fator de calibração em

função da distância do simulador ao detector

A Tabela 2 apresenta a variação do Fator deCalibração Sistema SCT-13002 para distânciasde 20cm, 25cm e 30 cm entre a fontepuntiforme de 131I e a janela do detector.

Tabela 2 - Variação do Fator de CalibraçãoSistema SCT-13002 em função da distância do

simulador ao detector

CONCLUSÕES

Conclui-se que o simulador de tireóide-pescoço, assim como o protocolo decalibração desenvolvido apresentou-se defácil execução e adequados aos objetivos doprojeto. Tanto a Gama-câmara quanto aSonda de captação, podem ser utilizadas paraa determinação da atividade do 131I natireóide dos pacientes. Esta metodologiatorna-se viável e de baixo custo,considerando que o paciente visitará ohospital duas vezes, sendo a primeira visitapara receber a atividade teste, e a segunda,para as captações necessárias para o cálculoda dose, e a administração da doseterapêutica. Ela é eficaz, porque usa todosos parâmetros biocinéticos (meia vida efetiva,volume da glândula e captação inicial)necessários para o cálculo da doseterapêutica.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1]Thompson, M.A., Radiation SafetyPrecautions in the Management of theHospitalized 131I Therapy Patient, Journalof Nuclear Medicine Technology 2001; 2; 29.[2]Jönsson, H. Radiodine Therapy ofHyperthyroidism Simplified patient-specificabsorbed dose planning. Department ofRadiation Physics, Malmö, 2003

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC e FAPERJ

Distância (cm) FC (cpm/kBq) ±

42,85,3 ± 0,19

43,84,9 ± 0,18

44,84,6 ± 0,17

45,84,3 ± 0,17

46,8 4,1 ± 0,16

σ

Distância (cm)FC (cpm/kBq) ± )

2055,0 ± 0,98

2539,3 ± 0,78

30 28,9 ± 0,63

σ

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Comportamento do detector Geiger Müeller em radiologiadiagnóstica

Leonardo Luiz Ferreira e José Guilherme Pereira PeixotoInstituto de Radioproteção e Dosimetria – IRD

INTRODUÇÃO

Com a descoberta dos raios-x por WilhelmConrad Röntgen e suas utilidades em 1895 omundo começou o estudo quantitativo equalitativo da nova radiação x, no entantoainda não era possível um estudo preciso osuficiente para obter informações comoefeitos biológicos. Pensando nessa questãoo estudo de detectores de radiação tem sedisseminado visando novas tecnologias, novasformas de detectar a radiação de maneiraeficaz.O estudo da dosimetria em radiodiagnósticosó é possível graças ao auxilio de detectoresde radiação [1]. No entanto o uso dosdiversos tipos de detectores deve serespecificado para cada caso e área deatuação, para assim ter a resposta corretada quantidade de radiação incidente no alvodesejado.Assim o estudo adequado do uso do detectorde radiação é de importância fundamentalpara qualquer que seja o uso da radiação.

OBJETIVO

Na radiologia diagnóstica os tempos deexposição são curtos, quando comparadoscom os tempos de aquisição de leituras dosdetectores de radiação que utilizam sondado tipo GM, que são bem maiores, devido àeletrônica associada e circuito deprocessamento de sinal da sonda. Asirradiações foram feitas no LaboratórioNacional de Metrologia das RadiaçõesIonizantes – LNMRI/IRD-CNEN com o aparelhode raios x PANTAK HF 160.METODOLOGIAO foco de estudo foi o detector Victoreen190 com janela para detecção de radiaçãoalfa, beta, gama e raios-x com sonda GMLDNC 726, a tensão aplicada na sonda é deaproximadamente 900V, as irradiações foramfeitas no Laboratório Nacional de Metrologiadas Radiações Ionizantes, LNMRI, IRD/CNENcom o aparelho de raios-x PANTAK 160 HF. Oensaio realizado com o detector temrastreabilidade garantida das qualidades deradiologia diagnostica pelo LNMRI.Os parâmetros para a irradiação foram osseguintes, irradiações com tensão no tubode 90kV e corrente de 2,5mA até 20mA tubo,filtração adicional de filtro 1 - 2,5mm e filtro2 – 3,0mm de alumínio, além da filtração deberílio já existente no tubo de raios-x, sendoirradiado a um metro de distancia da fontegeradora de raios-x. O Victoreen 190 possuidois modos de tempo de resposta (intervalodesejado para que o detector conte umainteração), podendo ser escolhidos entre ostempos de 3 segundos e 6 segundos, os quaisforam analisados. O detector foi irradiado nosintervalo de tempo de 0,1, até 0,9 segundos

variando em 0,1 e de 1s até 10 segundosvariando em 1 segundo. Sendo coletado trêsmedidas de cada intervalo de tempo citadoacima e analisada a média das três medidas.O procedimento foi seguido para todas asqualidades de radiação.

RESULTADOS

A analise dos resultados foram feitas com ainterpretação dos gráficos obtidos com airradiação do detector GM, a figura 1demonstra que o detector apresentou umareposta não linear nos intervalos de tempode 0,1, 0,2 e 0,3 segundos. Após o intervalode tempo de 1 segundo as medidas se tornamcompletamente irregulares até o instante dequatro segundos.Podemos verificar no gráfico 2 que a dosevariou muito, no entanto nesse mesmoinstante não mudou a configuração daqualidade de raios-x, somente a partir doinstante quatro segundos até o instante oitosegundos o gráfico manteve-se compequenas variações nesse intervalo, com otempo de resposta de três segundos para adose em mR/h.Com o tempo de resposta de seis segundospara a dose o resultado teve pior avaliação,pois em todo tempo de irradiação a respostado aparelho mantém-se instável não sendoreprodutível o suficiente para um resultadoseguro, podendo ser verificada pelo gráficomostrado na figura 1 e na figura 2.

Figura 1: leitura de dose; Figura 2: taxa dedose

A dose integrada avaliada pelo detectorvictoreen 190 foi incorreta, pois os gráficosdas figuras 3 e 4 deveriam ter o formato quaselinear ou simplesmente a dose deveriaaumentar em relação ao tempo, já que ointegrado é o somatório das doses em umdeterminado tempo, como mostrado na figura3. O gráfico 3 tende a aumentar o valor dointegrado no intervalo de 1 ate 3 segundos,logo após tendo uma queda considerável noresultado, e seguindo adiante uma variaçãomuito alta na resposta no intervalo de 6 a 10segundos, diferente do gráfico seguinte comomostra a figura 4 onde o indicador do gráficotende a diminuir sua contagem de maneirainstável e visualmente perceptível e comvariações altas entre suas contagens.

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Figura 3 e 4 – leitura do integrado

Com a corrente aumentada em 5mA odetector obteve uma melhor reposta, noentanto continuou a variação sendo instávelo suficiente durante o tempo irradiado, assimanalisado através do gráfico 5, entre oinstante de zero a um segundo houve umagrande variação na dose, não mantendo aestabilidade, lembrando que as contagensforam feitas com intervalos de 0,1s, apósdois segundos exposto a radiação-x mantémse a estabilidade fornecendo uma pequenavariação de resposta em media de 0,2 mR/hcom o tempo de resposta de 3 segundos.Com o tempo de resposta alterado para 6segundos mantendo-se a corrente, a respostado detector manteve-se instável no tempode dois a dez segundo.Com essas medidas inicias já podemos notarque os principais tempos que nos interessam,ou seja, o tempo necessário para a realizaçãode um exame de radiodiagnostico é deaproximadamente um segundo ou no máximo2 segundos de exposição onde o equipamentoanalisado não mantém a estabilidadenecessária para a leitura correta.A diferença da leitura do intervalo de 0,3s a0,4s e de aproximadamente de 1mR/h comomostra o gráfico da figura 5.No gráfico da figura 5 a leitura mantém setotalmente alterada como mostra a variaçãodo gráfico.

Figura 5 – leitura da dose com 10mA decorrente

CONCLUSÕES

Caso o resultado não passe por um fator decorreção adequado ocorrerá uma sub-estimativa da taxa de dose e do integradoanalisado pelo detector, no entanto mesmocom o fator de correção a medida deve serinvalidada já que o tempo morto do aparelhonão condiz com o tempo de respostanecessário para um ensaio radiográfico, assimvisto no manual do aparelho e através dosgráficos apresentados no trabalho e com aleitura do detector nos intervalos de tempodas medições até o primeiro segundo dasirradiações. Não se deve usar os detectorescom sonda GM em tempo de exposição entre0,1s a 2s, pois apresentam grandedependência no tempo morto além deapresentarem grande dependência angular[8]. O detector apresenta grandedependência angular [7], os mesmosdetectores necessitam de adesivosmostrando ao usuário o local onde devemocorrer as interações para que não haja errodo detector.É recomendado não usar esses detectoresna radiologia diagnóstica pelo fato do tempo

de exposição ser baixo, fazendo com que odetector não carregue em forma de sinalelétrico todas as interações ocorridas nesseprocesso.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

1.G. F. Knoll, Radiation Detection AndMeasurement 2 ed. New York, 1999.2. N.Tsoulfanidis, Measurement And DetectionOf Radiation, 1ed. Michigan, McGraw Hill BookCompany, volume 2 1983.3. S. Korff, Electron And Nuclear Counters,1989.4. W. Price, Nuclear Radiation Detection,1984.5. F. H. Attix, Radiation Dosimetry, McGrawHill Book Company 2ed. New York, 1968.6. Mota, Helvecio, Influência do tempo deexposição na medida de taxa de dose emlevantamento radiométrico emradiodiagnostico, 2002.7. R. Viana, Implantação das grandezasoperacionais do ICRU para a radiação defótons nas usinas nucleares Angra I e II, 20058. D. C. Saraiva, H. Hamaguchi, L. K. Ono,Estudo de dois Detectores de Radiação:Geiger-Müller (GM) e o Cintilado de NaI(Tl)2000.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

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Estudos de adsorção de Rádio em solução aquosa emdetrito de Taboa-Parte II

Lilian Gasparelli Carreira e Dejanira da Costa LauriaInstituto de Radioproteção e Dosimetria – IRD

INTRODUÇÃO

A biossorção de isótopos de Rádio usandomaterial decomposto proveniente da plantaTypha Dmingensis Pers é um estudodesenvolvido para remoção ou retençãodeste radioisótopo de águas superficiais oude efluentes de mineração ou beneficiamentoque contenham elevadas concentrações doelemento. Inicialmente, dados essenciaiscomo o melhor pH da solução, o tempo deadsorção, e a relação entre a quantidade debiomassa e volumes de solução foramestudados, e os resultados mostraram queem seis horas e em valores de pH próximos aseis, para uma relação 50mg de biomassa/50mL de solução, o processo de adsorçãoatinge 80% de eficiência. O tamanho dapartícula também foi alvo de estudo, e esterevelou que para tamanhos de partículamenores (ente 50 a 100 mesh) a adsorçãoera favorecida. Estudos sobre a cinética deadsorção foram realizados nas condiçõesotimizadas, sendo testados os modeloscinéticos propostos por Freundlich e Langmuirpara a descrição do processo. O estudo indica que material detrítico daTypha pode ser uma boa alternativa para aremediação de águas e efluentescontaminados, uma vez que apresenta umcusto muito menor quando comparado aosprocedimentos tradicionais, não gerapoluentes secundários e a planta pode serencontrada com abundância em muitas lagoaspor todo o País.A remoção do 226Ra e do 228Ra é algo de muitasignificância, pois a ingestão dos referidosradionuclídeos pode levar a doses internaselevadas, que é devido tanto ao seucomportamento metabólico quanto àss suas

características radiativas: i) durante odecaimento radioativo são produzidos umasérie de radionuclídeos emissores alfa e betade alta energia ii) como o elemento possuicomportamento metabólico similar ao Cálcio,este pode fixar-se nos ossos, sendo oprecursor de processos carcinogênicos.

OBJETIVOS

Esta etapa da pesquisa tem por objetivoestudar a cinética de adsorção do referidoprocesso, avaliando assim qual o melhormodelo que o descreve.

METODOLOGIA

Para a revisão da cinética de adsorção, asamostras são preparadas na relação 50 mgmassa de adsorvente para 50 mL de solução, porém esta é preparada utilizando águadestilada e solução aquosa contendo Baestável (BaCl

2), em diferentes proporções.

Em seguida, as amostras são contaminadas ,teoricamente, com o equivalente a 70Bq de133Ba, fonte esta cedida pelo LaboratórioNacional de Metrologia das RadiaçõesIonizantes, dentro do IRD. O pH é ajustadoem torno de 6 e as amostras são agitadasdurante seis horas. Após a agitação, cadaamostra é filtrada em um sistema apropriado,utilizando bomba peristáltica e, como meiofiltrante, papel Millipore. De cada amostrafiltrada são coletados 40 mL, posteriormenteacondicionados em potes plásticos eidentificados. A contagem é realizada atravésde Espectrometria Gama, nas dependênciasdo SEANA. A tabela a seguir apresenta acomposição de cada amostra preparada.

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Tabela 1: Relações de volume e teor decontaminação

RESULTADOS

Em relação ao estudo cinético, de acordocom os dados obtidos, têm-se os seguintesgráficos:

Gráfico 1: Isoterma de Freundlich

Gráfico 2: Isoterma de Langmuir

Foi aplicado o teste estatístico t-student,que comprovou que os dois modelos utilizadosdescrevem com propriedade a cinética doprocesso. O parâmetro cinético proposto porFreundlich também indica que a adsorção é

favorável, sendo a fração 1/N menor que 1.De acordo com os dados, é possível umaadsorção de 23,93 mg de Ba (usado comotraçador dos processos do Ra, por analogiaquímica) por 1mg de biossorvente utilizado.

CONCLUSÕES

Pode-se concluir que os dois modeloscinéticos estudados descrevem compropriedade a cinética de adsorção estudada,e os modelos testados asseguram osresultados obtidos com 95% de certeza.. Aadsorção de Ra pelo detrito é favorecida,podendo esta atingir níveis de 24 mg de Ba(Ra) por mg do biossorvente.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Castellan, Gilbert, Fundamentos da Físico-Química, LTC,1986;[2] International Commission on radiologicalProtrection(ICRP, 1975). Report of the taskgroup on referece man, ICRP Publication,n°23, Pergamon Press.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

Amostra

Volume deSolução

BaEstável(mL)

Volume deÁgua

Destilada(mL)

Teor deContaminação

(Bq)

01PT005 0,5 49,5 97,82

02PT005 1,0 49 75,38

03PT005 1,5 48,5 74,83

04PT005 2,0 48 86,15

05PT005 3,0 47 79,99

06PT005 4,0 46 77,19

07PT005 5,0 45 75,56

08PT005 6,0 44 103,34

09PT005 7,0 43 66,96

10PT005 8,0 42 88,68

11PT005 9,0 41 73,93

12PT005 10,0 40 77,64

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Importância do estudo da recarga para a avaliação doimpacto potencial da mineração de Urânio sobre

aqüíferos fraturados. Estudo de caso: URA/INB

Liliane Ferreira da Silva e Francisco Fernando Lamego S. FilhoInstituto de Radioproteção e Dosimetria - IRD

INTRODUÇÃO

A área de estudo está dentro dos limites doComplexo Minero-industrial (URA), localizadono município de Caetité, no sudoeste doestado da Bahia, distando 45 km da sedemunicipal. O aqüífero estudado é do tipofissural, ou seja, a água está ligada aexistência de fraturas na rocha, torna-semuito importante estudar a geologia estruturalda área. Assim, poderão se ter informaçõesque mostrem como se podem haver poçosprodutores e poços secos muito próximos unsdos outros e como estão posicionadas asfraturas no espaço.

OBJETIVO

Através de seções ao longo do Córrego doEngenho e Riacho das Vacas, procurou-seavaliar o comportamento do aqüífero quantoa existência de estruturas, tipos litológicos esuas relações espaciais relacionando-os coma acumulação de água.

METODOLOGIA

Utilizando os perfis litológicos e construtivosdos poços, o Mapa Geológico da áreaestudada, com a localização dos poçostubulares da INB (3.3-4), em escala 1:25.000,e o mapa do Projeto Lagoa Real/ Mapa base/Recurso Hídrico Subterrâneo/ PoçosTubulares, em escala 1:10.000, foram feitastrês seções transversais para observação docomportamento do aqüífero.O mapa do Projeto Lagoa Real com a locaçãodos poços, informa a topografia, fornecendodados para a plotagem dos poços com assuas devidas cotas, dizendo também quaissão produtores e quais são secos, tendo sidousado no trabalho. Como a escala é de1:10.000, 1mm correspondendo a 10m, avisualização das camadas rochosas plotadasno papel milimetrado seria prejudicada,portanto, para maior clareza nas informações,optou-se por introduzir um exagero de 3 vezesna escala horizontal e vertical.

RESULTADOS E DISCUSSÃO

Seção 1:Amostras sólidas e não fraturadas de rochasígneas, possuem porosidade praticamentenula. Os vazios intercristalinos condicionantesda porosidade são mínimos e nãointerconectados. Medidas de condutividadehidráulica de granitos em poços sem fraturas,geralmente fornecem valores da ordem de10-11 m/s, o que equivale a dizer que essasrochas podem ser consideradas comoimpermeáveis. A porosidade e permeabilidadesão secundarias, dadas pela presença defraturas na rocha. Os poços da área estudadaonde há fraturas normalmente são produtores,já aqueles que estão em áreas não fraturadasestão secos em sua maioria.Seção 2:Como no caso da primeira, os poços nos quaisa litologia é um granito não fraturado, nãohá ocorrência de água.Seção 3:Todos os poços são produtores, segundo omapa com a localização de poços, inclusiveos que atravessam camadas de diabásio. Istopode ser indicativo de que o dique de diabásiose estiver fraturado, não deve estar servindocomo “trapp” para acumulação de água.

Mapa da área mostrando as seções 1, 2 e 3

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REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

Bielschowsky. C, Aplicação e Comparação deMétodos de Campo para Estimativa daCondutividade Hidráulica do Solo.Universidade Federal do Rio de Janeiro,Departamento de Geologia, Monografia. 2005Mapa Geológico da área estudada, com alocalização dos poços tubulares da INB (3.3-4), em escala 1:25.000, e o mapa do ProjetoLagoa Real/ Mapa base/ Recurso HídricoSubterrâneo/ Poços Tubulares, em escala1:10.000Relatório Final do ESTUDO HIDROGEOLÓGICOAMBIENTAL DA UNIDADE DE CONCENTRADODE URÂNIO EM CAETITÉ-BA, volume II,setembro/2004.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNEN/PROBIC e Petrobrás

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Referência MADE( Sv/h)

Leitura(mrem/h)

Erro(mrem/h)

Desvio %

20,1 ± 1,0 2,6 ± 0,36 0,629

49,8 ± 2,6 5,2 ± 0,44 0,24

79,7 ± 4,1 8,7 ± 0,68 0,79

202 ± 11 22,0 ± 2,1 1,85

506 ± 28 53,8 ± 3,0 3,26

808 ± 48 82,2 ± 5,7 1,42

2030 ± 141 218 ± 11 157

5190 ± 477 532 ± 52 133

8100 ± 881 825 ± 91 15 2

Avaliação da implantação da grandeza operacionalH*(10) na calibração de monitores de área para

nêutrons no Laboratório de Nêutrons / LNMRI / IRD

Luciane de Rezende Souza, Evaldo Simões da Fonseca e Karla C. de Souza PatrãoInstituto de Radioproteção e Dosimetria – IRD

INTRODUÇÃO

O Laboratório de Nêutrons (LN) integrantedo Laboratório Nacional de Metrologia dasRadiações Ionizantes LNMRI / IRD [1] temcomo uma de suas atribuições a calibraçãode monitores de área para nêutrons utilizadosem Radioproteção. Até 1999 as calibraçõesdestes monitores realizadas pelo LN eramreferenciadas somente a grandezaequivalente de dose máxima (Maximum DoseEquivalent - MADE). Em 1993, foi introduzida,através do International Commission onRadiation Units (ICRU 51)[2], a grandezaoperacional equivalente de dose ambienteH*(10), regulamentada no Brasil, em 2005,pelo Regulamento Técnico CNEN 3.01.A partir da definição desta nova grandeza,novos monitores de radiação surgiram,desenvolvidos para medir equivalente de doseambiente, e passaram a ser utilizadosjuntamente com os anteriores construídospara medir MADE. O LN passou então a calibraros instrumentos de acordo com a grandezapara o qual foram projetados.Visando harmonizar os procedimentos dolaboratório com práticas internacionais econtribuir para uniformizar as medições dagrandeza equivalente de dose ambiente, oLN pretende iniciar a calibração de todos osmonitores de área para nêutrons nesta novagrandeza. Para isso se faz necessário umestudo da resposta dos monitores projetadospara a grandeza MADE quando calibrados nanova grandeza, permitindo, dessa forma,definir para quais modelos de instrumentosserá possível a calibração em equivalente dedose ambiente.

OBJETIVO

Implantar a grandeza equivalente de doseambiente (H*) na calibração dos monitoresde área para nêutrons.

METODOLOGIA

A calibração de monitores de área, realizada

no LN de acordo com a norma internacionalISO 8529:3 [3], é o conjunto de operaçõesque estabelece, sob condições especificadas,a relação entre os valores indicados por uminstrumento de medição por uma medidamaterializada ou um material de referência[4]. No caso em questão, os monitores deárea são calibrados em um campo de nêutronscom distribuição de fluência conhecida,produzida por uma fonte de AmBe. Esta fontefoi calibrada num sistema de padronizaçãoprimária absoluta (banho Sulfato deManganês) no própio laboratório.Os monitores de área testados nestetrabalho, foram calibrados na grandeza MADEe em seguida expostos num campo denêutrons padronizado em equivalente de doseambiente, de modo a avaliar sua performancenesta última grandeza.

RESULTADOS

Inicialmente foram avaliados dois intrumentosde mesmo modelo. Este representa 44% dototal de monitores de nêutrons calibrados noLN, em 2006.As tabelas1 e 2 mostram os resultadosobtidos, que apresentam incerteza expandidapara k=2 (intervalo de confiança em 95%)de acordo com a ISO GUM [5].

TABELA 1 – Resultados – MADE

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TABELA 2 – Resultados – H*(10)

As leituras obtidas apresentam incertezasequivalentes para as grandezas MADE eequivalente de dose ambiente.As terceiras colunas das tabelas 1 e 2,apresentam o erro (diferença entre valoresperado e valor medido) e as últimas colunasapresentam o desvio percentual para osmesmos valores. O erro tende a ser menorque a incerteza para a maior parte dasleituras.

CONCLUSÕES

Os resultados iniciais indicam que o LN deverápassar a calibrar todos os monitores de áreapara nêutrons em equivalente de doseambiente (H*). Outros modelos de monitoresde área serão testados para confirmar estaindicação. Todos os usuário serão informadosda decisão final do laboratório em relação acalibração dos monitores na nova grandeza.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] http://www.ird.gov.br/LNMRI/lnmri.html,2007.[2] ICRU 51, “Quantities and units in radiationprotection dosimetry” InternationalCommission on radiation Units andMeasurements, Bethesda, 1993.[3] ISO/DIS 8529-3, “Reference NeutronRadiation – Part 3: Calibration of area andpersonal dosemeters and determination ofresponse as a function of energy and angleof incidence.” ,1996.[4] INMETRO, “Vocabulário Internacional deTermos Fundamentais e Gerais de Metrologia”,Brasil, 2005.[5] INMETRO, “Guia para expressão daincerteza de medição”, Brasil, 1998.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

IRDReferência H*( Sv/h)

Leitura(mrem/h)

Erro(mrem/h)

Desvio %

20,0 ± 1,0 2,2 ± 0,22 0,210

50,0 ± 2,6 4,9 ± 0,41 0,12

80,7 ± 4,1 8,2 ± 0,59 0,110

208 ± 11 22,0 ± 2,0 1,211

500 ± 28 53,0 ± 2,5 36

810 ± 48 81,0 ± 5,4 --

2080 ± 145 200 ± 11 84

5340 ± 500 480 ± 51 5410

8340 ± 906 798 ± 95 36 4

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Tratamento de Rejeito Líquido de Laboratórios – Estudode Caso: Retenção do Pb-210, por biomassa no Efluente

do SEANA/IRD/CNEN

Luiz Filippe Souza da Silva e Ana Cristina de Melo FerreiraInstituto de Radioproteção e Dosimetria – IRD

INTRODUÇÃO

Existe uma discussão sobre o crescimentoda liberação inapropriada de metais pesadosem esgotos, em especial quando se trata derejeitos líquidos incluindo quantidades traçode elementos radioativos.Atualmente, de acordo com a política daquímica verde, o ideal é que em qualquer tipode laboratório, a menor quantidade possívelde produtos seja utilizada paraconseqüentemente gerar uma quantidade deresíduo ainda menor. O rejeito gerado deveser tratado antes de seu lançamento no meioambiente, mesmo que em rede de esgoto,pois dependendo do teor de metais ou aindado pH, muitos danos podem ser causados.Com esta preocupação, o Instituto deRadiproteção e Dosimetria/CNEN, que sempreteve como preocupação os rejeitosradioativos, segregando-os e tratandoquando possível e necessário, estáatualmente, realizando uma pesquisa com osefluentes dos seus laboratórios químicos,visando minimizá-los, descontaminá-los dosreagentes químicos quando necessário, eainda, um reaproveitamento do efluente, apóso tratamento, para atividades secundárias.Para tal, existe um projeto em andamento,que estuda a retenção, por biomassa,dediferentes elementos (que são normalmentedosados pelos laboratórios do SEANA/IRD).O Instituto de Radioproteção e Dosimetriatem sob sua gerência diferentes atividades,localizadas em diferentes setores doaglomerado de prédios localizados na regiãoda baixada de Jacarepaguá, Rio de Janeiro,RJ, Brasil.Foram construídas oito sub-estações pararecebimento dos efluentes das diversasunidades, que inicialmente convergiam parauma sub-estação maior onde seria realizadoo tratamento. Com a nova filosofia, resolveu-se que cada sub-estação seria analisadaseparadamente, fazendo-se umacaracterização do efluente gerado e propostoum tratamento adequado, já na sub-estação,podendo este rejeito após o tratamento, ser

dispensado diretamente para a rede de esgotoou ainda ser previsto o seu re-uso.Para dar início ao processo, foi solicitado aoServiço de Análises Ambientais (SEANA),também pertencente ao Instituto, que fizesseum estudo detalhado para os efluentesgerados pelos laboratórios do SEANA, já queeste serviço é o que concentra o maior númerode laboratórios químicos do Instituto. O Serviço de Análises Ambientais tem comouma de suas principais atividades analisaramostras ambientais, oriundas de instalaçõesnucleares e seus arredores. As amostras sãotrazidas por inspetores do Serviço deAvaliação de Impacto Ambiental, tambémlotado no IRD/CNEN.A princípio, as amostras por serem ambientais,contêm teores dos elementos radioativosinvestigados, dentro dos valores ambientaisesperados, salvo qualquer problema existente.Entretanto, para que as metodologias sejamotimizadas é necessário que se utilizemtraçadores dos elementos radioativos, paraque se possa ter a certeza das medidasrealizadas, não ficando os resultados obtidossob a suspeita de estarem abaixo dos limitesde detecção por inadequabilidade dosmétodos ou pela pouca quantidade existente.Para tal, os trabalhos de pesquisa estão sendodesenvolvidos por alunos de mestrado,visando não apenas um desenvolvimentotécnico-científico, mas também umadisseminação da cultura da química verde.

OBJETIVO

Implementar uma metodologia nos efluentesdos laboratórios químicos, do serviço deAnálises Ambientais, visando minimizá-los,descontaminá-los dos reagentes químicosquando necessário,e ainda, umreaproveitamento do efluente, após otratamento, para atividades secundárias.

METODOLOGIA

O material escolhido para estudo da absorçãodestes metais foi a biomassa seca Sargassum

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filipendula. A seleção da Sargassumfilipendula como bio-absorvedor se deu porjá existirem diferentes estudos. Ting e Sheng(2004) realizaram um estudo em bateladacomparando a eficiência na adsorção dosmetais chumbo, cobre, zinco, cádmio e níquelpor diferentes espécies de algas comoSargassum sp.(marron), Padina sp.(marron),Ulva sp.(verde) e Gracillaria sp.(vermelha),sendo as algas marrons as mais eficientes naadsorção alcançando maiores valores decaptação. Este resultado é devido aospolissacarídeos existentes na estrutura dasalgas marrons, onde uma maior concentraçãode alginato provou ser responsável pela melhorcaptação dos metais (Fourest and Volesky,1996). A utilização da biomassa como bio-absorvedor se torna bastante importantequando se verifica que geralmente os métodospara reter metais utilizam resinas trocadorasde íons, que são materiais importados, dealto custo, e que ainda se tornam rejeitos dedifícil destino.Yang e Volesky (1999) estudaram abiossorção e a eluição de urânio com oemprego da alga marinha Sargassum fluitansrealizando experimentos de biossorçãodinâmica (tempo de contato e efeito do pH),experimentos de equilíbrio (isotermas) ebiossorção e dessorção em colunas de leitofixo, com o emprego de soluções sintéticasde nitrato de urânio. Os autores verificaramuma capacidade de carregamento máxima deurânio, variável entre 0,5 e 2 mmol U/gbiomassa. Concluíram, também, que o HCl éum excelente eluidor do metal radioativoincorporado à biomassa, e confirmaram a boaperformance de um sistema contínuo para acaptação de urânio. Todos os resultadosreportados neste trabalho, bem como algunspoucos trabalhos publicados para otratamento de elementos radioativos, indicama potencialidade do emprego de algasmarinhas para este fim.Para desenvolvimento da metodologia serãoutilizadas soluções padrão de Pb-210(juntamente com chumbo estável). Dametodologia constam os testes preliminaresde biossorção, os estudos cinéticos, osmodelos cinéticos envolvidos, o levantamentodas isotermas, a adequação dos resultadosaos modelos já existentes, baseados nasequações de Langmuir e Freundlich, olevantamento da altura crítica das colunas,a caracterização do efluente e, finalmente,a aplicação do método a um efluente real.

RESULTADOS

Este trabalho de iniciação científica, faz partede um projeto maior envolvendo teses de

mestrado (o estudo do tório já foi publicado[5] e o de urânio está na faseconclusiva).Inicialmente o trabalho foiprevisto para um período de dois anos, assimo trabalho previsto para o primeiro ano,constou do aprendizado da metodologia dequantificação do Pb-210.

CONCLUSÕES

Foram realizadas determinações de Pb-210,pelo método utilizado nos laboratórios SEANA/IRD, finalizando com a participação emprograma de comparação interlaboratorial,tendo atingido uma ótima performance,conseqüentemente um ótimo aprendizado.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1]Ting, Y.P., Sheng, P. X., Chen, J. P., Hong,L., Journal of Colloids and Interface Science,275, 131-141, 2004.[2]Fourest, E., Volesky, B., EnvironmentalScience and Technology, 30, 277-282, 1996.[3] YANG, J., VOLESKY, B; Proc.Interntl.Biohydr. Symp. 99, Spain.[4]Volesky, B., Weber, J., Park, J.M., WaterResearch, 37, 297-306, 2003.[5]Picardo,Marta,C.,Tese Mestrado,“Biossorção de Th com o emprego deSargassum filipêndula”, Instituto de Química,UERJ,2006.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

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Influência da adubação orgânica na distribuição de Znem solos ácidos

Márcio da Cruz Moulié Correa e Maria Angélica Vergara Wasserman

Instituto de Radioproteção e Dosimetria – IRD

INTRODUÇÃO

Em alguns solos brasileiros, a adubaçãoorgânica tem sido uma das práticas agrícolasrecomendadas para culturas de subsistênciapor melhorar, a baixo custo, as propriedadesfísicas e químicas dos solos. Efetivamente,estudos preliminares evidenciaram que a dosede 4 kg.m-2 de adubo orgânico em solos debaixa fertilidade propiciou o aumento naprodução do feijão e paralelamente propiciouo aumento da concentração de Zn no grão,em comparação com cultivos em solos semadubação orgânica [1]. No entanto, estudosrealizados com rabanete, nos mesmos solos,evidenciaram que a adubação orgânicareduziu, de modo significativo, a transferênciasolo-planta do 137Cs e 60Co, por isso énecessário estudar os mecanismos de sorçãoenvolvidos no destino de poluentes estáveise radioativos em solos ácidos.

OBJETIVO

Avaliar o papel da adubação orgânica nocomportamento do Zn através da aplicaçãode um protocolo de extração seqüencialdesenvolvido para solos ácidos, como etapapreliminar para a melhor compreensão dosmecanismos envolvidos na transferência solo-planta do 137Cs e 60Co.

METODOLOGIA

Neste estudo vasos contendo Latossolo eNitossolo da região de Pinheiral (RJ)receberam os seguintes tratamentos: 2 vasosreceberam 2 kg m-2 de composto orgânico, 2vasos receberam 4 kg m-2 e 2 vasos nãoreceberam nenhum tratamento. Um vasocontendo Organossolo foi selecionado comoreferência para este experimento, pois sãosolos naturalmente ricos na matéria orgânica.O método de extração química seqüencialutilizado neste estudo foi desenvolvido parasolos ácidos [2] como alternativa para oprotocolo clássico [3] desenvolvido parasedimentos costeiros. O método aplicado

engloba 5 fases físico-químicas,operacionalmente definidas como: levementeácida, facilmente redutível, oxidável, alcalinae resistente. As análises pedológicas dossolos foram realizadas segundo protocolo derotina descrito no manual da EmpresaBrasileira de Pesquisa Agrícola [4].

RESULTADOS

Na tabela 1 são apresentados os resultadosdo controle de qualidade para a extraçãoseqüencial do protocolo clássico [3] e doprotocolo otimizado para solos ácidos [2] daamostra de solo de referência (MAPEP). Estesresultados demonstram que a melhorrecuperação química do Zn foi obtida com ométodo Wasserman [2], justificando a escolhadeste método para o estudo docomportamento do Zn em solos tropicais.

TABELA 1. Resultados do Somatório da ExtraçãoQuímica Seqüencial Obtidos para Zn em Solo

de Referência

As principais propriedades químicas e físicasdos solos estudados são apresentadas natabela 2, confirmando o caráter ácido edistrófico destes solos e as diferenças noconteúdo de matéria orgânica em comparaçãocom o solo controle. A dose de 4 kg m-2aumentou de modo significativo o teor dematéria orgânica nestes solos, (~ 10%),embora estes teores sejam ainda menoresque os encontrados nos Organossolos(22,9%).

Zn (mg*kg-1)% Recuperação

Tessier 121,8±45,669

Wasserman 153,7±17,587

MAPEP 01-S8 176,8±18,6 -

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TABELA 2. Principais Propriedades Químicas e

Físicas de Solos

Os resultados da distribuição geoquímica doZn nos solos estudados (figuras 1 e 2) revelama adubação orgânica não promoveu de modosignificativo o input de Zn no sistema, porémmodificou sua distribuição, aumentando suabiodisponibilidade (fase levemente ácida) esua associação com os óxidos de ferro.

Figura 1. Distribuição Geoquímica do Zn emLatossolo com Doses Variadas de Composto eem Organossolo

Figura 2. Distribuição Geoquímica do Zn emNitossolo com Doses Variadas de Composto e

em Organossolo

CONCLUSÕES

O aumento da biodisponibilidade de Zn, viaadubação orgânica, explica a redução datransferência de 137Cs e 60Co observada nossolos que receberam adubação orgânica, com

decorrente de processos competitivos queocorrem na zona radicular.

REFERÊNCIA BIBLIOGRÁFICA

[1] CORREA, M.C.M. & WASSERMAN, M.A In:XII Seminário Anual PIBIC-CNPq, 189-190.2006.[2] WASSERMAN, M.A.; PEREZ, D.V.; VIANA,A.G.; BARTOLY, F.; SILVA, M.M.; FERREIRA,A C. M.; WASSERMAN, J.C.F.A. & BOURG, A..In: 13 International Conference on Heavymetals in the Environment, Rio de Janeiro.CD-ROM. 1-5. 2005.[3] TESSIER, A., CAMPBELL, P.G.C. ANDBISSON, M., Analytical Chemistry, 51:(7) 844-851. 1979[4] EMBRAPA. Manual de Métodos de Análisede Solo. Embrapa-CNPS, R.J. 1997.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

Latossolo(LVA)

Nitossolo(NIT)

Organossolo(ORG)

Mg(cmolc kg-1)

0,3 1,30,8

K(cmolc kg-1)

0,01 0,02 0,20

Ca(cmolc kg-1)

0,01 1,200,80

CTC(cmolc kg-1)

5,4 10,941,7

Al3+

(cmolc kg-1)1,9 3,7

9,3

MatériaOrgânica (%)

3,8 4,722,9

P (mg kg-1) 1 11 13

pH em KCl 3,9 3,83.5

argila(g kg-1)

440 600 480

areia(g kg-1)

138 130 38

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A história do Monte Carlo

Marcos Lopes Lima e Guilherme J. PeixotoInstituto de Radioproteção e Dosimetria - IRD

INTRODUÇÃO

A ciência caminha com o homem desde detempos primitivos, sendo uma conseqüênciadireta da nossa capacidade de raciocínio. Como passar do tempo novas ciências foramsurgindo dividindo-se em ramos deconhecimento, na tentativa de se explicarfenômenos e auxiliar no desenvolvimento daprópria ciência. Foi em um destes ramos, namatemática, que surgiu um método estatísticoque ficou conhecido como MC.A informática propiciou um grande avançona ciência e a partir da evolução doshardwares e softwares o computador adquiriuuma grande velocidade de processamento euma grande capacidade de armazenamentode dados com isso foi possível realizar tarefas,antes muito complicadas, como cálculosdiferenciais e integrais.A partir destes avanços tecnológicos que ainformática passou que se conseguiu elaborarprogramas de simulações, onde um dos maisdifundidos em ciência é o código de MC, quefaz uso do método estatístico com o mesmonome, Monte Carlo. Este código evoluiu pararealizar tarefas específicas com o passar dosanos e são estes códigos visa dos nestetrabalho.

OBJETIVO

Tendo em vista o aumento gradual dautilização dos códigos de Monte Carlo (MC)este artigo apresenta de maneira clara esucinta a história do código de MC, esclareceum pouco de seu funcionamento e apresentaos principais códigos disponíveis no mercadoassim como sua aplicabilidade em algumasáreas de conhecimento.

METODOLOGIA

Para a elaboração deste artigo foramutilizadas pesquisas em livros e artigos deinternet.

RESULTADOS

Como resultado foram obtidas informaçõessobre a história da evolução do Monte Carlo,os principais códigos disponíveis no mercadoe aplicações do mesmo nas áreas deconhecimento como física e economia.

CONCLUSÕES

O MC é uma excelente ferramenta parasimulação de experimentos que envolvamvariáveis aleatórias, sendo aplicado ainúmeras áreas de conhecimentos. Seu usotem sedo cada vez mais freqüente devidoaos excelentes resultados com ele obtidos.Para se utilizar o código não é necessárioconhecimento prévio sobre o método de MC,basta um estudo dirigido ao código deinteresse e uma pequena familiaridade com alinguagem de programação utilizada pelocódigo o qual não possui uma ferramenta decálculos complicados.Atualmente, existe disponível no mercadovário códigos de MC voltado para diferentespropósitos que varia desde ciências exatas,biológicas e biomédicas até ao mercadofinanceiro e que também utiliza váriasinterfaces como windows e linox, quepossuem como interfaces gráficas como oFortran e o C++. Outra característicaimportante é que o código disponível podeser de domínio público como o GEANT, delivre acesso e podendo inclusive ser obtidopela internet ou privado, sendo entãonecessário comprar o programa e ter seurespectivo número de registro.Vale ressaltar ainda que existem vários outroscódigos de MC, mas que não foram citadospor não mais estarem tão difundidos nomercado e por isso não aprimorados, sendoutilizados por usuários isolados.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] “ Aplicação do código de MC” http://www14.in.tum.de/konferenzen/Jass06/courses/6/files/Torres_Espallardo_paper.pdf

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[2] “A história do Monte Carlo” http://pt.wikipedia.org/wiki/Monte_Carlo[3] “ a evolução do código de Monte CarloEGS” http://www.slac.stanford.edu/egs/docs/pdf/nrcpirs0436.pdf [4] “história da evolução do computador”http://www.inforquali.com/pt/tutorials/informatives/computer_history.php[5] www.patentstorm.us/patents/5870697-description.html[ 6 ] h t t p : / / p t . w i k i p e d i a . o r g / w i k i /Disco_r%C3%ADgido[7] http://www.terravista.pt/ilhadomel/2388/gloshd.html#Cabeças%20Indutivas[8] “história da evolução do computador”http://www.museudocomputador.com.br/enciclohd.php[9] http://adsabs.harvard.edu/abs/1991rpth.meet...17C[12] INICIAÇÃO NA MATEMÁTICA – O MÉTODODE MONTE CARLO – I. SOBOL - EDITORA MIRMOSCOU[13] TECNICAS DE MONTE CARLO EM FÍSICAMÉDICA – PEDRO - ANDREODEPARTAMENTODE FÍSICA DAS RADIAÇÕES, INTITUTOKAROLINKA E UNIVRSIDADE ESTOCKOLMO,PHYS.MED.BIOL.,1991,VOL.36,NO 7, 861-920. PRINTED IN THE UK[14] “Aplicação do código de MC” http://www.ipep.edu.br/TCC/Monografia-Gladys.pdf[15] “ Aplicação do código de MC” http://biomet.oxfordjournals.org/cgi/content/abstract/57/1/97[16] LA-12625-M, VERSION 4B- MANUAL –UC 700 AND 705. MCNP- A GENERAL MONTECARLO – N-PARTICLE TRANSPORT CODE –VERSION 4B – JUDITH F. BRIESMEISTER,EDITOR[16] PENELOPE, A CODE SYSTEM FOR MONTECARLO SIMULATION OF ELETRON ANDPHOTON TRANSPORT – FRANCESC SALVAT,JOSÉ M. FERNÁNDEZ- VAREA, JOSEP SEMPAU– FACULTAT DE FÍSICA (ECM), UNIVERSITATDE BARCELONA, DIAGOANL 617, 08028BARCELONA, SPAIN.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

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Estudo e aplicação de metodologias para a estimativa daexposição de pacientes em procedimentos fluoroscópicos

intervencionistas

Mauro Wilson Oliveira da Silva e Lucia Viviana CanevaroInstituto de Radioproteção e Dosimetria – IRD

INTRODUÇÃO

Em fluoroscopia, a otimização da relaçãodose-qualidade de imagem é crítica porqueas doses ao paciente são altas e, além disso,é imprescindível trabalhar com imagens dealta definição, baixo ruído e alta sensibilidadede baixo contraste, o que geralmente seconsegue aumentando as taxas de doses [1-2].O FDA e União Européia têm chamado aatenção sobre os sérios danos induzidos empacientes durante procedimentos guiadosfluoroscopicamente [3]. A radiologiaintervencionista é uma ‘prática especial’ queenvolve altas doses ao paciente e precisada aplicação de meios apropriados deproteção; especial atenção deve ser dada aavaliação de doses em pacientes.Diversos casos de danos na pele duranteirradiação de pacientes em radiologia ecardiologia intervencionista têm sidoapresentados. A dosimetria é complexa,devido à dificuldade na identificação dasáreas da pele irradiada como também àsdiferentes projeções, tamanhos de campo,qualidades de radiação, distâncias foco-pelee distância foco-intensificador de imagem.Estas intervenções complexas requeremlongos tempos de fluoroscopia e grandenúmero de imagens para documentar a lesãoe os resultados. Por outro lado, em algunspacientes se faz necessário repetir oprocedimento, de maneira que uma irradiaçãoadicional da pele pode ser esperada. Esteseventos podem ocorrer devido ao usoinadequado ou mal funcionamento doequipamento de raios X ou inadequadotreinamento dos operadores.A monitoração das doses em procedimentosintervencionistas é obrigatória em algunspaíses europeus, devendo ser medidas eregistradas as doses em pacientes. Diversosmétodos têm sido propostos e testados [4,5],baseados em diferentes abordagens paraobter a distribuição de dose na pele:dosímetros termoluminescentes, filmes

radiográficos lentos, filmes radiocrômicos,etc.A otimização da proteção do pacientes é umtema de extrema atualidade. O conceito deotimização foi introduzido dentro de um marcolegal pela Diretiva 97/43/EURATOM daComunidade Européia que exige uma criteriosajustificação e a otimização dos procedimentosradiológicos. A implementação prática desteprincípio somente é possível quando se dispõede ferramentas adequadas, tais como níveisde exposição dos pacientes e critérios dequalidade de imagem bem definidos.

OBJETIVO

- Investigar os diversos métodosdosimétricos em pacientes, aplicáveis emprocedimentos de radiologia intervencionista. - Estudar a aplicabilidade de filmes lentosna avaliação da exposição na pele depacientes submetidos a procedimentosintervencionistas.

METODOLOGIA

Foram utilizados filmes lentos (Kodak-EDR2)para identificar os campos irradiados duranteo procedimento. O filme foi calibrado paraestimar, a partir da densidade ótica, o kermade entrada na superfície. A metodologiadesenvolvida foi aplicada em um serviço dehemodinâmica durante 10 meses, em 43pacientes submetidos a diversosprocedimentos: angioplastia, coronáriografia,valvoplatia mitral, alcolização septal,aortografia e terapia com células tronco.Algumas informações dos pacientes foramobtidas: peso, altura, idade, alergias,intervenções anteriores, assim como dadosrelativos a: kV, mA, tempo total, em fluoro edigital. Dados esse que representamindicativos de maior cuidado com essespacientes. Os exames foram realizados emum equipamento de raios X Siemens CoroskopTOP, com aquisição digital de imagem.

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RESULTADOS

Após o procedimento de calibração nolaboratório, foi obtido um fator de calibraçãopara o tipo de filme utilizado indicado na curvaabaixo (figura 1).

Figura 1: Curva de calibração do filme EDR

Figura 2: imagens

A partir das imagens obtidas (figura2) foipossível realizar estudos da distribuição daexposição da pele. Uma primeira análisepermite concluir que, dentre os examesacompanhados, a taxa de kerma de entradana superfície não ultrapassou 1,5Gy.

CONCLUSÕES

A metodologia definida mostrara-seadequados para a realização de medições demaneira segura e eficaz. O uso de filmesdurante o procedimento não interfere narealização do mesmo, permite identificar oscampos irradiados e estimar a exposição napele do paciente. Os resultados sãosatisfatórios, considerando os tipos de examesrealizados e a preocupação dos médicos emnão expor o paciente desnecessariamente.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] IAEA. “Radiological protection of patientsin diagnostic and interventional radiology,nuclear medicine and radiotherapy”.International conference, Málaga, Spain.2001.[2]ICRP. Publication 73. March 1997.[3]US (FDA). Avoidance of serious X rayinduced skin injuries to patients duringfluoroscopically guided procedures. Med. Bull.

24(2), 1-17 (1994).[4]Fletcher, D. W., Miller, D. L., Balter, S. andTaylor, M. A. Comparison of four techniquesto estimate radiation dose to skin duringangiographic and interventional radiologyprocedures. J. Vasc. Interv. Radiol. 13(4),391–397 (2002).[5]Guibelalde, E., Vano, E., Gonzalez, L., Prieto,C., Fernandez, J. M. and Ten, J. I. Practicalaspects for the evaluation of skin doses ininterventional cardiology using a new slowfilm. Br. J. Radiol. 76(905), 332–336 (2003)

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

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Simulação de Monte Carlo do cálculo de dose emfantomas de Voxels usando o programa GEANT4

Maximiano Correia Martins e Denison de Souza SantosInstituto de Radioproteção e Dosimetria – IRD

INTRODUÇÃO

Técnicas de simulação de Monte Carlo vêmse tornando cada vez mais uma ferramentade valiosa importância no meio científico deuma maneira geral. Na área de proteçãoradiológica, várias quantidades de interesse[1] são obtidas através da simulação dapassagem de partículas através de modelosdo corpo humano, conhecidos como fantomas,que permitem o cálculo de dose efetiva deum indivíduo exposto à radiação ionizante [2].

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho é a implementaçãode um fantoma de voxels na estrutura daferramenta de simulação de Monte CarloGeant4 [3], para a irradiação e cálculo dedose efetiva e equivalentes de dose nosdiferentes órgãos do corpo humano, auxiliandoo trabalho dos profissionais de dosimetriaexterna.

METODOLOGIA

Contamos com a colaboração do Dr. GeorgeZubal [4] que nos forneceu o fantoma noarquivo voxel_man1.dat [5], que é umconjunto dados digitalizados de uma pessoaa partir de uma tomografia computadorizada.Estes dados estão dispostos em forma de243 fatias de 128 x 128 voxels, que sãopequenos cubos de cerca de 3 mm de aresta,formando um corpo humano masculinocomposto por cabeça e tronco.

RESULTADOS

Foi feita a decodificação dos dadostomográficos para a implementação noGeant4, que foi obtida através de umaparametrização de posição e de material decada voxel, atribuindo característicasdiferentes para cada tecido e órgão do corpo.Foi definida ainda a técnica de visualizaçãode fatias do fantoma.Em primeira instância, foram obtidos

resultados em torno da construção dofantoma. A imagem da Figura 1 mostra umafatia do fantoma localizada no plano YZ, comX próximo ao meio do fantoma. Os diferentestipos de tecido podem ser distinguidos pelascores do atributo de visualização de cadavoxel.

Figura 1 –Imagem da cabeça do Fantoma devoxels

Apesar das imagens geradas pela interfacegráfica serem fatias planas do fantoma, estepossui formato tridimensional, os demaisvoxels que não estão posicionados nesta fatiarecebem o atributo de visualização especial,tornando-se ocultos ao usuário, maspresentes na simulação de Monte Carlo econtribuem obviamente para o cálculo dedose.

CONCLUSÕES

Concluída a etapa de decodificação,construção e parametrização do fantoma devoxels sua utilização como modelo, estápronta para permitir o cálculo de dose efetivapara fantomas de tronco e cabeça de adultosmasculinos, em concordância com os dadosanatômicos e fisiológicos básicos para usoem proteção radiológica.Enfim, será possível a aplicação do fantomanão só para cálculos de dosimetria dasradiações às quais um indivíduo foi exposto,

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bem como nos trabalhos de planejamentomédico de radioterapia.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] ICRP 1990. Recommendations of theInternational Commission on RadiologicalProtection (ICRP Publication 60); Oxford,Pergamon;[2] J. G. Hunt, F. C. A. da Silva, C. L. P.Maurício and D. S. Santos, The Validation ofOrgan Dose Calculations Using VoxelsPhantoms and Monte Carlo Methods Appliedto Point and Water Immersion Sources. RadioProtection Dosimetry Vol. 108 No 1 pp. 85 –89 (2004);[3] Geant4 – Agostinelli, S. et al., GEANT4 aSimulation Toolkit, NIM A 506, (3), pp 250-303 ; http://geant4.web.cern.ch/geant4/, acessado em 18/06/2007;[4] Zubal , I. G., Harrell, C.R and Smith , E.O. A Computerized Three-DimensionalSegmented Human Anatomy, Med. Phys .21299-302 1994 ;[5] Zubal, I.G. The Zubal phantom data ,voxel-based anthropomorphic phantomswebpage: http://noodle.med.yale.edu/zubal/acessado em 18/06/2007.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

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Preparação de um solo de referência radioativo paradeterminação de radionuclídeos das séries naturais do U e Th

Nildo Abreu Vieira Júnior e Almir Faria ClainInstituto de Radioproteção e Dosimetria – IRD

INTRODUÇÃO

Exercícios de intercomparação paralaboratórios de radioquímica no Brasil sãocoordenados pelo Instituto de Radioproteçãoe Dosimetria (IRD), através do ProgramaNacional de Intercomparação (PNI) deRadionuclídeos em amostras ambientais. Esteprograma envia aos usuários, três vezes poranos, sem custos, amostras de radionuclídeosem diversas matrizes, tais como água, solo,sedimento e filtro de ar. Os laboratóriosparticipantes normalmente estão envolvidosno controle da radioatividade de instalaçõesnucleares e controle ambiental. Os Materiaisde Referência Certificados (CRMs)normalmente são muito caros e os custos deum Laboratório podem aumentar muito seesses materiais são utilizados com muitafreqüência nas análises de rotina. Umaalternativa é o uso de MatEriaIs de Referência(RM) produzidos no próprio Laboratório (LRMs).A produção de LRMs é muito mais barata queos CRMs e tem a vantagem de sua produçãoser similar aos CRMs porque ambos materiaispassam por testes idênticos dehomogeneidade e estabilidade para suasproduções. Neste trabalho descreve-se oprocedimento de preparação de um LRMs paradeterminação de radionuclídeos.

OBJETIVO

O objetivo desse trabalho é a preparação deum solo para ser usado com material dereferência na análise por espectrometriagama de alguns radionuclídeos das sériesnaturais e urânio e tório e do 40K.

METODOLOGIA

300 Kg de solo foram coletados numa áreade radioatividade natural na cidade de Poçosde Caldas, estado de Minas Gerais, comcoordenada 23k 0.336.226; 7.573.929. NoLaboratório, os materiais maiores que doismm foram separados e descartados do solocom auxílio de uma peneira de nylon. O

restante do solo foi moído durante 60 minutosem um moinho do tipo planetário. Após esseprocedimento o material foi peneirado e afração que passou pela peneira de 200 “mesh”foi homogeneizado durante 24 horas nummisturador do tipo “V” de 30 litros. Foramretiradas cinco porções de solo de diversaspartes do misturador para o teste dehomogeneidade bruta por espectrometriagama. Dez frascos contendo 100 g de materialforam selecionados para a homogeneidadefinal e 1 frasco de 100 g foi escolhidoaleatoriamente para o teste dehomogeneidade dentro dos frascos, tambémpor espectrometria gama, retirando-se sub-amostras de 10g. As temperaturas escolhidaspara o teste de estabilidade foram 20 e 40°Ce o tempo escolhido foi de zero, um e trêsmeses.

RESULTADOS

O coeficiente de variância obtido emdeterminações simples dos cinco pontosescolhidos para o teste de homogeneidadebruta foi inferior a 10 % (4-9%) que são damesma ordem dos encontrados em testescom o material de referência certificados(CRM AIEA-326). Não houve tambémvariações significativas das atividades dasamostras ao longo do tempo estudado, mesmocom variação de temperatura. O teste dehomogeneidade final foi realizadoconsiderando os coeficientes de variância(CVs) das determinações dos radionuclídeospor espectrometria gama dos dois gruposestudados: homogeneidade entre os frascose homogeneidade dentro dos frascos. Paratestar diferenças significativas entre ahomogeneidade entre frascos e dentro dosfrascos foi efetuado um F teste, que mostrouque para as condições estudadas F(9,9) ovalor crítico, 4,026, P=0.05 foi superior aosvalores calculados indicando ahomogeneidade do material preparado. ATabela 2 mostra o resumo dos resultadosobtidos

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Tabela 1: Resumo dos resultados obtidos

a Radionuclídeo b Entre frascos

c Dentro dos frascos d Técnica

CONCLUSÕES

O Material de Referência preparado é estávelconsiderando a propriedade estudada(atividade dos radionuclídeos) em duastemperaturas, 20 e 40 °C durante o períodoestudado. O Material também é homogêneopara os radionuclídeos estudados: 228Ac, 212Bi,214Bi, 40K, 212Pb e 4Pb. Nenhuma diferençasignificativa foi observada durante os testesde homogeneidade entre os frascos e dentrodos frascos, quando foi aplicado. A conclusãofinal é que esse material pode ser utilizadoem programas de intercomparação.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

1)Vianna M., Tauhata L., Oliveira A., OliveiraJ., Clain A.F., Ferreira A.; Analysis of BrazilianIntercomparison program data from 1991 to1995 of radionuclide determination inenvironmental samples; Applied Radiation andIsotopes; v.49; (1998); p. 1463.2)Vianna,M.E., Tauhata,L., Oliveira,A.E.,Oliveira,J.P., Garcia,L.C., Conceição,C.C.S.,Clain,A.F.; Quality of radionuclide analysis inenvironmental samples; The Science of TotalEnvironmental; v.173/174; (1995); p.15.3)iso guide, certification of referencematerials-general and statiscal principles,1989.4)M.Llauradó, J.M. Torres, J.Tent, A.Sahuquilo, H.Muntau, G.Rauret; Preparationof a soil reference material for thedetermination of radionuclides; AnalyticaChimica Acta; 445; (2001); p. 995) Guidelines for the in-house production ofreference materials; LGC/VAM; 1998.6) M. Stoeppler, W.R. Wolf, P.J.Jenks;

Reference Materials for Chemical Analysis;Wiley-VCH; Weinheim; 1999; p.297.7) van der Veen, A.M.H., Linsinger T., PauwelsJ.; Uncertainty calculations in the certificationof reference materials; Accred Qual Assur,6; (2001); p.26.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNEN/PROBIC e IAEA

Rad.aAtividade(Bq/Kg)

b-bb

cv(%)w-bc

cv(%)tec.d

cv(%)Fcalc

40K 294 ± 19 6.5 7.7 2.21.4

212Bi 375 ± 14 3.8 4.6 7.01.5

214Bi 3362 ± 59 1.7 2.1 2.41.4

212Pb 350 ± 11 3.0 3.3 4.41.2

214Pb 3522± 124 3.5 3.7 5.01.1

228Ac 360 ± 10 2.7 3.7 8.0 1.8

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Comparação entre dois métodos para produção de soloartificialmente contaminados com radionuclídeos

Priscila Helena Ribeiro e Almir Faria ClainInstituto de Radioproteção e Dosimetria - IRD

INTRODUÇÃO

A preparação de material de referência requerum cuidadoso planejamento para estabelecercondições referentes à utilização do materialproduzido. Diversas matrizes tais como água,solo, sedimento, vegetação, filtros de arservem como material de referência. Algunsdessesmateriais já estão naturalmente prontos paraserem utilizados com esta finalidade, outros,no entanto não possuem características paraserem imediatamente empregados devendoentão ter algumas de suas propriedadesmodificadas como, por exemplo, a adição dealgum material. Um exemplo dessa modificaçãoé a adição de radionuclídeos em amostrasambientais.Neste caso uma quantidade conhecida daconcentração da atividade é adicionada paragarantir a presença de um ou váriosradionuclídeos e dependendo da natureza equantidade da matriz a contaminaçãoproposital deve ser realizada na amostra comoum todo ou em sub amostras.

OBJETIVO

O objetivo desse trabalho é preparar solosartificialmente contaminados para adeterminação de radionuclídeos em exercíciosinterlaboratoriais coordenados pelo ProgramaNacional de Intercomparação (PNI).

METODOLOGIA

Existem dois métodos para preparar solosintencionalmente contaminados para servircomo material de referência. No primeiro(método de contaminação total) uma únicacontaminação é produzida em toda massada amostra e sub-amostras são retiradas parateste e distribuição para o usuário. Nosegundo (método de contaminação individual)as sub-amostras são retiradas econtaminadas individualmente. No primeirométodo toda amostra de solo é misturadacom etanol, homogeneizada e então se

adiciona o radionuclídeo e novamentehomogeneiza-se e seca-se o material. As sub-amostras retiradas desse materialteoricamente representam a mesmaconcentração de atividade da amostraoriginal. No segundo método todo solo édividido em várias sub amostras que sãotratadas com etanol e têm o mesmotratamento posterior sofridos pelas amostrasdo primeiro método. No primeiro experimento500 g de um solo com baixo background deradionuclídeos foi seco a 50 ºC, moído epeneirado com granulometriamenor que 250 ∝m. Adicionou-se então 650ml de metanol es solução contendo 2.5 kBqde 137Cs. A amostra foi homogeneizadamanualmente durante 10 minutos e seca a40 °C. A atividade de concentração nominalfoi 5 kBq/kg. No Segundo experimento dezsub amostras de solo de 40 g cada foipreparada usando o mesmoprocedimento anterior. A solução deradionuclídeos foi adicionada para produziruma atividade de concentração de 5 kBq/kg.Na espectrometria gama todas as amostrasforam contadas no mesmo detetor por 3 horasconsiderando duas simples determinaçõespara os dez diferentes frascos.

RESULTADOS

A figura 1 apresenta os resultados daespectrometria gama depois das contagensdos dois distintos grupos. As tabelas 1 e 2mostram os valores das médias e os desviospadrões dos dois métodos.Os dois métodosde preparação foram testados comparando-se as suas variâncias e as suas médias. UmF teste foi usado para determinar asdiferenças significativas entre os dois métodosaplicados e os resultados mostraram que nãoexistem tais diferenças para 95 % de nívelde confiança, uma vez que o valor obtido1.674 (razão entre as variâncias) foi menorque o valor crítico tabelado 4.026. Tambémas médias dos dois métodos foram testadase a variância combinada, 1,5 foi menor que ovalor crítico, mostrando que não existe

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diferença significativa entre as duas médiaspara 95 % de nível de confiança.

* Os pontos escuros são da contaminaçãoindividualFig.1: Resultado da Espectrometria gama

Tabela 1: Atividade da contaminação total

Tabela 2: Atividade da contaminação Individual

CONCLUSÕES

Dos resultados obtidos podemos concluir queambos os métodos de preparação sãoequivalentes e produzem amostrashomogêneas. Não existem diferençassignificativas entre as incertezas dos doismétodos e entre os valores médios dasatividades. A escolha final de um desses doismétodos vai depender principalmente daquantidade de amostra a ser preparada.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

1) M. Stoeppler, W.R. Wolf, P.J.Jenks;Reference Materials for Chemical Analysis;Wiley-VCH; Weinheim; 1999; p.297.2) A. Shakhashiro, A.M. Gondin da FonsecaAzeredo, U. Sansone, A. Fajgej. Matrixmaterials for proficiency testing: optimizationof a procedure for spiking soil with gammaemitting radionuclides. Analytical and

Bioanalytical Chemistry ABC 0062 2006 R1(in press)

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNEN/PROBIC e IAEA

Método de contaminação total

Numero da Amostra 10

Massa 40

Atividade média 47.46 Bq

Desvio padrão 1.39 Bq

Desvio padrão relativo 2,92 Bq

Método de contaminação total

Numero da Amostra 10

Massa 40

Atividade média 46.55 Bq

Desvio padrão 1.6 Bq

Desvio padrão relativo 3,70 Bq

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Controle de qualidade de medidas de atividade deradiofármacos empregados em serviços de medicina

nuclear de Porto Alegre

Renata Luz, Frederico Alabarse, Ana Maria Xavier e Akira IwaharaInstituto de Radioproteção e Dosimetria – IRD

INTRODUÇÃO

A medicina nuclear é um método dediagnóstico por imagem e tratamento queutiliza radioisótopos, ligados ou não afármacos específicos para fornecerdiagnóstico do metabolismo e da fisiologia deórgãos ou sistemas, que permitem a fixaçãoe o acúmulo temporário de fontes radioativas.A atividade desses radioisótopos é medidaatravés de calibrador de dose (activímetro)[1,2].Os calibradores de doses devem reproduzir aatividade dos radionuclídeos o maisprecisamente possível para assegurar umdiagnóstico correto e seguro. Essescalibradores são basicamente câmaras deionização em forma de poço que sãocalibrados com fontes padrão de atividadesconhecidas e certificadas com energiascorrespondentes aos nuclideos de interesse[2,3].A segurança do desempenho satisfatóriodesses medidores de atividade é garantidaatravés da realização mensal e semanal detestes descritos no Programa de garantia deQualidade (PGQ) [4] de cada Serviço deMedicina Nuclear (SMN), tal programa éobrigatório para o licenciamento do Serviçoconforme a legislação nacional [2].O Laboratório Nacional de Metrologia dasRadiações Ionizantes (LNMRI) [2], localizadono Instituto de Radioproteção e Dosimetria(IRD) [5], órgão da Comissão Nacional deEnergia Nuclear (CNEN), deu início em 1997ao programa de comparação da medição daatividade de radionuclídeos utilizados pelosSMN do estado do Rio de Janeiro. Esseprograma foi ampliado em 2004 e realizado, apartir de então na cidade de Porto Alegre.

OBJETIVO

Esse trabalho tem por objetivo verificar odesempenho e reprodutibilidade das medidasdas atividades dos radionuclídeos utilizadosnos SMN da cidade de Porto Alegre em 2007.

METODOLOGIA

Foi realizada no ano de 2007 a mensuraçãopara quatro radioisótopos utilizados em onzeSMN de Porto Alegre.As rodadas foram realizadas devido a doaçãodos radionuclídeos por um dos SMNparticipantes, que forneceu amostras dosradioisótopos Gálio-67 Tálio-201 Iodo-131 eTecnécio-99m, nas rodadas anteriores jáconstavam os dados de cada medidor dedose: fabricante, data da última calibraçãoe modelo.Foi anotado, para cada serviço, o valor daradiação de fundo, após o frasco, contendoo radioisótopo, foi inserido três vezes nomedidor em cada SMN e a medida foi anotadacom respectiva atividade, hora e minuto e,novamente, foi medido a radiação de fundo.Ao término da rodada os radioisótopos forammedidos no calibrador de referência. Osvalores de referência para as atividades dasamostras de radioisótopos foram obtidosatravés de um calibrador de doses da marcaCarpintec disponibilizado pelo IRD-CNEN [5]calibrados com fontes padrão medidas nossistema de referência padrão e rastreado àCâmara de ionização IG11 do SEMRA/LNM/IRD/CNEN [2].Este valor forneceu o valor de referência Xref.O desempenho dos ativímetros dos SMN foiavaliado em função da Razão R, que permitea associação aos valores obtidos por meiodo equipamento devidamente calibrado peloórgão regulatório.A Razão R é obtida pelo quociente do valormédio, das três medições, pelo valor dereferência Xref.O parâmetro R permite avaliar o desempenhodos ativímetros dos SMN, sendo que aquelesque apresentem valores entre 0,90 e 1,10são considerados em conformidade com osrequisitos estabelecidos pela CNEN. Quantomais próximo de 1,0 for o valor de R, melhoro desempenho alcançado pelo medidor dedoses do SMN [2].

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RESULTADOS

O valor da Razão encontrado para a cidadede Porto Alegre em 2007 encontra-se emconformidade para todos os radioisótoposcomo apresentado pela Tabela I. Pois essesparâmetros estão em conformidade com osrequisitos estabelecidos pela CNEN. As Figuras1 e 2 representam a comparação dareprodutibilidade dos calibradores de dosesdo ano de 2007 com os anos anteriores paraos radioisótopos I-131 e Tc-99m mostrandoque em todos os anos os medidoresencontraram-se dentro dos requisitosestabelecido pela CNEN.

Tabela 1 – Valor médio obtido para a Razão Rpor radioisótopo utilizado

A Figura 3 apresenta uma comparação doano de 2007 com o ano de 2006 dareprodutibilidade dos calibradores de dosepara o radioisótopo Gálio-67, indicando queem ambos os anos os medidoresencontravam-se dentro dos requisitos exigidopela CNEN.A Figura 4 apresenta a reprodutibilidade parao Tl-201 dos SMN no ano de 2007.

Figura 1. Reprodutibilidade dos SMN para oIodo-131 nos anos de 2004, 2005, 2006 e 2007

Figura 2. Reprodutibilidade dos SMN para oTecnécio-99m nos anos de 2004, 2005, 2006 e2007

Figura 3. Reprodutibilidade dos SMN para oGa -67 nos anos de 2006 e 2007

Figura 4. Reprodutibilidade dos SMN para o Ta-201 no ano de 2007

CONCLUSÕES

Os calibradores de dose dos SMN de Portoalegre apresentaram reprodutibilidadesatisfatória segundo as exigências dalegislação no ano de 2007.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Iwahara, A. Rastreabilidade e Garantiade qualidade em medições de radionuclídeosutilizados na Medicina Nuclear (tese). Rio deJaneiro (RJ) CCPPE/UFRJ; 2001[2] CNEN/NN – 3.05 Comissão nacional deEnergia Nuclear Requisitos de radioproteçãoe segurança para serviços de medicinaNuclear; 1999.[3] International Atomic Energy Agency.Quality controlo f nuclear medicineinstruments. TECDOC 602. Vienna,Austria;1991.[4] Costa A.M. Métodos de calibração eincorporação de calibradores de dosesutilizadas em Serviços de Medicina Nuclear(dissertação) São Paulo (SP) IPEN 1999.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

IRD

Radioisótopo Razão (R)Desvio Padrão

Iodo -131 1,0320,02836

Tecnécio - 99m 0,9890,019290

Gálio - 67 1,0130,03155

Tálio - 201 1,038 0,01910

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Simulação de Monte Carlo do cálculo de dose emfantomas matemáticos usando o programa GEANT4

Rosana de Souza e Silva e Denison de Souza SantosInstituto de Radioproteção e Dosimetria - IRD

INTRODUÇÃO

A avaliação da dose efetiva de radiação,recebida por um indivíduo que tenha seexposto à radiação ionizante durante um dadoperíodo, é uma das informações maisrelevantes na estimativa do risco daocorrência de efeitos à saúde estocásticose determinísticos.Esta avaliação, no entanto, não pode serfeita analiticamente devido à complexidadedo sistema em questão, o corpo humano. Asprimeiras tentativas de simplificar o problemalevaram à definição de simuladores físicos docorpo humano, também conhecidos como“fantomas”. No fim da década de 60, foram desenvolvidosfantomas mais realistas em paralelo à adoçãopela ICRP do chamado “Homem Referência”[1]. Em 1969 o comitê Medical InternalRadiation Dose Committee (MIRD) publicouuma descrição de um fantoma composto porelementos geométricos definidosmatematicamente para se adequar ao homemreferência. Este fantoma ficou conhecidocomo “fantoma MIRD-5” ou “fantoma deSnyder-Fisher”. Nesta publicação, o fantomaMIRD-5 serviu de base para o uso de métodosde Monte Carlo no cálculo de fraçõesespecíficas de dose absorvida por órgãos [2].Alguns programas de Monte Carlo disponíveisno mercado já foram amplamente testadosem aplicações de proteção radiológica ou defísica médica. Entre eles destacam-se oEGSnrc [3], MCNP [4], Penélope [5] e VMC[6]. Todos eles já foram utilizados emfantomas matemáticos com sucesso. Nestetrabalho estamos utilizando o código GEANT4[7,8,9]e os aplicativos: OpenScientist [10]e OpenInventor[11].

OBJETIVO

Avaliar a dose efetiva de radiação recebidapor um indivíduo que foi exposto a qualquer

tipo de radiação por um determinado períodode tempo, através de simulação com fantomamatemático, utilizando o GEANT4,OpenInventor e o OpenScientist.

METODOLOGIA

Foi construido o fantoma com aimplementação dos órgãos geométricosdefinidos matematicamente, descritos naliteratura [12], no código do Geant4, naclasse DetectorConstrution.Implementou-se histogramas, para cálculo dedose absorvida, em cada órgão, na classeSteppingAction.Para o cálculo de dose absorvida, utilizou-sea expressão:

Dose absorvida =Energia Depositada / massa do órgãoO valor da massa de cada órgão é GSF sex-specific phantom, descrita na literatura.A implementação do cálculo da dose absorvidana medula óssea e no esqueleto foi feitacom ajuda de um dos autores da literaturausada como referência,Dr.Kramer,atenciosamente nos ajudou com a descriçãode como calcular a dose absorvida destesórgãos.Para fins de validação do código, foi simuladaa irradiação do fantoma com feixe paralelode fótons em todo corpo, com energias entre50 keV e 1000 keV, em um total de 1000.000de historias para cada energia. Os dadosobtidos no fantoma implementado no Geant4foram comparados com os da literatura [14].Para a visualização da simulação foi utilizadoo OpenInventor[12] e analise dos dados oOpenScientist [11,13].

RESULTADOS

Os órgãos do fantoma estão implementadoscomo se pode observar na figura1.

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FIGURA1. Imagem do Fantoma Completo

A razão entre os valores obtidos no Geant4e os citados na referência [14] para umafaixa maior de energias é apresentada natabela 1.

TABELA 1. Razão entre Equivalentes de Dose

calculados neste trabalho e os citados em [14]

CONCLUSÕES

O fantoma matemático está com todosórgãos implementados.A comparação entre os resultados é muitosatisfatória. Não parece haver uma tendênciageral de super-avaliação ou de sub-avaliaçãodo ponto de vista dos órgãos ou da energia.Avaliando as incertezas dos resultados, emseguida poderemos avaliar o código paradoses efetivas do fantoma e em órgãosespecíficos em situações de interesse naspráticas de trabalhadores ocupacionalmenteexpostos.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

1.International Commission on Radiation Unitsand Measurements. Determination of Dose

Equivalents from External Radiation Sources– Part 2, Report 43, (Bethesda, MD:ICRUPublications) (1988).2.Snyder, W. S., Ford, M. R., Warner, G. G.,Fisher, H. L.Estimates of Absorbed Fractionsfor Monoenergetic Photon Sources UniformlyDistributed in Various Organs of aHeterogeneous Phantom - MIRD Pamphlet No.5. J. Nucl. Med, 10(3) (1969).3.http://www.irs.inms.nrc.ca/EGSnrc.html,acessada em 21/07/20064.http://mcnp-green.lanl.gov/index.html,acessada em 21/07/2006. 5.http://www.nea.fr/html/dbprog/peneloperef.html,acessada em 21/07/2006.6.Hunt, J. G., Silva, F. C. A, Mauricio, C. L. P.and Santos, D. S. The Validation of organdose calculations using voxel phantoms andMonte Carlo Methods applied to point andwater immersion sources. Rad. Prot.Dosimetry, 108 (1), 85-99 (2004).7.http://geant4.web.cern.ch/geant4/,acessada em 21/07/2006.8.NIM A506 (2003), 250-303.9.http://wlap.physics.lsa.umich.edu/,acessada em 21/07/2006.10.http://openscientist.lal.in2p3.fr, acessadaem 21/07/2006.11.http://oss.sgi.com/projects/inventor,acessada em 21/07/2006.12.Kramer, R., Zankl, M., Williams, G. andDrexler,G. The Calculation of dose fromExternal Photon Exposures Using Referencehuman Phantons and Monte Carlo Methods-Part I: The male (Adam) and Female (Eva)Adult Mathematical Phantons. Institute forStrhlenschutz, GSF-Bericht S-885 (1982).1 3 . h t t p : / / p a w . w e b . c e r n . c h / p a w /reference_manual/, acessada em 21/07/2006.14.Zankl, M., Petoussi-Henb, N., Drexler, G.,Saito, K., The Calculation of Dose from ExternalPhoton Exposures Using Reference HumanPhantoms and Monte Carlo Methods. Institutefor Strhlenschutz, GSF-Bericht 8/97 (March/1997).

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

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Aplicação da irradiação ionizante na redução da cargabacteriológica da pimenta-do-reino

Rute Quelvia de Faria, Luiz Tauhata e Rosa Helena LucheseInstituto de Radioproteção e Dosimetria - IRD

INTRODUÇÃO

A pimenta-do-reino (Piper nigrum L.) élargamente consumida na culinária brasileira,esta especiaria é de origem asiática e teveseu cultivo difundido pelos japoneses em1933. Hoje o Brasil é o segundo maior produtorde pimenta-do-reino, estando seucultivo em torno de 90% concentradosomente no estado do Pará. O Brasil tambémexporta para vários países e isto exige umcontrole de qualidade acurado principalmenteporque a pimenta-do-reino é um dos produtosmais contaminados em termosmicrobiológicos, devido principalmente ao seuprocesso de secagem natural (ao sol).A irradiação de alimentos consiste naexposição de um dado material, de origemvegetal e/ou animal, à radiação ionizante,proveniente tanto de uma máquina de feixesde elétrons como de fontes radioativas.Apenas as fontes de 60Co e 137Cs sãoconsideradas para uso em irradiadoresindustriais, devido à produção de raios gamade energias adequadas, e também a suadisponibilidade e custo, sendo que a fontede 60Co é a que tem maior aceitação porapresentar-se na forma metálica, ser insolúvelem água e de fácil isolamento, proporcionandoassim maior segurança contra possíveisacidentes [2].

OBJETIVO

Estudar o efeito de redução da cargabacteriológica da pimenta-do-reino (preta)em pó, usando um feixe monitorado de 60Co.

METODOLOGIA

Preparação das amostras para análiseAs determinações microbiológicas foramprecedidas de diluições decimais (exceçãopara Salmonella spp) efetuadas em condiçõesde assepsia. Vinte e cinco gramas da pimentaforam homogeneizadas com 225 mL dodiluente obtendo-se a diluição 10-1. Diluiçõessubseqüentes foram preparadas quando

necessário. Quando não especificadas, asmetodologias empregadas foram asrecomendadas pela APHA (DOWNES & ITO,2001) e por HARRIGAN (1998).Enumeração de Bactérias Aeróbias MesófilasAlíquotas de 1 mL de diluições seriadas (10-1,10-2 e 10-3) foram semeadas em profundidadeem agar contagem (PCA) com incubação a35°C por 48 horas. Foram contadas placasque continham entre 30 e 300 UFC/g.Contagem de Bolores e LevedurasAlíquotas de 1 mL de diluições seriadas (10-1,10-2 e 10-3) foram semeadas em profundidadeem agar batata dextose acidificado (PDA) comincubação a 28°C por 5 dias. Foram contadasplacas que continham entre 15 e 150 UFC/g.Determinação de Coliformes a 35°C e a 45°CAlíquotas de 1 mL de diluições decimaissucessivas foram semeadas pelo método dostubos múltiplos (NMP), o qual consiste nainoculação de séries de 3 tubos em caldolauril sulfato lactose com incubação por 24-48h a 35°C. Quando os resultados sãopositivos na fase presuntiva, traduzidos pelocrescimento bacteriano acompanhado com aprodução de gás, procede-se ao ensaioconfirmativo para presença de coliformes a35°C, utilizando-se o Caldo Verde BrilhanteLactose Bile a 2% e para a presença decoliformes termotolerantes a 45°C, utilizou-se caldo E.C. com incubação por 24h a45°C±0,5. Os resultados foram expressoscomo “Número Mais Provável” (NMP) decoliformes por grama da amostra.Detecção de Salmonella spPara pesquisa de Salmonella em 25g doproduto, utilizou-se a técnica recomendadapelas normas ISO (ISO 6579: 1993). Estadeterminação inclui uma etapa deressuscitação (pré-enriquecimento) em águapeptonada tamponada, seguida de etapa deenriquecimento seletivo em caldo selenitocistina e caldo Rappaport-Vassiliadis eposterior plaqueamento seletivo nos meiosverde brilhante vermelho de fenol (BPLS) ebismuto sulfito ou agar xilose, lactose

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desoxycolato (XLD). Seguem as etapas deconfirmação das colônias suspeitas eminoculação nos meios agar ferro três açúcares(TSI) e lisina ferro (LIA), hidrólise da uréia esorologia (antisoro somático e flagelar).Dosimetria da GammacellFoi realizada utilizando os dosímetros tipofricke e dicromato de potássio calibrados noLNMRI e rastreados ao BIPM. [1]

RESULTADOS

Verificou-se pelas análises que as amostrasnão estavam com o teor de contaminaçãoque esperávamos, devido ao fato de ser umapimenta-do-reino industrializada eempacotada, adquirida no supermercado,onde certamente passou por processos detratamento.Nas amostras coletadas verificou-se apenaso crescimento de bactérias aeróbiasmesófilas, não sendo detectada a presençade coliformes, salmonella nem bolores eleveduras.O que pudemos observar é que a irradiaçãono nível acima de 5,0kGy eliminoucompletamente a microbiota presente. Comopode ser observado no figura 1.

Figura 1 – Redução de bactérias aeróbiasmesófilas

CONCLUSÕES

Os resultados parciais obtidos nos mostramque a irradiação foi eficaz na redução debactérias aeróbias mesófilas encontradas,ficando bastante reduzida na dosagem de2,5kGy, e praticamente inexistente para dosesacima de 5,0kGy.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1]CONCEIÇÃO, Cirilo C. S. Implementaçãode dosimetria química de altas doses parairradiadores industriais. Tese de doutorado,COPPE/UFRJ – 2006.[2]EHLERMANN, D.A.E. Food irradiation. In:SPIESS, W.E.L.; SCHUBERT, H. Engineering

and food: preservation processes and relatedtechniques. London: Elsevier Applies Science,1990. v.2, p.760-773.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq – PIBIC

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Toxicidade do Nitrato do Cério e sua interação comNitratos de Tório e Lantânio em linfócitos Jurkat

Samira Nogarol Yunese, Mônica Stuck de Oliveira e Carlos Eduardo Bonacossa deAlmeida

Instituto de Radioproteção e Dosimetria - IRD

INTRODUÇÃOA monazita [(Ce, La, Y, Th)PO

4] é um mineral

encontrado na forma de areia, de fácilexploração em minas abertas. Industrialmenteé utilizada como fonte de terras raras, quesão os elementos IIIA da tabela periódica eos lantanídeos. Esses elementos possuemaplicação na industria eletrônica dentreoutras. É importante destacar a presença doradionuclídeo Tório (232Th), com percentualde 7.6% e a presença dos lantanídeos Cério(Ce) e Lantânio (La) com percentual de38.75% e 18.08% respectivamente, no casoda monazita brasileira, segundo o Laboratóriode Controle de Processo e Qualidade da INB(Industrias Nucleares Brasileiras). A principalvia de contaminação é a inalação deaerossóis, e deposição nos linfonodos.Indivíduos com inalação ocupacional crônicaa elevadas concentrações de terras rarasdesenvolvem fibrose pulmonar epneumoconiose [1]. Tanto o Tório e oslantanídeos têm demonstrado ação citotóxicaem macrófagos alveolares de roedores [2]. Amistura (Mix) de cloretos (La,Ce,Pr e Nd) inibea proliferação da linhagem PAMC82 [3]. O Lainduz efeito citotóxico e inibe a proliferaçãoda linhagem de linfócitos Jurkat [4].

OBJETIVO

Determinar as condições criticas de exposiçãode linfócitos Jurkat ao nitrato de Cério-Ce(NO

3)

3 isoladamente e em conjunto com

os nitratos de Tório-Th(NO3)

4 e Lantânio-

La(NO3)

3, pela determinação dos efeitos

citotóxicos destes compostos através deensaio de viabilidade celular e indução deapoptose pela análise citomorfológica.

METODOLOGIA

Modelo Biológico - Linhagem JURKAT (linfócitoshumanos T de leucemia mielóide aguda),cultivada em meio RPMI 1640 pH 7.2suplementado com 10% de soro fetal bovino.Mantidas em estufa com atmosfera de 5%de CO

2, 37ºC e com umidade controlada. As

concentrações de Ce(NO3)

3 variaram de 1 a

5 mM . As concentrações utilizadas no Mixde nitratos foram obtidas de acordo com asproporções dos elementos Ce, Th e La namozita [5 mM - Ce(NO

3)

3; 0.59 mM -

Th(NO3)

4; 2.35 mM - La(NO

3)

3]. As culturas

de células foram tratadas com o Mix contendoas concentrações de nitratos descritas e comdiluições deste nas proporções 1:2, 1:10,1:20 e 1:100. Proliferação celular ecitotoxicidade - Estas análises foramrealizadas com intervalos de 0, 24 e 48 horas,em 3 experimentos independentes contendoapenas o Ce(NO

3)

3 e um experimento

contendo o Mix. A proliferação celular foiestabelecida em hemocitômetro aomicroscópio óptico. A viabilidade celular foideterminada pelo teste de exclusão comcorante de azul tripan. A indução de apoptosefoi avaliada através de ensaio citomorfológicoem microscópio de fluorescência, com oscorantes laranja de acridina e brometo deetídio [5].

RESULTADOS

O estudo de viabilidade, pelo ensaiocitomorfológico, mostrou que o Ce(NO

3)

3 não

possui efeito letal significativo em até 48horas de exposição (figura 1).

Figura1. Viabilidade de linfócitos Jurkat tratadoscom Ce(NO

3)3

O teste para verificação da indução deapoptose indicou ausência de efeitosignificativo do Ce(NO

3)

3 sobre os linfócitos

JURKAT (figura 2).

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Figura 2. Indução de apoptose em linfócitosJurkat tratados com Ce(NO

3)3

O estudo de viabilidade ao Mix, pelo métodode exclusão por azul de Tripan, mostrou quea viabilidade celular diminuiusignificativamente, em 24 e 48 horas deexposição na concentração máxima e em 48horas de exposição na diluição de proporção1:2 (figura 3).

Figura 3. Viabilidade de linfócitos Jurkat tratadoscom Mix

Houve diminuição da proliferação celular nasculturas expostas ao Mix de concentraçãomáxima e na diluição de proporção 1:2, em48 horas de exposição (figura 4).

Figura 4. Proliferação de linfócitos Jurkattratados com Mix

CONCLUSÕES

Concluímos que o nitrato de cério não possuiefeito citotóxico em células JURKAT nasconcentrações entre 1 e 5 mM, em até 48horas. O experimento com o Mix descrito nessetrabalho visou testar preliminarmente o efeitoda interação dos nitratos de Th, Ce e La.Através da análise dos resultados concluímosque a presença do elemento Ce é um limitadorda avaliação em função da alteração do pHintroduzido na cultura de células. Os efeitospositivos apresentados na viabilidade e naproliferação não podem ser considerados comoresposta ao Mix, devido ao pH ácido e afloculação do meio de cultura das células

Jurkat, nessas concentrações.REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Haley P.J., Health Phys. Dec; 61(6):809-20. 1991.[2] Lizon C. & Fritsch P. Int J Radiat Biol,v. 75(11), p. 1459-1471, 1999.[3] Ji YJ., Bai X., Zong-Hui W., Ming-ZhenG., You-Yong L. Biomedical and EnvironmentalSciences, v. 13, p. 287-292, 2000.[4] Paiva A. V. A., Oliveira M. S., Yunes S.N., Oliveira L. G., Cabral-Neto J. B., AlmeidaC. E. B. Environmental Toxicology andPharmacology, (manuscrito em preparação).[5] Glubisz-Wolnicka A., Rijnkels J.M., SarnaT., Henegouwen G. M. J. B., J. ofPhotochemistry and Photobiology B: Biology68: 65-72, 2002.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC e IRD/CNEN

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Estudo da dessorção do 137Cs e do 60Co em solos tropicais:efeito da mudança no pH dos solos

Vitor César de Assis Viana e Maria Angélica Vergara WassermanInstituto de Radioproteção e Dosimetria - IRD

INTRODUÇÃO

A maior ou menor transferência deradionuclídeos do solo para as plantasdetermina a extensão da contaminaçãoradioativa de alimentos e conseqüentemente,o risco de exposição da população àradioatividade devido à ingestão de alimentos[1]. A extração química seqüencial é umaferramenta que tem sido utilizada para severificar a distribuição relativa deradionuclídeos entre os diversos componentesdo solo [2]. Essa distribuição fornece umaavaliação da percentagem da concentraçãototal dos elementos que está ligada à redecristalina de minerais, cuja destruição,seguida da liberação de radionuclídeos parao meio aquoso, não é observável na escalade tempo humana. Os elementos associadosa compostos como a matéria orgânica, oscarbonatos, os óxidos de Fe, etc são maisinstáveis sob certas condições do meioambiente natural, e, podem ser liberados parao meio aquoso e/ou incorporados emorganismos vivos se as condições físico-químicas do meio ambiente natural semodificarem [3]. O manejo agrícola dos solos(e.g. calagem, drenagem, irrigação,incorporação de matéria orgânica, etc.)promove perturbações geoquímicas quemodificam a capacidade de um solo de reteros elementos. A realização de experiênciasem reatores abertos, em função do pH e doefeito de condições oxi-redutoras, sãocomplementares às extrações seqüenciaispois permitem avaliar os fenômenos de sorçãoe dessorção em termos de amplitude dereação.

OBJETIVO

Este trabalho tem por objetivo determinar acapacidade dos solos contaminados com 137Cse 60Co em resistir às perturbações geoquímicasque podem ocorrer naturalmente em um soloou através práticas agrícolas, como porexemplo, a calagem, a drenagem ou aadubação. Para tanto serão realizados

experimentos em reatores abertos para adeterminação da dessorção destes elementosem função das variações de pH dos solos.

METODOLOGIA

Os testes para avaliar a dessorção do 137Cse 60Co em função da variação de pH nossolos, foram realizados nos seguintes tiposde solos da área experimental do IRD: 1) solourbano proveniente do jardim de uma dascasas contaminadas com 137Cs no acidentede Goiânia de 1987; 2) solos contaminadosartificialmente com 137Cs e 60Co: Nitossolo,coletado na região de São Borja, RS; eLatossolo Vermelho, coletado na região deLavras, MG. Foram utilizados cerca de 4 g desolos em contacto por 72 horas comreagentes capazes de modificar o pH do meio,de acordo com as condições operacionaisdescritas na tabela 1. Medidas diretas daatividade do 137Cs e do 60Co nos extratosforam feitas por espectrometria gama comum detector de Ge. no Serviço de AnálisesAmbientais do IRD. As principais propriedadesfísicas e químicas dos solos foram realizadassegundo protocolo de rotina descrito nomanual da Empresa Brasileira de PesquisaAgrícola (EMBRAPA).

TABELA 1: Descrição das Condições Operacionaispara o Experimento de Dessorção em Função

do pH

condições operacionaism=5g; vol final =250mL

Variações de pH

5g de solo; 5mL NaNO3(0,1M); 0,1 mL HCL 0,1M

4 -5

5g de solo; 5mL NaNO3(0,1M); 0,3 mL HCL 0,1M;

3-4

5g de solo; 5mlNaNO3(0,1M); 2 mL HCL 0.5 M 0;

1-3

5g de solo; 50 ml de aguadeionizada

0-1

5g de solo; 5mL NaNO3(0,1M); 0,1mL NaOH (0,1M)

3-6

10g de solo; 5mL NaNO3(0,1M); 0,5 mL NaOH (0,1M)

5-10

10g de solo; 5mL NaNO3(0,1M); 3 mL NaOH (0,5M)

11-13

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RESULTADOS

As análises pedológicas dos solos estudadosrevelam que o solo urbano de Goiâniaapresentou propriedades alcalinas, com bomsuprimento em elementos nutritivos e médiacapacidade de troca catiônica (CTC),conteúdo de C orgânico típico de solostropicais e predominância de gibsita sobre acaulinita na fração argilosa (tabela 1). ONitossolo apresentou propriedades ácidas,textura argilosa, teor de C orgânico típico desolos tropicais, média CTC, com apredominância de hematita e goetita e traçosde vermiculita na fração argilosa (Tabela 2).

Tabela 2 – Propriedades dos Solos

Contaminados

Os resultados apresentados na figura 1indicam que a maior sorção de 60Co ocorreuna faixa de pH entre 4 a 10. No entanto empH ácido a dessorção do 60Co pode serimportante, chegando a ser superior a 60%do total. Os resultados da figura 2 mostramque a sorção do 137Cs é grande para quasetodos os solos mobilizando, em geral, teoresinferiores a 5% do teor total. No entanto, noNitossolo importante fração do 137Cs foimobilizada pra a solução em pH12, indicandoque compostos como óxidos de Fe e ácidoshúmicos podem estar desempenhando umpapel chave na sorção do 137Cs, visto queestes compostos são destruídos em pH12.

Figura 1: Percentual de Dessorção do 60Co emFunção de Variações no Valor do pH

Figura 2: Percentual de Dessorção do 137Cs emFunção de Variações no Valor do pH

CONCLUSÕES

Estas informações indicam que em caso decontaminação simultânea com 137Cs e 60Coem solos tropicais , condições extrema depH devem ser evitadas para minimizar osprocessos de transferência no solo.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] ROCHEDO, E.R.R & WASSERMAN,M.A.V. In: Avaliação de Impacto RadiológicoAmbiental. Coleção IRD.141p. 2007.[2] RIISE, G., H.E. BJRNSTAD, H.N. LIEN,D.H. OUGHTON & B. SALBU. J. Radioanal. andNuclear Chemistry, 142 (2): 531-538. 1990.[3] TESSIER, A.; CAMPBELL, P.G.C. &BISSON, M. Anal. Chem. 51 (7): 844. 1979.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

CNPq/PIBIC

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Ministério da Ciência e Tecnologia

Programa de Capacitação Institucional

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LabIntegra: Sistema Integrado Para AnálisesLaboratoriais Nucleares

Ananda Coaglia Trindade e Nivaldo Carlos da Silva

Laboratório de Poços de Caldas - LAPOC

INTRODUÇÃO

O Laboratório de Poços de Caldas (LAPOC)dispõe de Laboratório para análises quími-cas, biológicas, radiométricas e de radônio.Grande quantidade de amostras é recebida,o que gera um número expressivo de análi-ses, decorrente das atividades regulatórias,de pesquisas e de prestação de serviçoslaboratoriais.O sistema utilizado para organizar o fluxo deanálises geradas por estas atividades erabaseado em planilhas e documentos de tex-to isolados, ocasionando frequentemente re-dundância de informações. Como soluçãopara este problema, foi proposto e implan-tado o LabIntegra, responsável por organi-zar, gerenciar e controlar o fluxo de traba-lho, assim como melhorar a troca de infor-mações entre os laboratórios.

OBJETIVO

Criar um software capaz de suprir a neces-sidade de se ter um arquivo geral de regis-tros e de fácil acesso, organizando e con-trolando as análises realizadas nos labora-tórios, bem como o fluxo de amostras, pa-dronizando os relatórios de análises assegu-rando que a apresentação dos itens reque-ridos esteja de acordo com as normas dequalidade para laboratórios de ensaios ecalibrações.

METODOLOGIA

Na primeira etapa de desenvolvimento doLabIntegra foi feita a extração de requisi-tos, que consiste na captura dos requisitosde software necessários para se resolver oproblema proposto. Para alcançar tal objeti-vo, nesta fase, foram utilizadas duas ativi-dades principais: identificação das fontes deinformação e coleta de dados.A identificação das fontes consiste no co-nhecimento dos possíveis usuários do siste-ma e nas políticas de organização utilizadasna empresa. Já a coleta de dados, foi feita

através de entrevistas e questionários fei-tos aos possíveis usuários do sistema, bus-cando saber suas necessidades e detalhesda sua rotina de trabalho.De posse destas informações, passou-se paraa segunda etapa do desenvolvimento queconsiste na criação de diagramas deusercase, que explicitam de forma organiza-da como seria o novo fluxo de trabalho. Atra-vés deste fluxo de trabalho foram desenvol-vidas funções como o cadastro de propos-tas, amostras, certificados, clientes e fun-cionários e a impressão de relatórios de pro-postas de serviços, solicitação de análises eemissão de certificados de análises.O desenvolvimento propriamente dito doLabIntegra foi feito através do Borland Delphi2006, que é um ambiente de desenvolvimentovisual e compilação para aplicações Windows,compatível com as linguagens de programa-ção Delphi, C e C++ e com conectividade aobanco de dados MySQL, entre outros.O sistema gerenciador de banco de dadosutilizado para armazenar as informações pro-venientes dos laboratórios foi o MySQL, porser um software livre e de simples manuseio,podendo inclusive contar com um manual dereferência completo e atualizado.

RESULTADOS

Com base no fluxo de trabalho e nas entre-vistas feitas, foi desenvolvido então oLABINTEGRA, que nos permite realizar diver-sas funções para facilitar o andamento dotrabalho nos laboratórios. Entre essas fun-ções, podemos destacar o cadastro de cli-entes, amostras, usuários, determinações emétodos, criação de propostas de serviços,solicitações de análises, emissão de certifi-cados de análises e relatórios de propostasde serviço.

CONCLUSÕES

Com a criação do software apresentado an-teriormente, foi possível melhorar o fluxo detrabalho nos laboratórios, permitindo melhor

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organização de todas as análises feitas nolaboratório. Essas melhorias possibilitaramuma redução no tempo requerido para reali-zação análises.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Janones, Ramos de Souza, Rave Reportcom Delphi, Editora Ciência Moderna Ltda,2005.[2] Cantú, Marco, Dominando o Delphi 7: abíblia, Pearson Education do Brasil, 2003.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

MCT/PCI e CNPq

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Instrumentação para caracterização de detetoresnucleares

Arquimedes José de Araújo Paschoal e Luiz Antônio Pereira dos SantosCentro Regional de Ciências Nucleares – CRCN – NE

INTRODUÇÃO

Atualmente existem vários tipos de detetoresnucleares construídos na forma de filmes finosque empregam material semicondutor tal comoo silício. Um outro exemplo é a câmara deionização totalmente polimérica que empregaum filme polimérico semicondutor depositadoem um substrato. De fato, antes de irradiarestes detetores, eles devem sercaracterizados e, frequentemente, adota-sea técnica das quatro pontas. Esta técnicaemprega duas pontas de prova externas parainjetar uma corrente e duas pontas de provainternas para medir a tensão desenvolvidana superfície do filme semicondutor. Algumasvezes, o filme detetor pode ser danificado sehouver o toque das pontas de prova em suasuperfície. Por esta razão, adota-se a técnicado micropasso para evitar este dano. Abaixoilustramos o diagrama de blocos do sistemadesenvolvido no Laboartório deInstrumentação Nuclear do CRCN/NE.

Figura 1: Diagrama em blocos

METODOLOGIA

O método de caracterização de um filme finosemicondutor baseia-se na técnica dasquatro pontas é feito da seguinte forma:1.As pontas de prova são deslocadas atéuma posição prédeterminada em relação aodetetor;2.A partir desta posição iniciam-se osmicropassos em escala nanométrica;3.Um sensor no circuito elétrico indica circuitofechado;4. A fonte de corrente injeta uma correnteelétrica;

5.O amplificador de instrumentação mede atensão desenvolvida no filme;6.Os dados digitalizados são enviados aocomputador de instrumentação.

Figura 2: Técnica das quatro pontas paracaracterizar detetores nucleares em filmessemicondutores

RESULTADOS

Como alternativa de se medir incrementosde posição linear da ordem desejada, adotou-se uma medição indireta: através do programaem C++ (interface homem máquina), acionou-se uma certa quantidade de passos e mediu-se a distância percorrida. O deslocamentolinear é, então, a média aritmética destespassos. Na tabela 1 encontram-se os testesfeitos com a melhor resolução do sistema,estimada em 200 nm, que é a mais importantepara o projeto.

TABELA 1 – Teste de Repetitividade

Passos 10000 5000 1600 1000100

Micropasso (nm) 198,4 198,4 198,1 197,6200,0

Desvio Padrão 0.77 0.77 0.4 1.130.65

Erro Relativo(%) 0.00 0.00 -0.15 -0.40 0.80

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Figura 3: Sistema desenvolvido

CONCLUSÕES

Foi desenvolvido um sistema deinstrumentação com a finalidade decaracterizar detetores nucleares baseados emfilmes finos de materiais semicondutores. Osistema possui dois circuitos elétricos, umpara medir o sinal do detetor e outro paramover as quatro pontas de prova e tocar nodetetor evitando danificá-lo. Os resultadosdemonstram que o circuito elétrico possui umavariação de menos de 0.1% e o sistema deposicionamento consegue dar passos daordem de 200nm.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Santos, Luiz Antônio P, Araújo, Elmo S.,Amazonas, Irami B., Azevedo, Walter M, “AnInnovative Chamber Based On ConductingPolymer Electrodes,” International NuclearAtlantic Conference 2005, Santos, August 28To September 2.[2] Webster, John G., The Measurement,Instrumentation, And Sensors Handbook, IeeePress & Crc Press, Florida, Usa (1999).[3] Laidman, Rustle, “Micro-Stepping OfStepper Motors”, http://www.s t eppe rwo r l d . c om/Tu to r i a l s /pgMicrostepping.htm (2002).

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Implementação de controle de qualidade de balanças

Bárbara Fernandes Gonçalves Cristiano e Fábio Cordeiro Dias

Comissão Nacional de Energia Nuclear – CNEN

INTRODUÇÃO

O Laboratório de Salvaguardas (LASAL), per-tencente à Comissão Nacional de Energia Nu-clear (CNEN), opera com a finalidade de pres-tar suporte técnico à Coordenação de Sal-vaguardas e Proteção Física (COSAP/DRS)na aplicação de Salvaguardas nas instala-ções nucleares brasileiras. As atividades exe-cutadas pelo LASAL envolvem análisesdestrutivas e não-destrutivas de materiaisnucleares; aplicação de treinamento a ins-petores nacionais e internacionais; manuten-ção e calibração de instrumentos de medidautilizados em inspeções de salvaguardas;assim como assessoria técnica a COSAP nasquestões envolvendo a aplicação de salva-guardas em instalações brasileiras.Está em implantação no LASAL um programainterno de controle de qualidade que temcomo objetivo garantir níveis de qualidadeadequados nos serviços de análise de mate-riais nucleares. Como parte deste programa,um controle de qualidade das balanças utili-zadas nos procedimentos de análisedestrutiva é aplicado. O estabelecimentodeste programa é de fundamental importân-cia, uma vez que o principal método analíticoutilizado é a Titulação Potenciométrica deDavies & Gray/New Brunswick Laboratory(NBL) [1], o qual opera fundamentalmenteem base de peso.As bases do programa de qualidade de ba-lanças aplicado pelo LASAL seguem as mes-mas diretrizes do programa que é atualmen-te aplicado pelo NBL [2], laboratório dos Es-tados Unidos responsável pela produção depadrões de referência e gerenciamento deprogramas internacionais de intercomparaçãolaboratorial. Através de um acordo de coo-peração técnica existente entre o NBL e oLASAL, atividades de intercâmbio técnico-científico entre especialistas de ambos os la-boratórios têm sido realizadas nos últimosanos. O controle de qualidade de balanças éum dos pontos de intercâmbio entre os labo-ratórios.

OBJETIVO

Este trabalho tem como objetivo descrevero processo de implementação do controle dequalidade das balanças utilizadas nos proce-dimentos de análise destrutivas aplicados noLaboratório de Salvaguardas.

METODOLOGIA

O controle das balanças é implementado atra-vés do uso de pesos-padrão [3] calibradospor laboratório externo acreditado e perten-cente à Rede Brasileira de Calibração (RBC).Calibrações periódicas das balanças tambémsão realizadas por tal laboratório.Além das calibrações periódicas, todas as ba-lanças são mantidas em operação de acordocom um procedimento de verificação diáriosempre que a balança for utilizada para ge-rar dados a serem registrados e processa-dos. Tais verificações devem ser realizadassob condições ambientais e instrumentaiscontroladas.Os dados resultantes das pesagens com pe-sos-padrão são registrados e comparados alimites de controle pré-calculados para cadabalança. Estes limites de controle são deter-minados com base nos dados constantes noscertificados de calibração de cada balança ede cada peso-padrão utilizado. Além disso, érealizado tratamento estatístico dos dadoshistóricos de pesagens sob condiçõesambientais controladas. Neste contexto, éimportante a utilização de instrumentação au-xiliar (termohigrômetros, barômetros) devi-damente calibrada por um laboratório acre-ditado.A utilização das balanças para geração dedados a serem utilizados nas análises de-pende dos resultados do processo de verifi-cação aplicado. Da mesma forma, a determi-nação da freqüência de calibração externaadequada para cada balança também levaem consideração as conclusões ora obtidas.

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RESULTADOS

Como resultado, são estabelecidos critériosde aceitação de dados de pesagem e de ava-liação de performance das balanças, geran-do indicadores que balizam o processo decontrole de qualidade das análises realizadasno Laboratório de Salvaguardas.Os dados resultantes das pesagens com pe-sos-padrão obtidos no período de janeiro adezembro de 2006 apresentaram-se dentrodos limites de controle de pesagem pré-es-tabelecidos. Exceto nos casos em que asmedidas foram realizadas quando não haviainstrumentos/equipamentos necessários paraefetuar o controle e as medidas de condi-ções ambientais do local onde são realizadasas pesagens.

CONCLUSÕES

Como parte do Programa de Qualidade doLaboratório de Salvaguardas, a implementaçãodo controle de qualidade das balanças temfornecido dados importantes paramonitoração do funcionamento das balanças.A análise dos dados permite:

• garantir o nível de confiabilidade ade-quado nas pesagens realizadas;

• detectar oportunamente tendênciasde mal funcionamento ou necessidade derecalibração;

• estimar adequadamente as incerte-zas associadas às pesagens.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] NBL-SA-U(E)-1, “Determination of uraniumby ferrous reduction in phosphoric acid andtitration witn dicromate” (NBL TitrimetricMethod), 2004.[2] NBL-QAPP,“Quality Assurance ProgramPlan”, 2001.[3] INMETRO – “Vocabulário Internacional deTermos Fundamentais e Gerais de Metrologia– VIM”, Portaria INMETRO 029 de 10/03/95.

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Contaminação ambiental por Fluoreto em sedimentos deuma represa em Poços de Caldas - Minas Gerais - usando

geocronologia com 210Pb

Fabiana Ferrari Dias e Maria Helena Tirollo Taddei

Laboratório de Poços de Caldas - LAPOC

INTRODUÇÃO

O fluoreto causa danos visíveis na vegeta-ção que resultam em sintomas característi-cos. Algumas vezes tais efeitos podem atin-gir áreas relativamente distantes da fonteemissora. Além de danos generalizados cau-sados pelo fluoreto em áreas altamente po-luídas, mudanças na estrutura da comunida-de têm sido reportadas, em relação à flora efauna. Em adição, fluorose em gado e herbí-voros nativos foi reportada devido à ingestãode vegetação com alta concentração defluoreto.

OBJETIVO

Perfis de concentração de contaminantes-traço em colunas de sedimento oferecem umarquivo natural com o qual a adição de polui-ção pode ser reconstruída. O objetivo desteprojeto é obter uma reconstrução históricada adição de produtos antropogênicos ou ele-mentos químicos, no caso o fluoreto.

METODOLOGIA

A caracterização do sedimento, quanto aoconteúdo de fluoreto, de uma represa emPoços de Caldas e sua datação foi obtidapela análise de um perfil de sedimento cole-tado e fatiado em camadas de 2 cm. Cadacamada foi analisada para 210Pb e 226Ra porEspectrometria Gama., para obtenção da con-centração de 210Pb atmosférico utilizado comouma ferramenta de datação.

RESULTADOS

Foi possível datar o perfil de sedimento du-rante as últimas quatro décadas, verifican-do-se uma tendência de contaminação porfluoreto devido às atividades de mineração eindustriais na região de Poços de Caldas.

CONCLUSÕES

Foi possível verificar que o método de dataçãofoi adequado para determinar a idade dasfatias de sedimento e verificar a existênciade uma contaminação histórica por fluoreto,o qual apresentou alguns níveis elevados porvolta do período onde atividades industriaisfora implementadas na região. Os resultadosindicam que em alguns períodos medidas decontrole de emissão foram implementadaspelas instalações locais. Pode ser concluídoque a ferramenta de datação é extremamenteútil e importante para esse tipo de diagnós-tico relacionado às estratégias de controlede poluição.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Goldberg, E. D. Geochronology with210Pb. in Radioactive Dating. pp. 121-131.Vienna. IAEA. 1963

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Integração e gerenciamento de resultados de BioanáliseIn Vitro, In Vivo e caracterização de aerossol para

avaliação e registro da dose interna

Fabiano Benedito de Moraes Serrano e Maria Cristina Lourenço

Instituto de Radioproteção e Dosimetria - IRD

INTRODUÇÃO

A monitoração individual para avaliação daexposição interna requer a aplicação de téc-nicas de bioanálise in vitro, in vivo e carac-terização de aerossol. O método in vitro con-siste na identificação e quantificação deradionuclídeos em amostras biológicas. A uti-lização de métodos in vivo consiste na de-terminação qualitativa e quantitativa de subs-tâncias radiativas depositadas no corpo hu-mano.A interpretação dos resultados de bioanálise,associada à caracterização de aerossol, érealizada através da utilização de modelosbiocinéticos, que simulam a distribuição dosradionuclídeos no corpo humano, seudecaimento radioativo e excreção. Tais mo-delos permitem estimar a incorporação e asdoses absorvidas pelos indivíduos expostosem decorrência da incorporação deradionuclídeos.

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho é divulgar e con-solidar os requisitos mínimos para assegurara qualidade metrológica no serviço deMonitoração Individual Interna, SEMIN. Foiescolhido o laboratório de Bioanálises in vitro

como estudo piloto para o desenvolvimentoe implementação de um Sistema de Gestãoda Qualidade laboratorial segundo os requisi-tos da Norma NBR ISO/IEC 17025.

METODOLOGIA

A metodologia aplicada constou das seguin-tes etapas:

• Estudo e interpretação dos requisitosda norma NBR ISO/IEC 17025.

• Estudo e entendimento dos documen-tos que fazem parte do Sistema de Gestãoda Qualidade do IRD conformeTabela 1.

• Abordagem sobre normas e documen-tos referentes ao processo de acreditaçãode laboratórios.

• Capacitação e treinamento dos ser-vidores do LBIOVT nos módulos de 1 a 7.

• Elaboração dos procedimentos, for-mulários e registros que serão utilizados nosserviços referentes ao escopo do laborató-rio.

Tabela 1 - Módulos do Sistema de Gestão daQualidade implantados no IRD

RESULTADOS

Entre os resultados alcançados destacam-se:1. Implementação da sistemática do fluxo deentrada dos pedidos de clientes.

- Pedidos recebidos por carta, fax, cor-reio eletrônico, memorando

- Tratamento dado pelo laboratório para

Módulos do SGQ Requisitos da Norma NBR ISO/IEC

17025:2005

Módulo 1Organização

Item 4.1Apresentação do IRDCaracterização legal e Localização física Missão eVisãoEstrutura Organizacional

Módulo 2Sistema da Qualidade

Item 4.2Escopo e organização do Sistema de Gestão daQualidade;Política da QualidadeAtribuições e ResponsabilidadesSigilio e ConfidencialidadeIndependência, Imparcialidade e Integridade

Módulo 3Gestão de Recursos

Item 4.6 AquisiçãoItem 5.2 Gestão de Recursos HumanosItem 5.3 Gestão de Infra-estrutura – InstalaçõesItem 5.5 Equipamentos

Módulo 4Relacionamento com

Clientes

Item 4.4 Análise crítica dos pedidos, propostas econtratosItem 4.7 Atendimento ao cliente, pesquisa desatisfaçãoItem 4.8 Reclamações

Módulo 5 Documentação doSGQ

Item 4.2 Estrutura da DocumentaçãoItem 4.3 Controle dos DocumentosItem 4.13 Controle dos RegistrosItem 5.10 Apresentação dos Resultados

Módulo 6Medição, Análise e Melhoria

Item 4.9 Controle dos trabalhos não-conformePesquisa de satisfação do clienteItem 4.10 MelhoriaItem 4.11 Ação corretivaItem 4.12 Ação preventivaItem 4.14 Auditoria internaItem 4.15 Análise crítica pela Direção

Módulo 7Serviços de Ensaio e

Calibração

Item 5.4 Métodos de ensaio e calibração e validaçãode métodosItem 5.6 Rastreabilidade da MediçãoItem 5.7 AmostragemItem 5.8 Manuseio de itens de ensaio e calibraçãoItem 5.9 Garantia da qualidade dos resultados deensaio e calibração

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os pedidos verbais- Registro dos pedidos.

2. Elaboração dos procedimentos específi-cos do laboratório LBVIOT;

- Recebimento de amostras no LBIOVT- Determinação da incerteza de medi-

ção de emissores gama- Determinação de emissores gama em

amostras biológicas3. Identificação e controle dos documentose registros da qualidade;

- Cadernos para registros das ativida-des do laboratório

- Planilhas para registros de medição- Registros de medição obtidos por meio

eletrônico, gráficos e tabelas4. Implementação dos bancos de dados4.1 Controle de equipamentos - Sistema deBanco de Dados, desenvolvido em ACCESS,para gerenciar o controle de equipamentos.

- Aquisições (custo, datas de compra,recebimento e início de operação, SD)

- Certificados e calibrações (datas eperiodicidade)

- Manutenções corretivas e preventi-vas (programadas e executadas) e permis-sões de uso

- Especificações técnicas do equipa-mento/instrumento

- Localização do equipamento e identi-ficação do status (em uso/fora de uso)

- Relação de acessórios e localizaçãodo manual técnico

- Fabricantes, fornecedores e represen-tantes4.2 Cadastro de pessoal - Sistema de Bancode Dados, desenvolvido em ACCESS, paragerenciamento de servidores que realizamserviços de calibração e ensaio.

- Dados pessoais, Escolaridade- Cargo/Função, especialização e ha-

bilidades- Programação e treinamentos realiza-

dos4.3 Registro de Relatos - Sistema de Bancode Dados, desenvolvido em ACCESS, paragerenciar o recebimento e tratamento dosrelatos feitos por clientes, em relação à exe-cução dos serviços de calibração e ensaio.

- Cliente (código do cliente, endereçocompleto, contato, comunicações, etc.)

- Relação de servidores treinados eautorizados a prestar atendimento ao clien-te

- Descrição detalhada do relato forne-cido pelo cliente

- Identificação do laboratório relacio-nado ao relato

- Ação proposta para tratamento dorelato e ações a serem executadas, deriva-

das da análise do relato- “Status” do relato, se em aberto ou

encerrado- Avaliação da eficácia das ações rea-

lizadas5. Rastreabilidade do sistema de medição dolaboratório;

- Comparações interlaboratoriais.- Programa de calibração dos instru-

mentos.

CONCLUSÕES

O laboratório de Bioanálise In Vitro, encon-tra-se pronto a implementar o sistema daqualidade, com os procedimentos emitidos ea capacitação dos servidores nos fundamen-tos básicos da norma de referência. As pró-ximas etapas previstas são:

- Auditoria inicial, a ser realizada porauditores internos da qualidade;

- Tratamento das não-conformidadese oportunidades de melhoria identificadas naauditoria inicial;

- Análise crítica do sistema da qualida-de do laboratório;

- Plano de ação para implementaçãodas ações acordadas durante a análise críti-ca;

- Implementação do sistema da quali-dade nos laboratórios In Vivo, Caracteriza-ção de Aerossol e Registro da Dose Interna.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Norma ABNT ISO/IEC 17025:2005 – Re-quisitos gerais para a competência de labo-ratórios de ensaio e calibração.[2] Norma ABNT NBR ISO 900 – Sistemasde Gestão da Qualidade – Fundamentos eVocabulário.

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Integração e gerenciamento de resultados de bioanálisein vitro, in vivo e caracterização de aerossol para

avaliação e registro de dose interna

Fernanda Teixeira Lima de Souza e Maria Cristina LourençoInstituto de Radioproteção e Dosimetria – IRD

INTRODUÇÃO

A monitoração individual para avaliação daexposição interna requer a aplicação detécnicas de bioanálise in vitro, in vivo ecaracterização de aerossol. O método in vitroconsiste na identificação e quantificação deradionuclídeos em amostras biológicas. Autilização de métodos in vivo consiste nadeterminação qualitativa e quantitativa desubstâncias radiativas depositadas no corpohumano.A interpretação dos resultados de bioanálise,associada à caracterização de aerossol, érealizada através da utilização de modelosbiocinéticos, que simulam a distribuição dosradionuclídeos no corpo humano, seudecaimento radioativo e excreção. Taismodelos permitem estimar a incorporação eas doses absorvidas pelos indivíduos expostosem decorrência da incorporação deradionuclídeos.A integração, consolidação e armazenamentodos resultados de bioanálise e decaracterização de aerossol, constituemferramentas importantes na avaliação da doseinterna.Os registros de dados dos laboratórios debioanálise in vitro e in vivo, de caracterizaçãode aerossol e de avaliação de dose interna,do Serviço de Monitoração Individual Interna(SEMIN) do Instituto de Radioproteção eDosimetria (IRD), são armazenados emformatos diferentes.O desenvolvimento e a implantação de umabase de dados única possibilitará aoslaboratórios realizarem de forma padronizadaa inserção, consulta e exclusão de registros,a emissão de relatórios, etc.

OBJETIVO

Desenvolver e implantar um sistema degerenciamento de dados com a finalidade deintegrar as bases de dados existentes noSEMIN/IRD, disponibilizando-as para consultacentralizada.

METODOLOGIA

A primeira fase do trabalho consistiu nolevantamento dos sistemas então utilizadospelos diferentes laboratórios, incluindo oformato dos arquivos de dados e os programasdesenvolvidos pelos usuários.A segunda fase foi a elaboração do projetolevando em conta a necessidade deintegração dos sistemas legados, assim comoos requisitos definidos pelos usuários do novosistema.Na terceira fase, foi definido o softwareAccess como plataforma de desenvolvimentodo novo sistema de gerenciamento de dados.O sistema foi desenvolvido considerando anecessidade de acesso restrito ehierarquizado através de login e senha.

RESULTADOS

Integração dos dados produzidos pelosdiversos laboratórios do SEMIN/IRD,preservando os sistemas já desenvolvidos epropiciando consultas centralizadas, maisrápidas e precisas, emissão de relatóriospadronizados, maior segurança dos dadosatravés do controle de acesso ao sistemae realização de cópias de segurançaautomáticas.

CONCLUSÕES

A utilização do software escolhido foiadequada para desenvolvimento de umsistema de integração e gerenciamento deresultados de diversos laboratórios.A adoção deste sistema permite uma maioragilidade na consulta aos dados geradospelos diversos laboratórios de forma ordenadae segura, incluindo recuperação de eventuaisperdas de dados, através das cópias desegurança automáticas.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Apostila de Access 97 - LEPI[2] http://forumaccess.com/[3] http://www.juliobattisti.com.br/forum

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[4] http://www.linhadecodigo.com.br/[5] http://www.esnips.com/[6] http://www.jrfaq.com/

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Influência da adubação orgânica na dessorção de Cu eZn de solos brasileiros

Flávia Pinto Padilha e Maria Angélica Vergara WassermanInstituto de Radioproteção e Dosimetria – IRD

INTRODUÇÃO

No começo dos anos 70 o estudo da químicados solos se baseava apenas nos processose reações dos nutrientes com as plantas.Mais tarde, a pesquisa incluiu: chuva ácida eseus efeitos na água do solo; traços demetais e metalóides; radionuclídeos e seusmecanismos de reação e retenção química;especiação de poluentes do solo utilizandoextrações químicas e técnicas analíticas emescala molecular; facilitação de transportede compostos orgânicos e metálicos; acinética dos processos químicos do solo;transformações redox dos componentes dosolo; modelagem das reações químicas e aremediação dos solos [1].A mudança das condições fisico-químicas dossolos devido a sua evolução natural ou devidoa trabalhos de manejo (e.g. acidificação deum solo, drenagem, irrigação, incorporaçãode matéria orgânica) modifica a mobilidadedos íons nos solos [2]. Deste modo, oconhecimento do comportamento de metaise radionuclídeos em várias condiçõesambientais, permite definir critérios para ogerenciamento de resíduos, a proteçãoradiológica ambiental e para a recuperaçãode áreas contaminadas, além de permitir asubstituição de valores de parâmetrosgenéricos por valores regionais na modelagemradioecológica.

OBJETIVO

Este estudo objetivou avaliar o efeito dasmudanças nas propriedades físicas e químicasdos solos na mobilidade de zinco e cobre,avaliando a dessorção destes íons frente avariações de pH.

METODOLOGIA

Para este estudo foram utilizados solosoriundos de experimentos conduzidos emvasos que continham Latossolo e Nitossoloda região de Pinheiral (RJ), que receberamos seguintes tratamentos: 2 vasos receberamcerca de 4 kg m-2 de composto orgânico e 2vasos não receberam nenhum tratamento.Adicionalmente, um vaso contendoOrganossolo foi selecionado como controlepara este experimento por ser um solonaturalmente rico em matéria orgânica. Foramutilizados cerca de 4 g de solos em contactopor 72 horas com reagentes capazes demodificar o pH do meio, de acordo com ascondições operacionais descritas na tabela1. As determinações de Zn e Cu, nos extratosdos solos foram realizadas por ICP-EAS (PEOPTIMA 3000) na EMBRAPA – Solos.

TABELA 1 – Condições operacionais paraobtenção de variações de pH em solos

Condições operacionaisM=4g; vol= 50mL

Variações de pH

NaNO3 10-1M

4 -5

NaNO3 10-1M + Hidroxilamina

10-1M3-4

NaNO3 10-1M + H2O

2

1-3

NaNO3 10-1M + HNO

3

0-1

Agua bi-destilada3-6

NaNO3 10-1M + NaOH 10-1M

11-13

NaNO3 10-1M + NaOH 10-2 M 5-10

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RESULTADOS

As propriedades químicas e físicas dos solosestudados são diferentes, sendo o Nitossolomais argiloso, com maior conteúdo de cálcio,fósforo, matéria orgânica e CTC do que oLatossolo (tabela 2).

TABELA 2. Principais Propriedades Químicas eFísicas de Solos

A matéria orgânica no solo exerce influênciana retenção dos metais, devido a possibilidadede formar complexos organometálicosinsolúveis. Observou-se, no entanto, que aadição de composto orgânico em Latossolo eNitossolo, não modificou a dessorção de Zne Cu e, por isso, optou-se por apresentar nafigura 1 os dados de dessorção semdiferenciação entre os tratamentos. Deacordo com estes resultados é possívelobservar que o Zn manteve a mesma faixade dessorção tanto no Latossolo quanto noNitossolo (<5%). O Cu, por sua vez, obtevemaior dessorção no Nitossolo, principalmenteem pH ácido (entre 10 e 20%). Nota-setambém a importante dessorção do Cu noOrganossolo em pH ácido podendo chegar a40% do teor total de Cu. Estes resultadosconfirmam a afinidade do Cu por compostosorgânicos e seu importante papel na sorçãodo Cu, principalmente na faixa de valores depH normalmente observada em solos tropicais,visto que, somente nas faixas de valores depH que a matéria orgânica é destruída ocorreumaior mobilização do Cu para a solução.

Figura 1. Dessorção de Cu e Zn em Funçãodo pH

CONCLUSÕES

Embora a adubação orgânica não tenhamodificado, a curto prazo, a dessorção doZn e Cu de origem natural, sua aplicaçãopode modificar a longo prazo os mecanismosde sorção em solos com baixa capacidade detroca catiônica, e reter elementos exógenos,que, como o Cu, apresentam grande afinidadepor compostos orgânicos.

REFERÊNCIAS

[1] SPARKS’, D.L. Geoderma, 100, p.303-319,2001.[2] ROSA F.B. 2006. Dissertação de mestradodo Programa de pós-graduação do Institutode Radioproteçãoe Dosimetria. 78p.

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Latossolo Nitossolo Organossolo

Mg (cmolc kg-1) 0,3 1,30,8

K (cmolc kg-1) 0,01 0,020,20

Ca (cmolc kg-1) 0,01 1,200,80

CTC (cmolc kg-1) 5,4 10,941,7

Al3+ (cmolc kg-1) 1,9 3,7

9,3

MatériaOrgânica (%)

3,8 4,722,9

P (mg kg-1) 1 1113

pH em KCl 3,9 3,83.5

argila (g kg-1) 440 600480

areia (g kg-1) 138 130 38

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Ensaios preliminares para a implantação de umlaboratório de calibração a nível ambiental

Israel Clemente Barbeta da Silva, Márcia Terezinha Carlos, Tânia Schirn Cabral eManoel Mattos de Oliveira Ramos

Instituto de Radioproteção e Dosimetria - IRD

INTRODUÇÃO

O Laboratório Nacional de Metrologia das Ra-diações Ionizantes (LNMRI) vinculado ao Ins-tituto de Radioproteção e Dosimetria (IRD),da Comissão Nacional de Energia Nuclear(CNEN), é responsável por designação doInmetro, desde 2002, pela guarda e dissemi-nação dos padrões nacionais e de grandezasfísicas relacionadas às radiações ionizantesnas unidades SI.As atividades do Laboratório de Calibraçãode Monitores de Radiação (LCMR) iniciaramna década de 70, quando foram realizadasalgumas poucas dezenas de calibração deinstrumentos, em uma faixa restrita, na ener-gia de 60Co, em campo isotrópico. Atualmen-te, o laboratório dispõe de fontes de 127Cs e60Co armazenadas em um irradiador BuchlerOB85, e atende a demanda de calibração demonitores de área na faixa de taxas de doseentre 2 mSv/h e 80 mSv/h, para 137Cs, eentre 2 mSv e 1 mSv/h para 60Co. [1, 2, 3]Com as preocupações atuais com o meio am-biente, gerou-se uma demanda de calibraçãode instrumentos de medir radiação em umafaixa de menor taxa de dose, isto é, de 10nSv/h a 10 mSv/h.

OBJETIVO

Implantar a montagem do arranjo experimen-tal no laboratório de calibração a fim de aten-der a nova demanda de calibração de instru-mentos de medir radiação a nível de radia-ção ambiental.

METODOLOGIA

O arranjo experimental está sendo montadona mesma sala de calibração dos monitoresde área, partilhando a infra-estrutura já exis-tente no laboratório. O sistema de fonte é oBuchler OB34, com fontes de 137Cs com asseguintes atividades de 7,4 MBq, 74,0 MBq,740,0 MBq, 7,4 GBq e de 60Co com atividadesde 3,7 MBq, 25,9 MBq, 370,0 MBq, em12/01/1990. O Buchler OB34 foi instalado no

lado oposto do sistema Buchler OB85, de modoa usar o mesmo sistema de posicionamentodos instrumentos a serem calibrados: trilho ecarrinho.O primeiro passo foi instalar o painel de con-trole das fontes. Para otimizar oposicionamento vertical das fontes fixou-seum monitor MIR modelo 7026 em um macacoelevador posicionado o mais próximo possíveldo cilindro de alumínio que envolve o sistemade translado vertical da fonte. Nesse experi-mento utilizou-se a fonte de 137Cs de 7,4 GBq.Encontrada a posição vertical otimizada dafonte, e esta foi marcada.Foram realizados os ensaios para alinhar ofeixe à direção central do trilho, com o usode dois sistemas laser, um fixo no sistemaBuchler OB85, já ajustado, e o outro na pa-rede.

Figura 1- Sistema Buchler OB34 alinhado aotrilho e os acessórios abordados

Depois, foi realizado um levantamentoradiométrico para levantar o valor do nívelde radiação de fundo do laboratório a 1 m dafonte, utilizando os monitores o MIR modelo7026 e Termo Eberline ESM modelo FH 40.

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Ainda nesta etapa preliminar do trabalho,deu-se início aos testes de desempenho dacâmara de ionização PTW modelo LS10 como teste de corrente de fuga de corrente uti-lizando o eletrômetro Keithley modelo 6517.Esta câmara de volume sensível de 10 litrosé do tipo padrão secundário.

RESULTADOS

A melhor geometria da fonte foi encontradacom ela posicionada verticalmente a 54 cmda base no cilindro de alumínio, ou seja, a1,4 m do chão.No levantamento radiométrico da sala decalibração obteve-se aproximadamente0,3 mSv/h para a média de radiação de fun-do a 1 m do Buchler OB34. O monitor TermoEberline ESM modelo FH 40, por ser mais sen-sível, apresentou-se como o melhor medidor.A corrente de fuga da câmara PTW modeloLS10 foi da ordem de 10-14 A, consideradaexcelente para estes tipos de ensaios, com-provando o funcionamento correto da câma-ra como uma câmara padrão secundário.

CONCLUSÃO

Embora a radiação de fundo encontrada sejaconsiderada alta para um laboratório decalibração em nível ambiental, esta sala ain-da é considerada razoável para execução detestes preliminares para o arranjo decalibração.O teste preliminar de desempenho da câma-ra de ionização LS10 comprovou que ela seencontra em boas condições para a conti-nuidade do trabalho.As próximas etapas a serem realizadas são:a calibração da câmara LS10 e, posterior-mente, a dosimetria dos feixes gerados pelassete fontes do Buchler OB34.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] ANSI N323:1978 – Radiation ProtectionInstrumentation Teste and Calibration- EUA.[2] ISO-4037-1:1996- X and GamaReference Radiations for CalibrationgDosemeters and Doserate meter and forDetermining their Response as a Fuction ofPhoton Energy- Part1: RadiationCharacteristcs and Production Methods.[3] ISO- 4037-3: 1999 - X and GamaReference Radiations for CalibrationgDosemeters and Doserate meter and forDetermining their Response as a Fuction ofPhoton Energy- Part3: Calibration of area andpersonal dosemeters and the measurementof their response as a function of energy an

angle of incidence.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

MCT /PCI

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Base de conhecimento para o desenvolvimento deferramentas de projeto e simulação do comportamentotermo-fluido-dinâmico de geradores de vapor de tubos

helicoidais – HCSG

Jair de Lima Bezerra, Antonio Carlos de Oliveira Barroso e Fernando Roberto deAndrade Lima

Centro Regional de Ciências Nucleares – CRCN

INTRODUÇÃO

Os geradores de vapor do tipo helicoidal(HCSGs) estão previstos para serem utiliza-dos no reator IRIS (Internacional ReactorInnovative and Secure) [1]. O IRIS é um re-ator modular refrigerado a água levepressurizada com uma configuração integral,isto é, todos os componentes do sistema pri-mário, bombas, geradores de vapor,pressurizador, mecanismos de direção de bar-ras de controle, estão situados dentro dovaso do reator. O projeto do IRIS visa aten-der a quatro requisitos básicos para reatoresda Geração IV, que são:1. Aumentar a segurança;2. Resistência a proliferação nuclear;3. Diminuição de custos na produção de ener-gia elétrica e;4. Redução do lixo nuclearOs HCSGs são muito eficientes, não somentepelo fato de proporcionarem uma área amplade transferência de calor, como também poraumentar o coeficiente de transferência decalor, no entanto, possuem característicasque tornam essencial o pleno conhecimentode como parâmetros de projeto e de opera-ção podem afetar a sua dinâmica em condi-ções de operação, normais e anormais. Ascaracterísticas operacionais e os processostermo-fluido-dinâmicos no lado do secundá-rio (dentro dos tubos) exigem atenção notocante à possibilidade de instabilidades emcertas condições de operação.Algumas das variáveis importantes não sãodiretamente mensuráveis, o que implica emum desafio a mais para a monitoração, diag-nóstico e controle eficientes. O ajuste per-feito do balanço “vazão de vapor e vazão deágua de alimentação” com o “controle globalda planta” é crítico, por que:(a) As novas plantas focalizarão mercadoscomo redes elétricas menores e com menorgrau de integração entre seus segmentos e,portanto sujeitas a grandes flutuações e va-riações de demanda;(b) A massa de água do secundário (e ener-gia armazenada) por Mwe da potência nomi

nal é menor do que nos PWRs (PressurizedWater Reactor) convencionais [1] ;(c) No Reator IRIS a massa de água do cir-cuito primário é bem maior do que a de umPWR convencional de mesma potência, o queadiciona um novo complicador ao sistema decontrole.

OBJETIVOS

a. Organizar e estruturar uma base de dadoscom resultados dos experimentos disponíveisna literatura, em termos dos númerosadimensionais selecionados e caracterizarpara os parâmetros de projeto do HCSG doreator IRIS a sua região de estabilidade deoperação;b. Analisar os modelos teóricos disponíveispara a previsão das “Condições de Início deInstabilidade”, separando-os em três gran-des categorias:i - correlações e algoritmos simples;ii - modelos linearizados para análise no domínio das freqüências;iii - modelos dinâmicos espaço-temporais;

METODOLOGIA

A metodologia a ser utilizada, pode ser resu-mida nas seguintes fases:a-) Capacitaçãob-) Base de Dados Experimentaisc-) Caracterizar e Analisar os modelosteóricos disponíveis [2-7]d-)Desenvolvimento e utilização de ferra-mentas computacionaise-)Documentar o desenvolvimento do proje-to

RESULTADOS

Dados experimentais para doze modelos daliteratura foram analisados e documentados.Na tabela 1, apresenta-se os modelos dasreferências [4] e [7], que analisam instabili-dades dinâmicas em geradores de vapor.

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CONCLUSÕES

a-) No final do projeto, teremos uma base dedados organizada e qualificada, que permiti-rá a realização de teste de modelos para ana-lisar instabilidades de vazão em geradoresde vapor de um único passe “once-throught”com superaquecimento.b-) Uma ferramenta de análise de estabilida-de para os geradores de vapor do tipo heli-coidal (HCSG), que também seriam adaptá-veis para qualquer gerador de vapor “once-throught” com vapor sendo gerado dentrode tubos em configuração ascendente.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] CARELLI, M. ET ALII. IRIS – “InternationalReactor Innovative and Secure – FinalTechnical Progress Report. USA – DOE ReportNumber: STD-ES-03-40”, Nov. 2003.[2] NARIAI, H.; KOBAYASHI, M. andMATSUOKA, T. “Friction Pressure Drop andHeat Transfer Coefficient of Two-Phase Flowin Helically Coiled Tube Once-Through SteamGenerator for Integrated Type Marine WaterReactor”. Journal of Nuclear Science andTechnology, Vol. 19, Nº 11, p. 936-947,November 1982.[3] YOON, J.; KIM, J.-P.; KIM, H.-Y.; LEE,D.J. and CHANG, M.H. “Development of aComputer Code, ONCESG, for the Thermal-Hydraulic Design of a Once-Through SteamGenerator”. Journal of Nuclear Science andTechnology, Vol. 37, Nº 5, p.445-454, May2000.[4] ÜNAL, H.C.; VAN GASSELT, M.L.G. andLWDWIG, P.W.P.H. “Dynamic Instabilities inTubes of a Large Capacity, Straight-tube,Once-Through Sodium Heated Steam

Generator”. Int. J. Heart Mass Tranfer., Vol.20, p. 1389-1899, Pergamon Press 1977.[5] ÜNAL, H.C. “An Investigation of theInception Conditions of Dynamic Instabilitiesin Sodium Heated Steam Generator Pipes”.[6] CROWLEY, J.D.; DEANE, Ch. and GOUSEJr., S.W. “Two-Phase Flow Oscillations inVertical, Parallel, Heated Channels”, 1969.[7] BJORLO, T.; EUROLA, T.; GRUMBACH,R.;HANSSON, P.; OLSEN, A.; RASMUSSEN, J. andROMSLO, K. “Comparative Studies ofMathematical Hydrodynamic Models Appliedto Selected Boiling Channel Experiments”,1969.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

MCT/PCI, CNPq e CNEN

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Traçadores alternativos com aplicação em meios porosose cursos de água

Jaqueline Martins de Paulo e Rubens Martins Moreira

Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃO

O desenvolvimento de novos e adequadostraçadores tem sido um desafio para ampliaras possibilidades destes no meio ambiente.Com este objetivo foram realizados testescom traçadores radioativos, químicos efluorescentes [1]. Por ocorrer na natureza epor sofre partição entre as fases de umsistema água-óleo o 222Rn tem despertadogrande interesse. Nesta pesquisa mereceuatenção especial. Os demais traçadoresestudados foram a uréia e a rodamina. A uréiapode ser aplicada na medição da capacidadede auto-depuração de cursos d’água. Comela pode-se medir in-situ a taxa dedesaparecimento de excreta humanaproveniente de esgotos domésticos,comparando suas concentrações com as dotraçador conservativo. A Rodamina-WT é umtraçador corante fluorescente de baixatoxicidade, baixo preço, baixo limite dedetecção e estabilidade. Porém contémgrupos amina que podem desenvolver cargaspositivas, o que aumenta seu potencial deabsorção.

OBJETIVOS

O principal objetivo deste trabalho é duplo:desenvolver traçadores alternativos para acaracterização de fluxo em meios porosos,em especial os de reservatórios de petróleoe desenvolver metodologia de duplo traçadorpara avaliação de processos ambientais comocorrência de reações.

RESULTADOS

Determinação do coeficiente de partição do222RnA determinação do coeficiente de partiçãodo 222Rn em sistemas água/petróleo foi feitavia célula de Lucas. Para estabelecer umcontato eficiente entre as fases,desenvolveu-se um sistema de baseado natécnica FIA (Flow Injection Analysis).Determinando-se a concentração de radônio

nas fases aquosa e orgânica, após passagempelo sistema FIA, é possível, determinar ocoeficiente de partição deste elemento.

Kp = C

Rn,o / C

Rn,a Eq.(1)

Conhecendo KP é possível estimar aSaturação de Óleo), através da relação [2]:

(AS=0 / AS>0) = 1 + SOR (KP -1) Eq.(2)

Onde AS=0 é a atividade do radônio em águasem a presença de óleo, A S>0 é a atividadena água em presença de óleo e S é aSaturação de óleo. Foram realizados testesvariando a temperatura do sistema e variandoo comprimento da serpentina do sistema FIA.Às mesmas temperaturas e comprimentos daserpentina, não se observou repetibilidade dosresultados. As Figuras 1 e 2 mostram ascontagens da atividade de radônio emamostras de água antes e depois da passagempelo sistema FIA.

Figura 1: Determinação do Kp do 222Rn a 54°Ccom comprimento da serpentina do FIA de 20m

Figura 2: Determinação do Kp do 222Rn a 54°C

com comprimento da serpentina do FIA de 20m

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Os gráficos comprovam que houve a partiçãodo radônio entre as fases, porém ainda nãose alcançou o equilíbrio esperado. Esta etapado trabalho ainda está em desenvolvimento.O teste da Figura 1 apresentou de Kp igual a9,95 Bq/L, enquanto que o da Figura 2apresentou valor referente a 19,1 Bq/L.Deteção de rodaminaUtilizou-se um fluorímetro 10-AU previamentecalibrado, tendo sido elaborado um manualcompleto com a procedimen-tação otimizadapara esta operação e indicativos para aoperação [3]. Foi definida a faixa deconcentrações a ser empregada e foi usadasolução de Roda-mina WT 20% (10ppb), nafaixa de leitura pretendida. Foram realizadostestes nas demais faixas e seus resultadosrevelaram valores satisfatórios para detecçãodo traçador em toda a faixa de leitura. Definiu-se a faixa em que o comportamento linearapresenta-se mais satisfatório.Aplicação da uréia como traçadorForam desenvolvidas metodologias analíticaspara determinação de uréia em águas servidase naturais, tendo sido pesquisados emlaboratório os métodos Kjeldahl [4] ecolorimétrico [5], devido suas viabilidades nascondições oferecidas pelo CDTN. Foi realizadoum teste de campo testando a metodologiaque compara os decaimentos diferenciadosdos dois traçadores para se obter a taxa dedesaparecimento da uréia, que quantifica aauto-depuração.

CONCLUSÃO

O sistema de análise por injeção em fluxopara determinação de coeficiente de partiçãoé muito pratico. Porém ainda não foi suficientepara atingir o equilíbrio da partição. Por outrolado, o procedimento proposto mostrou-seadequado para a determinação da partiçãode complexos de terras raras em outrosestudos realizados os no CDTN. Os testesrealizados com a rodamina e a uréiaapresentaram resultados satisfatórios e,portanto mostraram a viabilidade na aplicaçãocomo traçadores.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] PAULO, J. M. de. Desenvolvimento demetodologia analítica do 222Rn como traçadorde partição na recuperação secundária depetróleo. 2006. 118f. Dissertação (Mestradoem Ciência e tecnologia das RadiaçõesMinerais e Materiais – Meio ambiente comaplicações de Técnicas Nucleares.) – CDTN,Belo horizonte, 2006.[2] HUNKELER, D. et al., Rn222 as a

partitioning tracer to detect diesel fuelcontamination in aquifers: Laboratory studyand field observations. Environmental ScienceTechonology, 31, p. 3180-3187, 1997.[3] DE PAULO, J.M.; BATISTA, B.G.; MOREIRA,R. M., Calibração do fluorímetro – 10AU.Publicação CDTN – 959. Belo Horizonte, 2006.[4] FERREIRA, F. N.; et al.; Determinação denitrogênio total em amostras de rochapetrolífera pelo método Kjeldahl / indofenol.UFF, 2003.[5] VOGEL, A. I., BASSETT, J., Análiseinorgânica quantitativa: incluindo analiseinstrumental elementar. 4a ed. Rio de Janeiro:Guanabara Dois, 1981. 690p.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

MCT/PCI e IAEA

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Implantação de um sistema de avaliação do impactoradiológico ambiental devido à liberação de particuladosna operação de instalações minero-industriais com U e

Th associados

José Francisco de Oliveira Júnior, Roosevelt Rosa e Paulo Roberto Cruz

Comissão Nacional de Energia Nuclear – CNEN

INTRODUÇÃO

A exposição dos seres humanos à radiaçãoionizante proveniente de fontes naturais éuma característica inevitável da vida na Ter-ra [1]. Os actinídeos naturais, urânio e tório(U238 e Th232), e descendentes, ocorrem nanatureza em grandes quantidades e são ca-racterizados como radionuclídeos de ocor-rência natural - NORM (Natural OccurringRadioactive Material). Existem algumas ati-vidades desenvolvidas pelo homem que po-dem aumentar a concentração dessesradionuclídeos dando origem aos materiais de-nominados TENORM (TechnologicallyEnhanced Natural Occurring Radioactive Ma-terial); mineração e o beneficiamento de mi-nerais convencionais com U238 e Th232 asso-ciados é uma dessas atividades. Nessas ins-talações minero-industriais são geradas gran-des quantidades de materiais e resíduos con-tendo radionuclídeos naturais de meia-vidalonga e, portanto, devem ter as conseqüên-cias radiológicas sobre o homem e o meioambiente avaliadas. Neste contexto, o de-senvolvimento de uma metodologia voltadapara a segurança radiológica, torna obriga-tório o envolvimento de áreasmultidisciplinares, tais como o uso de mode-los matemáticos no âmbito da avaliação doimpacto radiológico ambiental decorrente daoperação e da deposição dos resíduos gera-dos nessas atividades industriais. Uma dasvias de dispersão de contaminantes no meioambiente é a atmosférica através da libera-ção de particulados em chaminés ou daressuspensão dos resíduos dispostos em pi-lhas. O código computacional denominadoCAP88-PC[1] (Clean Air Act AssessmentPackage – 1988 –) é um modelo que possuiprogramas computacionais, base de dados eutilitários associados para estimativa de dosee risco da emissão de radionuclídeos na at-mosfera. O CAP88-PC é uma versão conjun-ta do AIRDOS e o DARTAB [1]. Com CAP88-PC pode-se avaliar o impacto radiológico de-corrente das emissões atmosféricas das em-presas que processam materiais com TENORM.

Naturalmente essas avaliações dependem deparâmetros meteorológicos, que caracterizemo local do empreendimento. Verificou-se queboa parte das instalações mínero-industriaisexistentes no Brasil, não possuem estaçõesmeteorológicas convencionais ou automáti-cas. E, portanto, numa primeira fase nestetrabalho, propõe-se à criação de um sistemade avaliação de dados meteorológicos base-ados em dados provenientes do METAR (ae-roportos), do INMET (estação de superfície)e de radiossondagem.

OBJETIVO

O objetivo do trabalho é implantar um siste-ma de análise de dados meteorológicos quepermita levantar parâmetros, a partir de sis-temas já tradicionais de monitoraçãometeorológica e que permitam também, apli-car o código CAP88PC na avaliação das do-ses decorrentes das liberações atmosféricasnas instalações mínero-industriais. Isso seráde grande utilização nas atividades rotinei-ras de fiscalização e controle realizadas pelaDIMAP[2].

METODOLOGIA

O CAP88PC utiliza a equação de plumaGaussiana para estimar dispersão deradionuclídeos liberados através de algumasfontes emissoras, tais como chaminés ele-vadas ou áreas uniformes (pilhas de urânio).O crescimento da pluma pode ser calculadoassumindo a equação de momentum (Rupp’s)ou de flutuabilidade (Briggs) [1]. O modeloassume um raio de ação ao redor da área de80 km, sendo seus dados de entrada os va-lores das variáveis meteorológicas e deparâmetros relacionados à radionuclídeosespecíficos.As saídas do CAP88-PC consis-tem: num resumo característico do cenário,das concentrações no ar, das doses calcula-das para cada radionuclídeo e total e dasestimativas de risco associadas a cada dose.No presente momento o código está implan-tado conforme demonstram os resultados da

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simulação do caso teste apresentado na Fi-gura 2. Isso se deve a dificuldade existentena assimilação de dados de vento proveni-entes do METAR. No entanto, estamos de-senvolvendo um pré-processador que trans-forme os dados do METAR para SAMSON queé o formato aceito pelo CAP88-PC.No quetange ao sistema de avaliação meteorológicaforam desenvolvidos programas em FORTRAN,VISUAL-BASIC E MATLAB para quantificaçãode alguns parâmetros meteorológicos, a par-tir de dados monitorados do METAR e INMET(velocidade e direção do vento, temperaturado ar, umidade relativa e precipitação), clas-se de estabilidade de Pasquill e a avaliaçãodo termo fonte de material particulado utili-zando as formulações apresentadas no AP-42 [1]. As saídas destes pré-processadoresconsistem em: rosa-dos-ventos, histogramase taxas de liberação de particulados.

RESULTADOS

Na Figura 1 segue um exemplo do uso doprograma MATLAB e VISUAL BASIC para ava-liação do regime de vento no aeroporto doGaleão através do METAR.

(a)

(b)Figura 1 – Rosa dos ventos e histograma parao Galeão

Figura 2 – Sumário da dose efetiva equiva-lente do caso teste

CONCLUSÕES

Após término dos pré-processadores, oCAP88PC será usado de forma operacionalna DIMAP-CNEN na avaliação do risco e dasdoses provenientes das instalações mínero-industriais. Assim como haverá omonitoramento da qualidade do ar baseadonestes dados e nos modelos regulatórios dedispersão nestas instalações, respectivamen-te.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] EPA92 EPA 402-B-92-001 User’s GuideFor CAP88-PC, Version 3.0, United StatesEnvironmental Protection Agency, DC 20460,March 2006.[2] Vinculado ao projeto no CNPq: “Segu-rança radiológica em instalações minero-in-dustriais com U e Th associado”.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

MCT/PCI e CNPq

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Estudo da influência de aditivo no banho de precipitação

de membranas de ultrafiltração

Kayse Santos Leitão e Celina Cândida Ribeiro BarbosaInstituto de Engenharia Nuclear – IEN

INTRODUÇÃO

As membranas de ultrafiltração (UF) possuemdiversas aplicações em processos industriaisque envolvem separação por membranas(PSM) e também são utilizadas como suporteno preparo de membranas de nanofiltração(NF).Morfologicamente o suporte necessita serisento de furos na superfície e com porosinterconectados na sua seção transversal, afim de apresentar bom desempenho à altaspressões e elevado fluxo permeado. O grandedesafio é ajustar as condiçõestermodinâmicas e cinéticas visando obtermembranas com tais características [1-2].Um dos métodos mais utilizados parapreparação de membranas de UF é a técnicade inversão de fase por imersão/precipitação,que consiste no espalhamento de uma soluçãopolimérica em placa de vidro e imersão domesmo em banho de não-solvente.A formação da membrana é o resultado doprocesso de transferência de massa entre asolução polimérica e o banho de precipitação,o qual depende da diferença de potencialquímico e da resistência que o meio oferece.Essa taxa de transferência de solvente como banho é uma das variáveis mais importantesno processo de formação de membranasinterconectadas. Uma das alternativasutilizadas para alterar a taxa de transferênciade solvente é a adição de aditivos ao banhode precipitação. Utilizam-se aditivos orgânicosou inorgânicos. Estes aditivos visam diminuira taxa de saída de solvente e de entrada denão-solvente para a solução polimérica,permitindo que ocorra a separação lenta dasfases, levando a formação de porosinterconectados.

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho foi sintetizar ecaracterizar membranas de UF precipitadasem banho contendo piperazina como aditivo,a fim de obter suportes com morfologia

adequada para serem utilizados no preparode membranas compostas de NF.

METODOLOGIA

A solução polimérica foi preparada utilizando-se PES/PVP/DMA nas proporções de 15/7/78p/p. O PVP utilizado foi PVP-K90 (massa molar360.000). Esta foi preparada sob agitaçãomecânica por 20 horas e as bolhas formadasforam retiradas à vácuo. Em seguida foivertida em placa de vidro e espalhada,utilizando uma faca de inox com 200?m deespessura; submetida ao tempo de exposiçãode dez minutos e imersa em banho de águacontendo 1, 2, 3 e 4% de piperazina àtemperatura ambiente.A morfologia das membranas foi caracterizadapor microscopia eletrônica de varredura(MEV). As amostras foram previamentetratadas e fraturadas em nitrogênio liquido erecobertas com ouro antes de seremobservadas.As membranas foram avaliadas através dadeterminação das propriedades detransporte: fluxo permeado e permeabilidadehidráulica. Os experimentos foram realizadosem célula de ultrafiltração com agitação,modelo Amicon, da Millipore, com capacidademáxima de pressão de 5,3 bar. Os valores defluxo permeado foram calculados a partir damédia de 3 determinações realizadas naspressões de 1, 2, 3, 4 e 5 bar. Apermeabilidade hidráulica de cada membranafoi determinada através do coeficiente angulardos gráficos construídos com os valoresmédios de fluxo permeado obtidos naspressões de 1 a 5 bar.

RESULTADOS

A Figura 1 apresenta a morfologia dasmembranas precipitadas em banhos comdiferentes concentrações de piperazina/águae da membrana comercial de ultrafiltraçãocomercial da Millipore 30K utilizada comparâmetro. As micrografias mostram que,entre as concentrações de piperazina

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testadas, a com 2%(membrana UF-02)apresenta poros interconectados em toda suaseção tranversal. Todas as membranassintetizadas apresentaram a superfície isentade furos.

Figura 1: Micrografias da Seção Transversal dasMembranas de PES Sintetizadas

Os resultados de permeabilidade hidráulica dasmembranas sintetizadas e da membrana deultrafiltração comercial estão descritos naTabela 1.

TABELA 1: Resultados de PermeabilidadeHidráulica das Membranas Sintetizadas e daMembrana Comercial

Foram obtidas membranas com valores depermeabilidade próximas a da membranacomercial de UF.

CONCLUSÕES

Através da análise das microscopias dasmembranas sintetizadas, pode-se concluirque a membrana precipitada em banho com2% de piperazina é adequada para serutilizada com suporte de membra de NF, pois

apresenta toda sua seção transversalinterconectada. Pelos valores obtidos depermeabilidade hidráulica pode-se concluir queas membranas sintetizadas estam na faixade ultrafiltração.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Ulbricht, M.; Polymer, 47 2217- 2262(2006).[2] Ahmad, A. L.; Sarif, M.; Desalination, 179– 257-263 (2005).

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

MCT/PCI

Códido daMembrana

Banho dePrecipitação

Piperazina/H2O

(%)

PermeabilidadeHidráulica

(L/m2h. bar)

UF-01 131

UF-02 225

UF-03 322

UF-04 427

Millipore 30K - 24

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Método Delphi como ferramenta de gestão doconhecimento para estudos prospectivos na área nuclear

Kengo Imakuma e Antonio Carlos de Oliveira BarrosoInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN

INTRODUÇÃO

A Gestão do Conhecimento (GC) é o proces-so pelo qual uma instituição gera valor a partirdos seus conhecimentos [1]. São os conhe-cimentos que habilitam uma instituição de P&Da realizar com eficácia os processos ineren-tes ao cumprimento de sua missão. São im-portantes também a noção e a informaçãorelacionadas com os possíveis cenários futu-ros, o que requer metodologias e instrumen-tos de prospecção que possam, de formaconsistente, inferir os possíveis cenários.

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho é mostrar a impor-tância e a utilidade da metodologia Delphiquando aplicada em estudos prospectivos emapoio ao processo decisório de formulaçãode estratégias.

METODOLOGIA

A metodologia Delphi é baseada num proces-so estruturado de coleta e destilação de co-nhecimento de um grupo de especialistasatravés de uma série de questionários quesão realimentados, de forma controlada, comas opiniões emitidas pelos respondentes emetapas anteriores [2]. O método Delphi nãoé novo. A noção básica, proposição teóricae metodologia originaram-se nas décadas de1950 e 1960 na Corporação RAND. A primeiraaplicação foi na área de prospecçãotecnológica, com intuito de sondar prová-veis invenções e novas tecnologias e avaliaros conseqüentes impactos sociais e econô-micos causados pela mudança tecnológica.O método Delphi foi aplicado a um exercíciode prospecção tecnológica da área nuclear,feito no âmbito da DPD que consistiu na ob-tenção de tópicos da área nuclear, a serempriorizados, explorando os benefícios que taispesquisas e desenvolvimento possam gerarnum determinado futuro. A execução dosquestionários Delphi foi feita por meio de umsoftware, para o envio de questionários e

armazenagem de dados, num sistema SQL,com um servidor IIS conectado na rede daCNEN. Os questionários foram enviados viae-mail e em HTML para cerca de 250 especi-alistas, de grande representatividade, atu-antes nos mais variados setores de ativida-des do País, na área nuclear ou correlatas,convidados para formar o painel derespondentes.Os respondentes receberam e-mails conten-do um “link” para a conexão com o servidorIIS e o carregamento do questionário nobrowser da internet. Os questionários foramrespondidos diretamente na tela e as res-postas numéricas enviadas para servidor SQL,onde foram armazenadas no seu banco dedados. Cada um dos 3 questionários foi apli-cada em duas rodadas cada, num total deseis rodadas. A apresentação do mesmoquestionário, numa segunda rodada, infor-mando os conceitos médios obtidos na pri-meira rodada, tinha como objetivo oaprofundamento do consenso nas respostas.Cada respondente, tomando conhecimentodas opiniões da maioria dos seus pares, ti-nha a oportunidade de rever o seu próprioconceito dado na primeira rodada. As res-postas foram armazenadas no banco de da-dos do servidor SQL.

RESULTADOS

Os questionários referiram-se a seis Temasligados à Área Nuclear: "Centrais Nucleares","Ciclo do Combustível", "Instalações de P&D",“Aplicação no Meio Ambiente”, "Aplicações nu-cleares na Área Médica" e "Aplicações na In-dústria, Agricultura e Alimentos". Osrespondentes, avaliaram mediante pontua-ções:

• os impactos dos tópicos nas áreassócio-econômica (SE), ambiental (MA), qua-lidade de vida (QV) e aceitação pública (AP);

• em que estágio de desenvolvimentoapresenta-se, hoje, cada tópico no país eno mundo;

• as chances ou indícios de avançostecnológicos dos tópicos no Brasil; e

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•os recursos disponíveis no país parase alcançar o último estágio de desenvolvi-mento dos tópicos, em termos de RecursosHumanos qualificados (RH), Infra-Estruturade Pesquisa(IE) e Capacitação Tecnológica(CT).A partir das respostas dos questionários aci-ma, 5 características, para cada tópico, fo-ram diretas e indiretamente geradas a saber,Probabilidade de Avanço, Tempo necessáriopara atingir-se o Último Estágio, Disponibili-dades em termos de RH, IE e CT, Impactosnas áreas SE, MA, QV e AP e DefasagemTecnológica (GAP). Este último foi derivadoa partir da avaliação dos estágios de desen-volvimentos no país e no mundo, i.e., o quantofalta para alçar o degrau mundial.Para possibilitar uma interpretação maisabrangente, introduziram-se mais três carac-terísticas, derivadas das 5 anteriores, repre-sentando os graus de Relevância, de Viabili-dade e Potencial de cada tópico.

CONCLUSÕES

O método Delphi demonstrou ser uma pode-rosa ferramenta de prospecção, quais se-jam, anonimato, interação, retroalimentaçãocontrolada, e síntese das respostas de gru-po agregadas estatisticamente. Assim, utili-zando as ferramentas de estatística descri-tiva e estatística multivariada, foi possívelgerar os subsídios para

• hierarquizar todos os tópicos estuda-dos, considerando-se as necessidades futu-ras, econômica, social e ambiental;

• cobrir todos os assuntos relaciona-dos aos usos pacíficos da energia nuclearsem qualquer distinção a priori;

• obter indicadores de relevância paraos vários tópicos e identificar as lacunas denosso estágio de desenvolvimento em rela-ção ao estado da arte; e

• cobrir os aspectos exploratórios, re-ferentes às expectativas de transformaçãopercebidas pelos respondentes, e prever oshorizontes de realização para os mesmos [3].

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] - BUKOWITZ, W. R. and WILLIAMS, R.L., Manual de Gestão do Conhecimento, Por-to Alegre, Bookamn, 2002.[2] - Ziglio, E., The Delphi Method and itsContribution to Decision-Making, in Gazing intothe Oracle-The Delphi Method and itsApplication to Social Policy and Public Health,Edited by Michael Adler and Erio Ziglio, JessicaKingsley Publishers, London and Bristol,Pennsylvania, 1996.

[3] - BARROSO, A.C.O., and IMAKUMA, K.,Connecting past and future knowledge todevelop strategies for managing nuclearknowledge, J. Nuclear KnowledgeManagement, Vol.2, No 2, 154-168, 2006.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

MCT/PCI

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Montagem de um detector cintilador para oespectrômetro de multiesferas de Bonner do LN –

Laboratório de Nêutrons

Leandro Barbosa da Silveira Gatto e Evaldo Simões da FonsecaInstituto de Radioproteção e Dosimetria – IRD

INTRODUÇÃO

A medição de espectros de nêutrons é umaatividade complexa, mas fundamental paraauxiliar na determinação, por exemplo, dofator de calibração de monitores individuaispara nêutrons, e da função resposta demonitores de área nesses espectros. Um dosequipamentos mais usados para esse fim é oespectrômetro de multi-esferas de Bonner.Esse equipamento é constituído por esferasmaciças de polietileno de alta densidades comdiferentes diâmetros e de um detectorcintilador de LiI(Eu). Como o LN – Laboratóriode Nêutrons dispunha dos componentesnecessários, foi feito um projeto para montar2 novos detectores cintiladores, com auxíliodo grupo de engenharia mecânica e eletrônicado IRD – Instituto de Radioproteção eDosimetria. Para a montagem foramconstruídos dois invólucros de alumínio umpara cada detector. As dimensões doinvólucro pemitem que o cristal cintilador fiqueposicionado no centro de cada uma dasesferas de polietileno. No interior de cadaenvólucro foram montados o cristal cintiladorde LiI(Eu), a fotomultiplicadora, o soquetedo divisor de tensão e os conectores de sinal(tipo BNC) e alta tensão (tipo SHV). Concluídaa montagem foram feitos testes para avaliaro ponto de operação de cada um dos novosdetectores e sua resposta a um dos espectrosde referência do LN.

OBJETIVO

O espectrômetro de Bonner do LN apresentouproblemas em seu detector, devido ao longotempo de atividade (mais de 10 anos),inviabilizando seu uso. Sem esse equipamentoo LN perde sua capacidade de determinarespectros de nêutrons. Como o LN possuiaos componentes básicos do detector cintilador(fotomultiplicadora e cristal detector deLiI(Eu)), foi feito um projeto para construir etestar 2 novos detectores e retormar o usodo espectrômetro.

METODOLOGIA

No projeto para montagem dos novosdetectores foi feito inicialmente o cálculo emontagem do divisor de tensão.No equipamento original a corrente do divisorde tensão era reduzida, permitindo que otempo de uso do equipamento fosseextendido quando usado com baterias. Comoo LN usa o espectrômetro com uma fonte dealta tensão externa, foi possível nesse projetoaumentar a corrente no divisor de tensão demodo que a aumentar a intensidade dospulsos de saída da fotomultiplicadora. Parareduzir o ruído a fotomultiplicadora foipolaridade com alta tensão positiva. Naconstrução dos 2 detectores foram usadasfotomultiplicadoras marca: DARIO, tipo: 150AVP e soquetes de 12 pinos para montagemdo divisor de tensão. Para teste do divisorde tensão foi usado um cristal cintilador parafótons (NaI(Tl)). A fotomultiplicadora foirecoberta com fita preta para evitar entradade luz no fotocatodo.A parte externa do detector na qual estãomontados em seu interior o cristal de LiI(Eu),o guia de luz, a fotomultiplicadora e o soquetecom o divisor de tensão é de alumínio e foifabricada na oficina mecânica do IRD.A parte externa do detector tem dimensõescríticas pois tem que se encaixar em cadauma das esferas de polietileno. Quando aparte externa é encaixada o cristal cintiladorde Li(Eu) deve ficar no centro da esfera depolietileno. Na parte externa do detectortambém são montadas 2 peças onde sãocolocados os conectores de alta tensão (tipo:SHV) e de sinal (tipo BNC).

RESULTADOS

Concluída a montagem foram iniciados ostestes de sinal de cada um deles. Foi usadoo espectro de nêutrons de referênciaproduzido por uma fonte de AmBe de 1,85 x1011 Bq posicionada a 1 m do centrogeométrico do cristal cintilador. Para odetector 01 a tensão de operação foi de+1000 V. Sendo obtidos pulsos de –22 mV na

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saída da fotomultiplicadora. Na saída doamplificador os pulsos são bipolares comamplitude de 800 mV de pico a pico.Para o detector 02 a tensão de operação foide +900 V. Sendo obtidos pulsos de –35 mVna saída da fotomultiplicadora. Na saída doamplificador os pulsos são bipolares comamplitude de 1 V de pico a pico. A pequenadiferença na amplitude do sinal na saída doamplificador é decorrente da maiorsensibilidade do cristal de LiI(Eu) apresentadapelo detector 02. Essa diferança nãocompromete os resultados das medições.

CONCLUSÕES

Após os testes com o espectro de nêutronsde referência ficou demonstrado que os doisdetectores estão funcionando perfeitamente,permitindo que as medições de espectros denêutrons possam ser retomadas pelo LN.Esses novos detectores fazem parte de umprograma de capacitação técnica e melhoriada infraestrutura de medição do LN.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] A.V Alevra, H. Farrar IV, E.P. Lippincott,J.G., Willians, J.G. and D.W. Vehar. “Accurateneutron fluence measurements using Bonnerspheres”. Reactor Dosimetry ASTM STP 1228,p. 290-299, Eds. American Society for Testingand Materials, Philadelphia (1994).[2] R. M. Lemos Junior. “Medidas de espectrosde referência de nêutrons com oespectrômetro de multiesferas de Bonner”.Dissertação de Mestrado. Instituto deRadioproteção e Dosimetria. Rio de Janeiro.2004.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

MCT/PCI

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Avaliação radioecológica (variação espacial e temporal)dos microorganismos planctônicos na Represa das

Antas, Caldas – MG

Leilane Barbosa Ronqui e Heliana de Azevedo Gomes

Laboratório de Poços de Caldas – LAPOC

INTRODUÇÃO

A Bacia Hidrográfica do Ribeirão das Antasinicia-se na Represa das Antas (RA) que éum corpo aquático construído em 1982, coma finalidade de abastecimento de água paraa usina de beneficiamento de urânio daUnidade de Tratamento de Minério - IndústriasNucleares do Brasil (UTM-INB). Além dofornecimento de água para o processoindustrial, a RA também recebe efluentestratados da UTM-INB, procedentes dedrenagens ácidas geradas de pilhas derejeitos de minério de baixo teor de urânio(< 0,02%). A UTM-INB trata-se da primeiramina de extração e produção de concentradode urânio do Brasil e, atualmente, encontra-se em fase de descomissionamento. Sendoassim, nesta proposta de estudo foi realizadaa caracterização limnológica da RA, paraobtenção de diagnóstico da situação atualdo sistema, com base em um levantamentode dados de campo e de laboratório, denatureza multidisciplinar (físicos, químicos emicrobiológicos) com base em matrizes deágua e biota desse sistema aquático.

OBJETIVO

Este estudo pretende contribuir para oconhecimento desse ecossistema uma vezque, faltam informações acerca dacaracterização qualitativa e quantitativa dosprincipais componentes da rede tróficamicrobiana (algas, flagelados e ciliados), bemcomo a identificação em ambientes quesofrem impacto devido à mineração ebeneficiamento de urânio em regiõessubtropicais.

METODOLOGIA

Amostras na RA (nos pontos Cabprof.

= 1,5 m,P41

prof = 0,5 m, P14S

prof = 0,5 m e P14F

prof =

6,5 m ) foram coletadas durante o períodoseco - inverno (Julho 2006) e durante operíodo chuvoso - verão (Fevereiro 2007).

Para cada campanha de amostragem sazonal(seco – 07/19/06 e chuvoso – 02/28/07).Para cada dia, amostras foram conduzidasem quatro períodos do dia (6 h, 12 h, 18 h, e00 h) e submetidas a análises físicas, químicase microbiológicas. As análises físicas equímicas foram: pH, temperatura, OD,fluoreto, manganês, fosfato, sulfato, urânioe tório. Foram identificados e quantificadosos protozoários e o fitoflagelado planctônicoPeridinium sp. somente no período seco [1].A clorofila a [3], b e c também foramdeterminadas [4]. O índice de estado trófico(IET) foi calculado considerando-se somentea variável clorofila a [5].

RESULTADOS

Os valores de t ºC observados no presenteestudo eram esperados, apresentandoaumento, quando comparados período secoe chuvoso, assim os valores médiosobservados foram, respectivamente, 16,6 ±1,1 ºC(variando de 14,6 à 18,2 ºC) e 23,34± 1,4 ºC(variando de 21,0 à 26,9 ºC). NoP14 foi detectada estratificação térmica às0 h período seco e às 12 h período chuvoso.As variáveis químicas, durante períodochuvoso, foram observadas em amostras doP41 valores de zinco e sulfato acima doslimites previstos na legislação para águaClasse II. Valores de fluoreto obtidosapresentaram-se fora dos limites previstospela legislação em amostras dos pontos P41,P14S e P14F. Valores obtidos para analisesde urânio apresentaram dentro dos limitespermitidos pela CNEN. Baseado nos valoresdo (IET) [7] obtidos em amostras dos pontosCab, P41 e P14F, no período seco e chuvoso,estes foram classificados como: mesotrófico,mesotrófico e eutrófico, respectivamente.Somente as amostras do P14S apresentaram-se mesotróficas no período seco e oligo-mesotróficas no período chuvoso. De acordocom as variáveis biológicas, os pontos Cab eP14S apresentaram os maiores valores dedensidade de protozoários, sendo observadasà 0 h, enquanto que o P41 não apresentou

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oscilação nos valores de densidade ao longodo dia. Já para o Peridinium sp. os valores dedensidade obtidos para Cab apresentaramqueda ao longo do dia, enquanto que para oP41 e P14S os valores de densidadeapresentaram dois picos ao longo do dia, ouseja, um às 12 h e outro à 0 h (fig. 1). Emrelação aos valores de diversidade, pode-severificar que o principal efeito do lançamentode efluentes tratados da UTM na RA foi àredução na diversidade dos protozoáriosobservada no P41, P14S e P14F quandocomparado ao valor obtido no ponto Cab. Jáos menores valores tanto de biomassa quantode diversidade de protozoários foramobservados no P41, que recebe os efluentestratados da UTM-INB.

Figura 1. Valores de densidade doProtozooplancton (Prot) e Peridinium sp. (Peri)nos pontos ao longo do dia na RA

CONCLUSÃO

Parâmetros químicos indicaram falhas nosistema de tratamento de efluentes dessainstalação nuclear, evidenciando que sãolançados no P41, efluentes fora dos padrõesestabelecidos pela legislação para água daClasse II. Tais resultados estiveram de acordocom as análises biológicas, uma vez que oP41 apresentou a menor diversidade ebiomassa de protozoários, indicando possívelimpacto ambiental nesse ecossistema, devidoao lançamento de efluentes por essamineradora.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] E. MACCAULEY. The estimation of theabundance and biomass of zooplankton insamples. In: Dowing, J. 8, Higler, F. 8 Amannual on methods for the assessment ofsecondary productivity in freshwaters. 2° ed.Blackwell, Oxford. 228- 265 p. (IBP Handbook17) (1984).[2] E. P. ODUM. Ecología. Guanabara Koogan.Rio de Janeiro – RJ, 434pp (1998).[3] A.F.H. MARKER;, E.A. NUSCH; H. RAI & B.

RIEMANN. The measurement ofphotosynthetic pigments in freshwaters andstandardization of methods: conclusions andrecommendations. Arch. Hvdrobiol. Beih.Ergebn. Limnol. 14: 91-106p (1980).[4] S. W. JEFFREY & G. F. HUMPHREY. Newspectrophotometric equations for thedetermining of chlorophylls a, b, c1 and c2of higher plants, algae and naturalphytoplankton. Bioch. Physil, Pflanzen: 12:191-194p (1975).[5]R. E. CARLSON. A trophic state index forlakes. Limnol. Oceanogr., 22: 361 – 380(1977).

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

MCT/PCI e CNPq

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Aplicação do software Hydrus-1D no estudo dainfiltração de água em solos não-saturados

Luciano da Silva Veronesi; Alexandre P. de Oliveira e Daniela V. F. M. Rey SilvaLaboratório de Poços de Caldas – LAPOC

INTRODUÇÃO

A poluição dos solos e das águas subterrâ-neas é um problema crescente que envolvea aplicação de bilhões de dólares anualmen-te na remediação e reabilitação de áreas con-taminadas. A maioria dos problemas de po-luição de subsuperfície deriva das atividadesque envolvem a zona não-saturada, com-preendida entre a superfície do solo e a zonasaturada com água subterrânea. Desta for-ma, a zona não-saturada fornece as melho-res oportunidades para limitar ou impedir apoluição das águas subterrâneas. Uma vezque os contaminantes atingem as águas sub-terrâneas, a poluição é essencialmenteirreversível, ou somente poderá ser remedia-da com custos muito altos.

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho é o desenvolvi-mento de conhecimento na aplicação dosoftware HYDRUS-1D [1], que é de livre do-mínio, para a simulação computacional de pro-blemas unidimensionais de transporte de águae solutos em solos não-saturados visandofuturos estudos de contaminação em águassubterrâneas.

METODOLOGIA

A metodologia utilizada neste trabalho con-siste na simulação computacional de um pro-blema unidimensional de baixa complexidadede infiltração de água em solos não-saturados, através da aplicação do softwareHYDRUS-1D. O problema selecionado foi pro-posto no material fornecido em um mini-cur-so [2] oferecido em maio de 2006 pelo pes-quisador Dr. Martinus Th. van Genuchten.O HYDRUS-1D é um ambiente de modelagembaseada em Windows para análise de infil-tração de água e transporte de solutos emmeios porosos com saturação variável, e in-clui modelos unidimensionais em elementosfinitos para simulação do movimento de água,calor e múltiplos solutos nestes meios. O pa-

cote é assistido por uma interface gráficainterativa para o pré-processamento de da-dos, discretização do perfil de solo, e apre-sentação gráfica dos resultados.

RESULTADOS

O problema abordado neste trabalho repre-senta a infiltração de água num perfil de solode 1 m de profundidade. A infiltração ocorredurante o período de 1 dia, com condiçõesde contorno de 1 cm de pressão hidráulicaconstante na extremidade superior do perfilde solo, e drenagem livre na extremidadeoposta.Foram estudados os casos listados a seguirCASO 1: uma camada de 1 m de solo areno-so. CASO 2: uma camada de 1 m de soloargiloso. CASO 3: duas camadas de 0,5 mcada uma, sendo a superior de solo arenosoe a inferior de solo argiloso. CASO 4: duascamadas de 0,5 m cada uma, sendo a supe-rior de solo argiloso e a inferior de solo are-noso.A Figura 1.a-d apresenta os gráficos com ascurvas de pressão hidrostática ao longo dotempo para os CASOS 1-4 respectivamenteem pontos de observação à 20, 40, 60, 80 e100 cm de profundidade, representados nalegenda por N1 à N5. Observando as Figuras1.a e 1.b fica claro que o solo arenoso per-mite a infiltração de água de forma mais rá-pida do que o solo argiloso. Quando os doissolos são combinados pede-se perceber queo caso onde o solo argiloso é colocado sobreo arenoso (Figura 1.d) cria-se uma barreiraque retarda a infiltração. No caso inverso(Figura 1.c) observa-se um aumento da pres-são nos pontos de observação dentro do solosuperior.

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(a)

(b)

(c)

(d)

Figura 1 – (a) CASO 1; (b) CASO 2; (c) CASO 3;(d) CASO 4.

CONCLUSÕES

Este trabalho mostrou-se de grande ajudano aprendizado da utilização do softwareHYDRUS-1D e servirá de subsídio para futuros

trabalhos na pesquisa de contaminação desolos e águas subterrâneas.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Simunek, J., van Genuchten, M. Th.and Sejna, M., The HYDRUS-1D SoftwarePackage for Simulating the Movement ofWater, Heat, and Multiple Solutes in VariablySaturated Media, Version 3.0, HYDRUSSoftware Series 1, Department ofEnvironmental Sciences, University ofCalifornia at Riverside, Riverside, California,USA, 270 pp., 2005.[2] van Genuchten, M. Th., Principles andHands-on Modeling of Water Flow and SoluteTransport in Soils and Groundwater, 30-31de Maio de 2006, Poços de Caldas, MG, Brasil.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

MCT/PCI e CNPq

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Nanociências

Manoel José Mendes Pires e Waldemar Augusto de Almeida MacedoCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃO

As atividades de pesquisa em ciência dosmateriais e física da matéria condensada doLaboratório de Física Aplicada (LFA) do CDTNestão concentradas no projeto“Nanociências, Física de Superfícies eEspectroscopia Mössbauer”, que tem comoobjetivo estudar as correlações entre aspropriedades estruturais, eletrônicas emagnéticas de novos materiaisnanoestruturados, principalmente aquelesenvolvendo metais de transição 3dferromagnéticos de interesse para spintrônica.O projeto “Nanociências”, cujas atividadesestão aqui resumidas, envolve diferentesestudos no âmbito desse objetivo do LFA.Os principais estudos são baseados napreparação e caracterização experimental defilmes finos multicamadas apresentandoanisotropia de troca, ou exchange bias (EB),que podem ser divididos em quatro conjuntos:multicamadas Ni

xFe1-x

/FeMn, Fe/EuxPb

1-xTe,

Co/Fe(Ni)Mn e Fe/FeF2. Além desses sistemas

apresentando EB, outros quatro conjuntosde materiais magnéticos também foramestudados: filmes finos de ligas de Fe-Nidepositadas por sputtering sobre Si, ligas deGd

5(Si:Ge:Sn)

4, partículas finas de ferrita e

filmes multicamadas Co/SiO2.

OBJETIVO

A proposta de trabalho foi focada nainvestigação de propriedades físicasfundamentais, como estrutura de spins,anisotropias magnéticas e resposta dinâmicada magnetização, e suas inter-relações como efeito de EB através de sua amplacaracterização magnética e estrutural in situ

e ex situ por técnicas múltiplas. Buscou-seampliar os estudos iniciados com os sistemasde Ni

xFe1-x

/FeMn e Fe/EuTe e implantar linhasde investigação de outras bicamadas comEB.

METODOLOGIA

Filmes magnéticos finos e ultrafinos forampreparados por epitaxia por feixe molecular(MBE) em ultra alto vácuo (UHV) eevaporação catódica (sputtering) em altovácuo. Foram empregadas técnicas decaracterização in situ, como espectroscopiade fotoelétrons excitados por raios x (XPS),espectroscopia de elétrons Auger, difraçãode elétrons de baixa (LEED) e alta energia(RHEED), além de magnetometria por efeitoKerr magneto-ótico (MOKE, in situ e ex situ)e espectroscopia Mössbauer. A ênfase dosestudos está na correlação das propriedadesestruturais inferidas durante e após adeposição dos filmes com seu comportamentomagnético. Simulações numéricas realizadasnum contexto teórico conhecido comomicromagnetismo também foram empregadas,principalmente para a interpretação dosresultados de MOKE.

RESULTADOS

Quanto aos estudos principais do projeto,baseados em filmes finos multicamadasapresentando exchange bias (EB):- concluiu-se um trabalho de caracterizaçãoestrutural e magnética filmes deFeMn/Fe

xNi1

-x estabelecendo-se as condições

adequadas para a preparação de amostras epara a indução de EB;- os estudos de caracterização e preparaçãoda superfície de Eu

xPb

1-xTe para investigação

da ocorrência de EB no sistemaFe/Eu

xPb

1-xTe foram aprofundados;

- experimentos de deposição de multicamadasde Co/Fe(Ni)Mn foram realizadas iniciando-se um novo estudo de sistema com EB,estabeleceu-se um procedimento parapreparação de substratos de MgO para adeposição das amostras e busca-se pelascondições de crescimento epitaxial dascamadas metálicas; e- foram feitos estudos preliminares com umfilme fino de FeF

2 que sofreu implantação de

57Fe com o objetivo de investigar a formação

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de partículas ferromagnéticas no material econseqüentemente a indução de EB.Bicamadas de Fe/FeF

2 também foram

estudadas.Em relação aos outros materiais magnéticosinvestigados, dois novos estudos foraminiciados, um sobre partículas finas de ferritaspor ressonância magnética eletrônica, e outrode ligas de Gd

5(Si:Ge:Sn)

4 por XPS e

espectroscopia Mössbauer. Foi dadoprosseguimento ao estudo de filmes de Fe-Nidepositados por sputtering que apresentamanisotropia magnética perpendicular, econcluiu-se um estudo de filmes multicamadasde Co/SiO2.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

PIRES, M. J. M.; DENARDIN, J. C.; DIMITRU,I.; SPINU, L. Ferromagnetic resonance studiesin Co/SiO2 multilayers. Applied SurfaceSicence. Data da decisão 01/06/2007.Artigos submetidos para publicação:PIRES, M. J. P.; DE OLIVEIRA JR., R. B.;MARTINS, M. D.; ARDISSON, J. D.; MACEDO,W. A. A. In-plane magnetic anisotropies inNi/FeMn and Ni90Fe10/FeMn exchange biasedbilayers. Journal of Physics and Chemistry ofSolids. Submissão 06/02/2007 (PCS-D-07-00094).MACEDO, W. A. A.; MARTINS, M. D.; PIRES,M. J. M.; DE OLIVEIRA JR., R. B.; POMBO, C.J. S. M.; NUNES, W. C.; KNOBEL, M.; RAPPL,P. H. O.; MOTISUKE, P. Exchange bias in Feon the antiferromagnetic semiconductor EuTe.Journal of Applied Physics. Submissão 14/05/2007 (JR07-2110).Trabalhos apresentados em conferências:PIRES, M. J. P.; DE OLIVEIRA JR., R. B.;MARTINS, M. D.; ARDISSON, J. D.; MACEDO,W. A. A. Anisotropias magnéticas no planoem filmes finos de FeMn/FexNi1-x. XXXEncontro Nacional de Física da MatériaCondensada, 2007, São Lourenço.PIRES, M. J. M.; DENARDIN, J. C.; DIMITRU,I.; SPINU, L. Ferromagnetic resonance studiesin Co/SiO2 multilayers. 13th InternationalConference on Solid Films and Surfaces,2006, Bariloche.GUMARÃES, A. O., MANSANARES, A. M.;CARVALHO, A. M. G.; GAMA, S.; ALVES, C.S.; COELHO, A.A.; TEDESCO, J. C. G.; PIRES,M. J. M.; DA SILVA, E. C. Investigation ofthe acoustically detected magnetocaloriceffect in Gd and a Gd5Ge2Si2 alloy. 14thInternational Conference on Photoacousticand Photothermal Phenomena, 2007, Cairo.Trabalho a ser apresentado em congresso:PIRES, M. J. P.; NUNES, W.; DE OLIVEIRA JR.,R. B.; MARTINS, M. D.; PANIAGO, R.; POMBO,

C. J. S. M.; ARDISSON, RAPPL, P.; MOTISUKE,P.; J. D.; MACEDO, W. A. A. Investigation ofexchange bias in Fe/EuTe(111) bilayers,2007, VIII Latin American Workshop onMagnetism, Magnetic Materials and theirApplications (12-16/08/07).

CONCLUSÕES

Além da continuidade de estudos decorrelações entre propriedades estruturais emagnéticas de filmes multicamadasapresentando exchange bias (Fe/FeF2, FeMn/FexNi1-x e Fe/EuxPb1-xTe), foramintroduzidas novas linhas de investigação desistemas que ainda não haviam sido estudadosno LFA (multicamadas de Co/Fe(Ni)Mn e Co/SiO2, e ligas de Gd5(Si:Ge:Sn)4).

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MCT/PCI

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Caracterização de qualidades de feixes de raios-X parauso em radiologia odontológica

Maria da Conceição de F. Fragoso, Mércia L. Oliveira e Marcus Aurélio P. dos SantosCentro Nacional de Ciências Nucleares – CRCN-NE

INTRODUÇÃO

A busca por padronização de feixes de radi-ação utilizados em radiologia, quer para es-tabelecer características, aspectos ou pro-priedades de equipamentos, quer paradisponibilizar feixes de radiação para fins deestudos físicos ou médicos, tem conduzidolaboratórios de metrologia a oferecer sériesde condições de irradiações bem definidas,comumente chamadas de qualidades de ra-diação.A qualidade de um feixe de raios-X pode serespecificada em termos de seu espectro oude suas características de atenuação no meiode referência. Os espectros de raios-X po-dem ser obtidos diretamente por meio de sis-temas de espectrometria.Em radiologia, o conhecimento do espectrode raios-X é necessário para se entender osvários estágios da produção de uma imagemdiagnóstica, com o objetivo de reduzir a dosepara o paciente e otimizar a qualidade daimagem [1]. Têm sido desenvolvidas nos úl-timos anos técnicas para determinação deespectros de raios-X utilizando-se detectoresde germânio [2] e outros detectores de es-tado sólido [3,4].Conjuntos de qualidades de feixes raios-X têmsido caracterizados e padronizados em di-versos campos de aplicação da radiaçãoionizante, tais como radioproteção, radiote-rapia e radiologia [5]. Porém, no campo deradiologia, pouca ênfase é dada na áreaodontológica. Busca-se, neste contexto, so-mar aos conjuntos de qualidades de feixesde radiação já existentes uma série para uti-lização em tal área.

OBJETIVO

O objetivo geral deste trabalho é caracteri-zar qualidades de feixes de raios-X para uti-lização no campo da radiologia odontológica.Os objetivos específicos para esta etapa dotrabalho foram:

• Determinar a filtração inerente do sis-tema odontológico com kV e mA variáveis

desenvolvido no CRCN;• Realizar estudo de medidas de cama-

da semi-redutora (CSR) em aparelhos de rai-os X odontológicos comerciais e no sistemaodontológico variável;

• Avaliar os espectros obtidos no sis-tema odontológico variável e nos aparelhosde raios-x odontológicos comerciais para de-terminação do kVp.

METODOLOGIA

A filtração inerente do sistema odontológicovariável foi obtida a partir de medidas de CSR,sem filtração adicional, conforme descrito naliteratura [7,8]. Foi utilizado o sistema demedidas da Radcal constituído por uma câ-mara de ionização cilíndrica, não selada, com6cm3 de volume sensível, modelo 10X5-6,um conversor (pré-amplificador), modelo9060, e um eletrômetro, modelo 9015.A partir dos equipamentos odontológicos co-merciais (dois Rhos de 80 kVp e um DabiAtlante de 70kVp) foram obtidas as CSRs uti-lizando o sistema de medidas descrito ante-riormente com a câmara de ionizaçãoposicionada a uma distância foco-câmara(DFC) de 100 cm e com a distância distânciafoco-filtro (DFF) de 50 cm. As filtrações adi-cionais medidas dos equipamentos foram:1,012mmAl para o Rhos 1; 1,019mmAl para oRhos 2 e 0,724mmAl para o Dabi Atlante.A etapa seguinte foi a realização de daespectrometria no equipamento de raios-Xvariável e nos equipamentos odontológicoscomerciais. Para tal, foi utilizado um sistemaespectrométrico da Amptek constituído deum detector de CdTe, modelo XR-100T, dedimensões 3x3x1mm3, um amplificador e fon-te, modelo PX2T, um analisador multicanal,modelo MCA8000A com software de aquisi-ção de dados e pinhole de chumbo. Os es-pectros foram obtidos a uma distância foco-detector (DFD) de 2 metros com filtraçãoadicional de 2,5mmAl. Foi realizada uma com-paração entre os espectros dos equipamen-tos sem o procedimento de correção(stripping) para determinar o valor máximo

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da tensão aplicada ao tubo.

RESULTADOS

A filtração inerente obtida no sistemaodontológico variável, através da análise daCSR sem filtração adicional, foi de 1,21mmAl.Os valores determinados para a 1a e 2a CSRdos equipamentos comerciais foram, respec-tivamente: 1,23 e 2,73mmAl para o DabiAtlante; 1,18 e 2,92mmAl para o Rhos 1, e1,19 e 2,88mmAl para o Rhos 2.Os valores de kVp, obtidos através dos es-pectros, para equipamentos foram 49,17kVp (Dabi Atlante); 50,71 kVp (Rhos 1);50,12 (Rhos 2). Quando ajustado para umatensão nominal de 50 kVp, o aparelho de rai-os-X variável apresentou um valor de kVpmedido de 50,36 kVp.

CONCLUSÕES

Embora exista uma diferença entre o valornominal do kVp dos aparelhos comerciais (doisde 80kVp e um de 70kVp), não há uma mu-dança significativa nos valores das CSRs, in-dicando que eles possuem o mesmo poder depenetração.Os espectros encontrados nos raios-Xodontológicos apresentaram boa concordân-cia. Obteve-se resultados satisfatórios no quediz respeito ao equipamento de raios-X vari-ável que conseguiu reproduzir as caracterís-ticas dos aparelhos odontológicos comerci-ais.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Potiens, M. P. A. Metodologia dosimétricae sistema de referência para radiação X níveldiagnóstico. Tese (Doutoramento)–IPEN/USP,SãoPaulo,1999.[2] Souza, K. C. Espectros e qualidades deraios-X para uso em radiodiagnóstico ecalibração de equipamentos. Dissertação(Mestrado) – UFRJ, Rio de Janeiro, 1996.[3] Hudson, L. T.; Deslattes, R. D.; Hennis,A.; Chantler, C. T.; Kessler, E. G.; Schweppe,J. E. Curved crystal spectrometer for energycalibration and spectral characterization ofmammographic X-ray sources. Med. Phys.,23(10), pp. 1659-1670, 1996.[4] Terini, R. A.; Costa, P. R.; Furquim, T. A.C.; Herdade, S. B. Measurements of discreteand continuos X-ray spectra with aphotodiode at room temperature. Appl.Radiat. Isotopes, 50(2), pp. 343-353, 1999.[5] Deustsches Institut Für Normunge – (DIN).Strahlenqualitaten für messunger in derradiologischen technik, DIN 6872 (V., Beuth

Verlag GmbH, Berlim 30), 1983.[6] International Organization forStandardization - ISO. X and GammaReference Radiations for CalibratingDosemeters and Doserate Meters andDetermining their Response as Function ofPhoton Energy. Part 1: RadiationCharacteristics and Production Methods. ISO4037-1, 1996.[7] Taylor, L. S. Physical Foundations ofRadiology, 2nd Edition, Chapter XII, Table 7,pp 227-57, 1959.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

MCT/PCI

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Controle de qualidade de sistemas de medição deradionuclídeos

Maria Ester Souza Tiecher, José Ubiratan Delgado e Carlos José da Silva

INTRODUÇÃO

O Instituto de Radioproteção e Dosimetria(IRD) é a instituição responsável pelametrologia das radiações ionizantes atravésdo Laboratório Nacional de Metrologia dasRadiações Ionizantes (LNMRI). Como labora-tório designado pelo INMETRO para as gran-dezas relacionadas às radiações ionizantes éresponsável pela guarda, rastreabilidade e dis-seminação dos padrões nacionais. Compon-do o LNMRI, temos o Serviço de Metrologiade Radionuclídeos-SEMRA, que desenvolvetrabalhos na área de metrologia deradionuclídeos e busca desenvolvermetodologias para a garantia da qualidadedas medições. Recentemente, o laboratórioadquiriu uma câmara de ionização tiporeentrante, a qual é acoplada a umeletrômetro digital Keithley 6517A. A mesmadeverá ser utilizada como sistema de refe-rência do laboratório de radionuclídeos, pos-sibilitando a aquisição de dados de formasemi-automática.Para tal implementação, estudos detalhadosestão sendo realizados para garantir a esta-bilidade do sistema, bem como a exatidãodas medições. Dentre estes estudos, estásendo feito um acompanhamento de: esta-bilidade a curto e médio prazo com fonte deRa-226; linearidade de escala do eletrômetro;dependência energética da câmara deionização; dependência geométrica; e deter-minação dos fatores de calibração para 241Am,133Ba, 131I, 67Ga, 57Co, 60Co, 137Cs e 152Eu.Para cada um destes radionuclídeos será de-terminada a incerteza de medição, utilizan-do-se padrões radioativos calibrados no sis-tema de coincidência 4 pß-g, rastreados aosistema internacional de referência (SIR) deemissores gama do Bureau Internacional dePesos e Medidas (BIPM).

OBJETIVO

Este projeto tem por objetivo determinar fa-tores de calibração para padronização de di-ferentes soluções radioativas emissoras gama

em geometria de ampola de vidro, levando-se em conta o estudo de estabilidade do sis-tema e de dependência energética da câma-ra de ionização em médio prazo (1 a 2 anos).

METODOLOGIA

O sistema de medição de radionuclídeos écomposto pelos seguintes equipamentos:câmara de ionização tipo poço Centronic mo-delo IG-11; eletrômetro Keitlhey modelo6517A e soluções radioativas em ampolas devidro.Como etapa inicial, foi realizado um estudoda estabilidade do sistema tomando como re-ferência a corrente produzida por uma fontede 226Ra, que foi utilizado por possuir meia-vida longa.A metodologia utilizada para verificação daestabilidade do sistema foi:

- 6 medições de background (BG) com tem-po de 600 s na escala de 20 nC.

- 6 medições da fonte de 226Ra com tempode 120s na escala de 20 nC.

As medições foram realizadas 2 vezes,totalizando 12 medições de 226Ra e 12 medi-ções de BG, em cada dia.Após a verificação da estabilidade do siste-ma foi realizada a determinação dos fatoresde calibração dos seguintes radionuclídeos:131I, 60Co, 152Eu, 133Ba e 137Cs.A metodologia empregada para a determina-ção do fator de calibração foi:

- metodologia da estabilidade do sistema;

- 2 sequências de 21 medições de cada am-pola do radionuclídeo, com tempos variandode 60 s a 3000 s, na escala de 20 nC ou 200nC, dependendo da atividade da fonte.Os dados coletados nas medições eram lan-çados em uma planilha para realização doscálculos do fator de calibração, bem comoestimativa das incertezas associadas.Para maior confiabilidade nas medições fo-

Instituto de Radioproteção e Dosimetria – IRD

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ram realizadas comparações internas no Ser-viço.

RESULTADOS

Os resultados das correntes produzidas nasmedições da amostra de 226Ra (I

Ra) são apre-

sentados na Figura 1.

Figura 1. Estabilidade do SistemaA incerteza associada é de 1% (k=2)

Utilizando o sistema de calibração deradionuclídeos, os seguintes fatores decalibração foram determinados: 133Ba -1,90320E-17 (A/Bq),152Eu - 4,6665E-17(A/Bq), 137Cs - 2,2990E-17(A/Bq), 60Co –8,78015E-17(A/Bq), 131I – 1,66122E-17(A/Bq)e 57Co – 9,88397E-18 (A/Bq).A Tabela 1 apresenta o resultado da compa-ração interna em duas câmaras de ionização.

TABELA1 – Resultados da Comparação

CONCLUSÕES

Pelos resultados apresentados pode-se veri-ficar:- a estabilidade do sistema de calibração,com uma flutuação na corrente produzidapela fonte e 226Ra de 0,4%;- os fatores de calibração determinados pelosistema apresentam incertezas de no máxi-mo 2%, com fator de abrangência k=2.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] M.S.Dias, “Calibração de um Sistema deCâmara de Ionização de poço 4p? para me-

dida de atividade de radionuclídeos”, Disser-tação e tese – IEA 087, Novembro/1978.[2] NCRP Report no 58, A Handbook ofRadioactivity Measurements Procedures,1985.[3] P.K.Srivastava, Medical PhysicsBulletin,”High Pressure Re-entrant TypeIonization Chamber as a Secondary StandardInstrument”, 4/1979.[4] A. Ritz, “The International ReferenceSystem for Activity Measurement of ?-rayEmitting Nuclides”. Int. J. Appl. Radiat. Isot.,1983.[5] K. Kleinknechet, Detection particleradiation, Cambridge University, 1984.[6] W. B. Mann, A. Ritz, A. Spernol,“Radioactivity Measurements – Principles andPractice, Pergamon Press, (1991).

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

MCT/PCI

Radion.Ativ.(kBq/g)

IG11-3Ativ.(kBq/g) IG12

Desvio (%)

133Ba 15,808 15,7630,28

152Eu 11,251 11,2450,05

137Cs 12,428 12,5661,09

60Co 11,982 12,091 0,90

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Estimativa das propriedades hidrológicas dos solos apartir de agrupamentos baseados na semelhança da

estrutura porosa

Marta Vasconcelos Ottoni, Elizabeth May Braga Dulley Pontedeiro e Paulo RobertoCruz

Comissão Nacional de Energia Nuclear – CNEN

INTRODUÇÃO

No Brasil, bem como em outros países, acontaminação do solo e água proveniente dosdepósitos de rejeitos industriais contendoradionuclídeos naturais, tem sido um eventofrequente e preocupante. Isso requer, dentreoutros fatores, a atuação de órgãosgovernamentais afins que impeçam ouminimizem a propagação desse impactoambiental. A CNEN, através da DIMAP(Divisão de Matérias Primas e Minerais), temcomo uma das tarefas avaliar e controlar ascondições de segurança radiológica dessasáreas de depósitos das instalações minero-industriais com U e Th associados, tendo emvista sua adequação às diretrizes fixadas nanorma CNEN-NE-4.01. Vultosos investimentosnos EUA foram realizados para odesenvolvimento de modelos matemáticos quesimulam a transferência da carga de poluentesradioativos nos terrenos, sendo estescomumente utilizados no nosso país. Estesmodelos requerem, previamente, oconhecimento de propriedades hidrológicasdos solos, que são grandezas de difícilmensuração. De modo geral, as estimativasde tais parâmetros são realizadas a partir deinformações pouco precisas. Além disso, ametodologia para determinar esses atributoshidrológicos se baseia em estudos envolvendocaracterísticas pedológicas muito distintasdas encontradas no Brasil. Assim, éreconhecido que tais modelos sub ou superestimem o transporte de contaminantes nosterrenos brasileiros, o que pode resultar emincorretas tomadas de decisões por parte dosresponsáveis pelas instalações.

OBJETIVO

Neste trabalho propõe-se uma metodologiaabrangente de agrupamento de solos, visandoa predição das propriedades hidrológicas dosmesmos, tendo em vista minimizar os errosde simulação dos fluxos de contaminantesradioativos nos terrenos.

METODOLOGIA

A metodologia se baseia no agrupamento deamostras que apresentam estrutura porosasemelhante entre si. Justifica-se estaproposta pelo fato do arranjo dos vazios estarfortemente relacionado com as grandezashidrológicas dos solos, cujas estimativas sãousualmente feitas a partir de outros atributospedológicos mais facilmente disponíveis noslevantamentos das terras. Esta relação, entrea variável predita e aquelas preditoras, Bouma[1] denominou como função depedotransferência – FPT. Neste estudo,considera-se solos estruturalmentesemelhantes aqueles que apresentamsimilaridades entre as curvas de retenção dear, estas obtidas pela subtração daporosidade total ( ), pelas diferentes umidadescorrespondentes a variados níveis de sucção.Propõe-se que esses agrupamentos de solos,aqui chamados de famílias estruturais, sejamobtidos pela definição da ordem do solo,caracterizada pela diferença entre e , sendoa umidade residual [2], bem como pelaposição da amostra no triângulo quedenominamos triângulo estrutural (Figura 1),cujas escalas dos lados são definidas por 1-W6, W33 e W6-W33, onde W6 e W33 são,respectivamente, os conteúdos efetivos deágua nas sucções de 6kPa e 33 kPa. Pelaproposta, cada ordem agrega 9 famílias (deA a I), segundo a Figura 1.

Figura 1 – Triângulo Estrutural

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Assim, de posse de uma ampla e abrangentebase de dados e considerando a metodologiaacima, prevê-se a formação de um grandenúmero de famílias estruturais, devendo cadauma conter um razoável quantitativo deamostras. Com isso, torna-se possível odesenvolvimento de correspondentes FPTsdas propriedades hidrológicas, segundo taisagrupamentos de solos.Neste trabalho, foram selecionados 838amostras de solos nacionais [3], sendo todasclassificadas nas suas correspondentesfamílias estruturais. Amostras agrupadasnuma mesma família foram avaliadas quantoàs similaridades na sua estrutura porosa, aquicaracterizada pelas curvas de retenção dear.

RESULTADOS

A classificação das 838 amostras resultouem 15 ordens, cada uma podendo conter,teoricamente, 9 famílias estruturais. Dosagrupamentos formados, a família 8D (ordem8 e família D) foi selecionada para avaliaçãodo comportamento das curvas de retençãode ar dos solos alocados neste grupo, sendoestas apresentadas na Figura 2. Pela análisedesta percebe-se forte paralelismo entre ascurvas, reforçando a existência de parentescona estrutura porosa daqueles solos. Essemesmo comportamento foi constatado nasdemais famílias formadas. Com este resultado,prevê-se que as FPTs por família sejameficientes preditoras das propriedadeshidrológicas.

Figura 2 – Curvas de retenção de ar dos solosda Família 8D

CONCLUSÕES

A proposta deste trabalho é promissoraquanto ao agrupamento de solosestruturalmente similares, podendo esta seruma útil ferramenta na quantificação dosparâmetros hidrológicos dos solos utilizadana modelagem do fluxo de contaminantes.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Bouma, J. (1989). Using soil survey datafor quantitative land evaluation. Advancesin Soil Science 9: 177–213.[2] Van Genuchten, M.Th., 1980. A closed-form equation for predicting the hydraulicconductivity of unsaturated soils. Soil. Sci.Soc. Am. J., V. 44, pp. 891-898.[3] Tomasella, J., Pachepsky, Ya., Crestana,S. e Rawls, W. J., 2003. Comparison of TwoTechniques to Develop PedotransferFunctions for Water Retention. Soil Sci. Soc.Am. J. 67:1085–1092.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

MCT/PCI

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Ocorrência e flutuações de Acidithiobacillus ferrooxidans

e de Acidithiobacillus thiooxidans em efluentes de minade urânio, Caldas, MG

Michelle Burato de Campos e Heliana de Azevedo GomesLaboratório de Poços de Caldas- LAPOC

INTRODUÇÃO

O local onde foi realizado o presente estudofaz parte dos corpos minerados da jazida deurânio, situada no município de Caldas, regiãoSul do Estado de Minas Gerais. Essa jazidafoi explorada comercialmente na Unidade deTratamento de Minérios (UTM), pela extintaEmpresas Nucleares Brasileiras S/A [2]. Osminérios sulfetados em mineradoras podemcausar sérios problemas ambientais.Poluentes, tais como metais pesados, sãomobilizados por bactérias lixiviantes e podemser introduzidos no solo e no lençol freático[5]. Os Acidithiobacillus ferrooxidans (A. f.)e Acidithiobacillus thiooxidans (A. t.) sãoconsiderados os microorganismos maisimportantes na dissolução de metaissulfetados. Para que ocorra a lixiviaçãobacteriana de minérios de urânio, a condiçãofundamental é a presença de sulfetosmetálicos como a pirita (FeS

2) associada ao

minério, a qual ocorre no minério e bota-forasda UTM-INB.

OBJETIVO

O presente estudo foi realizado visando:determinar a ocorrência e as flutuações daspopulações de A. f, A. t.; e verificar ascorrelações entre variáveis bióticas eabióticas em amostras de efluente de minade urânio-UTM.

METODOLOGIA

Amostras procedentes de todos os pontosde coleta avaliados neste estudo foramtomadas mensalmente na UTM, durante operíodo de janeiro a junho de 2006, totalizando54 amostras avaliadas ao longo deste estudo.Amostras foram coletadas no período matutinoem nove pontos (BS, CM, D3, 25, 27, 32, 41,75 e 76). Variáveis físicas e químicasavaliadas: potencial hidrogeniônico, potencialde óxido redução, Fe2+ e Fe3+. Variáveismicrobiológicas avaliadas: contagem de A.t.,

A. f.

RESULTADOS

Os resultados obtidos concordaram com oesperado, uma vez que, o pH ótimo decrescimento da A. f. é aproximadamente 2,0ocorrendo porém crescimento numa faixa de1,2 a 4,0 [3, 6 e 4]. O ponto BS apresentouo maior valor médio (41 NMP/g) de contagempara A. t. durante o período estudado. Alemdisso, 4 pontos de amostragem apresentaramfreqüência de ocorrência para A. t. de 50 %ou acima deste (CM, D3, 75 e BS), enquantoque, somente 3 pontos de amostragemapresentaram valores de freqüência deocorrência de 50 % ou acima deste para A.f. (CM, D3 e BS). Os resultados de correlaçãoobtidos para pH e potencial de óxido-reduçãoem relação a incidência de A. f. e A. t. eramesperados e estão de acordo com aliteratura, uma vez que pouca participaçãobacteriana na oxidação da pirita deveráocorrer para valores de pH neutro a alcalino,enquanto que, valores de potencial redox de+ 340 mV a + 540 mV têm sido encontradosdurante extração de urânio, na presença deAcidihiobacillus oxidante de ferro [1]. Osbaixos valores obtidos para íon ferroso nopresente estudo podem ter influenciado aocorrência de A. f. Dentre as amostras líquidasprocedentes da UTM e analisadas no presenteestudo a maior freqüência de A. f. foiobservada no ponto D3 que apresentou omaior valor médio de íon ferroso (11 mg/l)(Tabela 1).

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Tabela. 1 Valores médios obtidos para variáveisquímicas e microbiológicas nas amostras da UTM

(-) = valores não avaliados N = 6

CONCLUSÕES

As populações de bactérias A. f. e A. t.

apresentaram variação sazonal, tantoquantitativamente como em relação à suaincidência nos diferentes pontos de coletaavaliados. As espécie A. t. apresentou paraa maior parte dos pontos de coleta, incidênciamaior ou igual à observada para espécie A. f.

sendo portanto, considerado dentre esses,o microrganismo dominante neste ambiente.Dentre os pontos de amostragem na interfaceUTM-ambiente, os pontos 25 e 76 foramconsiderados mais susceptíveis à drenagemácida de mina e a atividade de bactériasenvolvidas na biolixiviação de metais. Ocomportamento sazonal relativo de algumasvariáveis, quando avaliados simultaneamentemostraram que, os altos valores de Eh, osbaixos valores de pH, a detecção das maioresporcentagens de incidência e os maioresvalores de contagens de A. f. e A. t.,observados nos pontos CM, D3, 75 e BSindicaram que, esses são os principais locaisde ocorrência de drenagem ácida de mina eação de bactérias biolixiviantes na UTM edevem ser considerados pontos críticos,frente a uma possível ação dedescomissionamento.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

1. EVANGELOU, V.P. & ZHANG, Y.L. CriticalReviews Environmental Science Technology,1995. 25(2): 141-199.2. GARCIA, Jr. O. Campinas, UNICAMP, 1989.261 p. (Tese de Doutorado).

3. GOLOMZIK, A.I. & IVANOV, V.I.Mikrobiologyia, 34: 465-468, 1965.4.PIOVOVAROVA, T.A. & GOLOVACHEGA, R.SIn: Karavaiko, S.N. & Groudev, S.N. (eds.).Biogeotechnology of metals. Proceedings ofInternational Seminar and Training Course(Moscow and Sofia, 1982). United NationsEnvironment Programme (UNEP), Centre ofInternational Projects - GKNT, Moscow, p.27-55. 1985.5. SCHIPPERS, A.; HALLMANN, R.; WENTZIEN,S.; SAND, W. Applied EnvirimentalMicrobiology. 61 (8): 2930-35, August. 1995.6. TUOVINEN, O. H.; & KELLY, D. P. ArchivesMicrobiology, 88: 285-98, 1973.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

MCT/ITI e CNPq

Pontos pHEh

(mV)

Fe2+

(mg/l)

Fe3+

(mg/l)

A. f

(NMP/ml)

A. t

(NMP/ml)

A. f

(%)

A. t

(%)

CM 3,2 544,2 2,0 0,3 7,8 0,7 5050

D3 3,7 465,8 11 1,0 8,3 14,0 33,266,4

25 5,7 307,1 0,1 0,1 0,3 0,6 33,233,2

27 4,2 317,9 0,1 0,2 0,3 0,9 16,6 16.6

32 9,0 192,3 0,1 0,2 0,3 0,6 16,633.2

41 7,0 225,4 1,0 0,4 0,3 2,0 16,633,2

75 3,4 470,0 0,6 0,2 0,6 3,0 66,4 66,4

76 5,6 269,5 0,4 0,2 0,3 1,0 33,2 33,2

BS 4,9 492,6 - - 0,3 41,0 66,4 66,4

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Marcação de compostos orgânicos e avaliação deunidades de separação água/óleo em efluentes

industriais pelo método de traçadores radioativos

Renê Landim de Oliveira e Luis Eduardo Barreira Brandão

Instituto de Energia nuclear - IEN

INTRODUÇÃO

A possibilidade de avaliar uma unidade de se-paração água/óleo através deradiotraçadores é um dos motivos pelo quala marcação de compostos orgânicos se fazinteressante. Este processo se baseia natransferência do 123I para as duplas ligaçõesdo óleo.A técnica permite a medida em simultâneodo perfil de deslocamento da fase aquosa(água marcada com 82Br) e da fase orgânica(óleo marcado com 123I) empregando-sedetetores cintiladores (NaI 2X2”). O estudofoi realizado em duas etapas: a primeira ondeforam levantados os parâmetros técnicos paradefinição do sistema de medida (calibração/colimação/posicionamento dos detetores) etambém a seleção dos traçadores radioati-vos adequados para cada uma das fases;uma segunda etapa onde foram efetuadasmedidas experimentais no tanque de separa-ção de fases instalado no laboratório deradiotraçadores do Instituto de EngenhariaNuclear.

OBJETIVO

Apresentar metodologia para avaliação de uni-dades de tratamento de efluentes líquidosespecificamente a separação água/óleo vi-sando o aprimoramento de técnicas que pos-sibilitem o lançamento no meio ambiente deefluentes adequadamente tratados.

METODOLOGIA

Através de oxidação com iodato de potás-sio, foi permitido obter o iodo na forma cátion(+I) que em solução aquosa e meio ácidoforma o monocloreto de iodo (ICl), o qual seliga às duplas ligações do óleo.Foram também usadas as Funções Distribui-ção do Tempo de Residência – RTD, que re-laciona parâmetros estatísticos ao perfil dodeslocamento do material marcado pela uni-dade (Brandão, 2001).

E (t) - Função Distribuição do Tempo deResidência RTD.Cint

(t) - Estimulo de entrada (injeção dotraçador)Cout

(t) - Resposta da unidade (registradano detetor cintilador).

O tanque de separação tem formato retan-gular, confeccionado todo em acrílico é com-posto por dois compartimentos independen-tes que se comunicam por meio de uma aber-tura na borda superior. O primeiro comparti-mento, por onde a unidade é alimentada, éonde ocorre a mistura prévia da água com oóleo. O segundo compartimento do tanque éa região onde o processo de separação dasfases orgânica e aquosa ocorre e correspondea maior porção da unidade de separação. Tem(100 x 40 x 30) cm e é dividido em duascâmaras independentes que se comunicampor meio de uma chicana dupla. Nessa pri-meira câmara ocorre a maior parte daaglutinação do óleo e na segunda câmara,existe uma chicana simples antes da saídada unidade.Dois detetores cintiladores NaI (2 x 2“) fo-ram empregados com a finalidade de monitoraro processo de separação água-óleo. Todosos experimentos foram realizados conside-rando-se uma mistura de 85 % de água e 15% de óleo e vazão de alimentação do tanqueconstante e igual a 2,0 l/min.

RESULTADOS

Os resultados da parte de marcação do óleoatravés do ICl foram avaliados de acordo coma proporcionalidade entre a área e a quan-tidade de material radioativo. Das diversasetapas, cada uma teve as suas atividadesmedidas, inclusive a amostra inicial, a qualfornecia o 100% de atividade no processo.Para o óleo final onde se pôde avaliar a efici-

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ência da marcação a percentagem de radia-ção fica em torno de 80%.Na avaliação das unidades de separação defases, foram realizados experimentos inde-pendentes para cada uma das fases demons-trando que a fase aquosa desloca-se pelaunidade em direção a saída sem ficar retidana região de aglutinação. Já para a fase or-gânica, os dados mostram que nos primeiros15 minutos há um aumento na intensidadedo sinal indicando que o óleo marcado com123I esta se movimentando em direção a re-gião de aglutinação. Vide gráfico.

Em outro experimento as mesmas condiçõesoperacionais foram repetidas com o sinal sen-do registrado pelo detetor posicionado nasaída da fase aquosa, o qual começa a serregistrado 8 minutos após a injeção e atingeo máximo em torno de 26 minutos e decaindolentamente ate atingir o nível da radiação defundo. Gráfico abaixo.

CONCLUSÕES

Como mostrado nos diferentes experimentos,os sinais registrados pelos detetorescintiladores na saída da unidade permitemestudar-se a real condição de operação deuma unidade de separação água/óleo. A prin-cipal vantagem do método é sua versatilida-de para a aplicação nas mais diversas indús-trias.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

1 - VOGEL, Arthur I.: A text-book ofQuantitative Inorganic Analysis: Teory andpratice. Second edition. Chapter III, 122, p

0 20 40 60 80 100 120

Tempo ( m )

0.0E+0

1.0E-4

2.0E-4

3.0E-4

4.0E-4

E (

t )

Fase Aquosa

Fase Orgânica

358-360.2 - BRANDÃO, LUIS. E. B. Otimização deUnidades de Tratamento de Águas ResiduaisUrbanas e Industriais Empregando TraçadoresRadioativosTese Doutorado. COPPE/UFRJ2001.3 - DANKWERTS, P.V. Continuous FlowSystems Distributions of Residence TimesChem. Eng. Sc. v. 12, n. 1, p 1-18, 1953.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

MCT/PCI e IEN

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Ampliação das temáticas de P&D do reator Triga IPR-R1do CDTN

Rita de Cássia de Oliveira Sebastião e Alexandre Soares LealCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN)

INTRODUÇÃO

Reatores nucleares de pesquisa representamuma importante ferramenta para o desenvol-vimento de estudos em diversas áreas daciência. No caso do reator TRIGA do CDTN,suas principais aplicações podem ser classi-ficadas como: (1) treinamento de operado-res de reatores nucleares e atividades edu-cacionais, (2) análise por ativação neutrônica.A proposição de novas aplicações ouotimização e ampliação de metodologias jáexistentes é possível apenas se o fluxo denêutrons no reator apresenta um valor ade-quado e/ou está completamente caracteri-zado, o que significa conhecer seu espectrodentro do reator e ainda, investigar os dis-positivos especiais de irradiação ou feixe denêutrons [1, 2, 3].A caracterização completa do fluxoneutrônico no reator TRIGA MARK IPR-R1 doCDTN através de cálculos efetuados via ométodo de Monte Carlo – MCNP [4] no nú-cleo do reator e em seu extrator de nêutronsfoi realizado no presente trabalho.

OBJETIVO

Neste projeto, o que se pretende é viabilizara ampliação de uso do reator TRIGA nas se-guintes áreas: a) Biológica: investigação daestrutura de moléculas e DNA através dainteração com nêutrons. b) Materiais:Otimização dos estudos do mecanismo deindução de coloração em gemas c) Ativaçãoneutrônica: Maior eficácia no uso da técnicacom a implementação do método K0. d) Es-tudo da viabilidade de uso da técnica PGNAA(Prompt Gamma Nêutron Activation Analysis)no reator TRIGA.

METODOLOGIA

Para o desenvolvimento deste trabalho, to-das as simulações foram realizadas utilizan-do-se o código de Monte Carlo – MCNP–4B.

RESULTADOS

Simulação do fluxo de nêutrons no extratorverticalSimulações do fluxo de nêutrons ao longo doextrator vertical do reator TRIGA IPR-R1 fo-ram realizadas [4]. O modelo adotado na si-mulação reproduziu a montagem experimen-tal que consiste de um tubo de alumínio de0,2 cm de espessura, 525 cm de comprimen-to e 10 cm de diâmetro [2] e as medidasexperimentais para o fluxo de nêutrons tér-micos e epitérmicos foram coletadas da lite-ratura, sendo realizadas utilizando-se folhasde 115In. Os valores experimentais e calcula-dos podem ser verificados na Tabela 1.

TABELA 1. Fluxo Neutrônico Experimental Tér-mico e Epitérmico e Erro Relativo para os Re-sultados Simulados. Os número em parênte-ses representam potência de 10

Simulação do fluxo de nêutrons na mesa gi-ratóriaAs simulações do fluxo de nêutrons na mesagiratória do reator TRIGA IPR-R1 foram tam-bém realizadas [4]. Nesta simulação os 40detetores foram uniformemente distribuídosna mesa giratória ao redor do núcleo do rea-tor. O cálculo do fluxo foi realizado para doisintervalos de energia: (1) nêutrons térmicos,cuja energia < 0.05 eV e (2) nêutronsepitérmicos (0,5 eV < energy < 1 MeV). Osresultados obtidos na simulação do fluxo de

Posição fluxo ExperimentalErro relativo do fluxo

simulado

Térmico Epitérmico Térmico Epitérmico

120 cm 2,00 (08) 3,80 (06) 5.94%19,52%

240 cm 2,80 (07) 6,80 (05) 14,05%26,59%

360 cm 9,10 (06) 2,50 (05) 14,95% 29,28%

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nêutrons térmicos apresentaram errospercentuais relativos da ordem de 3% emrelação ao valor de 6,6x1011 n/cm2s publi-cado na literatura [2], o que indica uma óti-ma exatidão na simulação.

CONCLUSÕES

Durante o desenvolvimento deste projeto osresultados obtidos evidenciaram a necessi-dade do fortalecimento no uso do código deMonte Carlo para cálculos neutrônicos. Estetrabalho é um passo inicial e fundamental paraviabilização de novas atividades comoPrompt-Gamma Neutron Activation Analysis– PGNAA, projeto em parceria do CDTN como SCK-CEN, estudos da interação nêutron/DNA, importante para futuros estudos da téc-nica BNCT e otimização de outros projetos jáem andamento como a análise por ativaçãoneutrônica utilizando a formulação k0. Alémdisso, o código de Monte Carlo é tambémuma ferramenta fundamental nos cálculos dedosimetria, usado para transporte de fótonse elétrons em física médica, área em que oCDTN pretende ampliar sua atuação em umfuturo próximo.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Sebastião, R.C.O., Rodrigues,R.R., Leal,A.S, trabalho submetido ao International Nu-clear Atlantic Conference – INAC2007, 01-05/10/2007, Santos, SP, Brasil.[2] Costa, A.L, CNEN/CDTN, NI-IT4-008/02, Belo Horizonte, julho 2002.[3] Maretti Jr., F., Stasiulevicius, R.,Manualde Operação do Reator TRIGA IPR-R1, 2001.[4] Briesmeiter, J. F., et. al., Los AlamosNational Laboratory, LA-12625-M, 1997.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

MCT/PCI e CNPq

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Fosfogesso como material não-convencional deconstrução

Rodrigo Paiva Barreto e Nivaldo Carlos da SilvaLaboratório de Poços de Caldas – LAPOC

INTRODUÇÃO

O fosfogesso - FG é um subproduto oriundoda fabricação de fertilizantes fosfatados. Oprocesso químico utilizado neste tipo de in-dústria envolve a mineração e beneficiamentofísico da rocha fosfática, o ataque químicodeste minério com ácido sulfúrico e a sepa-ração por filtração do ácido fosfórico é ofosfogesso. Esse material é composto princi-palmente por sulfato de cálcio dihidrato. Noentanto ele possui impurezas tais comofluoreto, silicatos, óxidos ferrosos eradionuclídeos de ocorrência natural [1].

OBJETIVO

Atualmente, no Brasil, o FG é empregado naagricultura como corretivo para solo e na in-dústria cimenteira. No entanto, a quantida-de aproveitada ainda é muito pequena quan-do comparada ao volume depositado nas pi-lhas. Outra sugestão que vem sendo avalia-da é o consumo desse subproduto na cons-trução civil, utilizando-o para a confecçãode blocos para posterior construção de ha-bitações populares [2].

METODOLOGIA

Propriedades Físicas da pastaEste ensaio teve por objetivo obter a con-sistência normal, definida como a relaçãoágua/fosfogesso que permite a manipulaçãoadequada da pasta. Neste ensaio determi-nou-se também o tempo de pega definidacomo o tempo necessário para o endureci-mento da pasta. Os ensaios foram realizadossegundo a norma NBR-12128 [3].Propriedades mecânicasEste ensaio teve por objetivo determinar adureza e a resistência à compressão de umcorpo-de-prova confeccionado comfosfogesso. Os ensaios foram realizados se-gundo a norma NBR-12129 [4].

RESULTADOS

Os resultados dos ensaios de consistêncianormal encontram-se na Tabela 1, enquantoque os resultados de tempo de pega encon-tram-se na Tabela 2. A Tabela 3 apresentaos resultados dos ensaios de dureza e resis-tência a compressão, respectivamente.

Tabela 1: Consistência normal para as pastasproduzidas com FG e com misturas (porcenta-gem indicada na tabela) de FG e gesso comer-

cial. (Valor aceito pela ABNT: 30±2 mm) [5]

Tabela 2: Tempo de pega para as pastas pro-duzidas com fosfogesso e com misturas (por-centagem indicada na tabela) de fosfogesso egesso comercial. (valores aceitos pela ABNT: Iní-cio:04-10 min; Fim: 20-45 min) [5]

FGRelação

água/aglomerantePenetração (mm)

FG 1 0,5828,5

FG 1 + 20% 0,6030,0

FG 1 + 40% 0,5028,0

FG 2 0,6029,0

FG 2 + 20% 0,60 31,0

FG 2 + 40% 0,50 29,5

FG

Tempo de pega (mm:ss)

InícioFim

FG 1 06:3019:45

FG 1 + 20% 07:1526:46

FG 1 + 40% 07:3421:23

FG 2 05:2417:53

FG 2 + 20% 07:3325:17

FG 2 + 40% 07:14 22:08

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Tabela 3. Dureza e resistência à compressãopara os corpos de prova confeccionados comFG e com misturas (porcentagem indicada natabela) de FG e gesso comercial. (valores acei-tos pela ABNT: Dureza > 30 N/mm2 e resistên-

cia à compressão > 8,4 MPa) [5]

CONCLUSÕES

Os resultados dos ensaios realizados demons-traram que a adição de 30% de gesso co-mercial ao fosfogesso constitui uma soluçãoviável para sua utilização na construção ci-vil, em substituição ao gesso comercial.Novas investigações ainda são necessáriaspara garantir o uso seguro deste material.Espera-se que, ao final destes estudos, umafonte alternativa de material para constru-ção civil seja disponibilizada, principalmentepara a região sudeste (onde se localizam aspilhas de fosfogesso), contribuindo para re-dução do déficit habitacional, observado prin-cipalmente nos grandes centros urbanos bra-sileiros.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

1. Silva, N. C. Radionuclídeos Naturais e Ele-mentos Tóxicos em Pilhas de Fosfogesso noBrasil: Caracterização e Lixiviação. Piracicaba,2001. Tese (Doutorado), Universidade de SãoPaulo – USP.2. Rabi, J. A.; Silva, N. C.; Soares, S. S.;Prado, A. A.; Rezende, A. Fosfogesso comomaterial não-convencional de construção:exposição radiológica, caracterização e si-mulação numérica do transporte e acúmulode radônio-222. Proceedings of the IAC-NOCMAT 2005 - Inter-American Conferenceon Non-Conventional Materials andTechnologies in Ecological and SustainableConstruction. Rio de Janeiro, 2005.3. ASSOCIAÇÃO BRASILEIRA DE NORMAS TÉC-NICAS. Gesso para construção – Determina-ção das propriedades físicas da pasta, NBR-12128. Rio de Janeiro: ABNT, 1991. 3p.4. ASSOCIAÇÃO BRASILEIRA DE NORMAS TÉC-

NICAS. Gesso para construção – Determina-ção das propriedades mecânicas, NBR-12129.Rio de Janeiro: ABNT, 1991. 5p.5. ASSOCIAÇÃO BRASILEIRA DE NORMAS TÉC-NICAS. Gesso para construção civil, NBR-13207. Rio de Janeiro: ABNT, 1994. 2p.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

MCT/PCI e CNPq

FG Dureza (N/mm²)Resistência àcompressão (MPa)

FG 1 17,625,58

FG 1 + 20% 26,679,19

FG 1 + 40% 79,6012,49

FG 2 16,626,06

FG 2 + 20% 22,709,30

FG 2 + 40% 61,24 12,58

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Preparação, controle de qualidade e validação dereagentes liofilizados para marcar com 99mTc

Tatiana Lavinas de Moraes e Jair Mengatti

Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

A qualidade na produção de fármacos eradiofármacos só pode ser alcançada peloemprego de um sistema de garantia de qua-lidade, que leva em conta todos os fatoresdos quais depende a qualidade desses medi-camentos. Nesse contexto se inserem os ins-trumentos próprios descritos nas Boas Práti-cas de Fabricação (BPF). As BPF são parteda garantia da qualidade que assegura queos produtos são consistentemente produzi-dos e controlados, com padrões de qualida-de apropriados para o uso pretendido e re-querido pelo registro, visando eliminar riscosenvolvidos na produção [1].Com relação aos radiofármacos, até o pre-sente momento, não existe regulamentaçãoespecífica. A Agência Nacional de VigilânciaSanitária (ANVISA) criou recentemente umgrupo de trabalho para elaborar as normasrelativas ao registro e BPF aplicadas à pro-dução de radiofármacos. A norma referenteà BPF deverá complementar a RDC 210 de 04de agosto de 2003 da ANVISA do Ministérioda Saúde.Os estudos de validação de processos cons-tituem parte essencial das BPF e devem serconduzidos de acordo com os protocolospredefinidos. Deve ser mantido relatório es-crito com o resumo dos resultados obtidos eas conclusões. Os processos e procedimen-tos devem ser estabelecidos, de acordo comos resultados do estudo de validação e de-vem sofrer revalidações periódicas, para as-segurar que os mesmos permaneçam capa-zes de atingir os resultados planejados [1].Especial atenção deve ser dada à validaçãode processos, incluindo validação dos méto-dos de esterilização, controle de processo emonitoramento dos parâmetros estabeleci-dos, especialmente do ambiente, particular-mente quando o produto necessita ser libe-rado antes da conclusão dos ensaios de con-trole, como ocorre com a maioria dosradiofármacos [2].

OBJETIVO

Este trabalho tem por objetivo desenvolvere implementar metodologias de qualificaçãoe validação aplicadas à produção e controlede qualidade de radiofármacos.

METODOLOGIA

Elaboração dos protocolos de validação doprocesso de esterilização por irradiaçãogama de itens de processo, de acordo coma ISO-11137:2006 [3-5].Elaboração do programa de monitoraçãoambiental do CR de acordo com as normasvigentes (ISO 14644-1 e ISO 14644-2) [6,7]para produção em salas limpas [8,9].Levantamento sobre as metodologiasfarmacopeicas (Farmacopéia Européia eFarmacopéia dos Estados Unidos) de con-trole radioquímico e biológico deradiofármacos (reagentes liofilizados paramarcação com 99mTc)/ metodologias reali-zadas no CR-IPEN [10,11].

RESULTADOS

1. Validação do processo de esterilizaçãopor irradiação gama de itens de processoForam elaborados os seguintes protocolos:- PV-P-001-00 – Validação do Processo deEsterilização por Irradiação Gama de Fras-cos, Rolhas e Acessórios utilizados na Pro-dução de Geradores de 99Mo- 99mTc. Qualifi-cação do Produto: 1. Avaliação de Desem-penho dos Materiais.- PV-P-002-00 – Validação do Processo deEsterilização por Irradiação Gama de Fras-cos, Rolhas e Acessórios utilizados na Pro-dução de Geradores de 99Mo- 99mTc. Qualifi-cação do Produto: 2. Seleção da dose deesterilização por irradiação.2. Programa de monitoração ambiental doCR (PMA)Para estabelecimento do PMA foram elabo-rados os seguintes procedimentos:- Procedimento Gerencial – CR- 0907 –Monitoração Ambiental do CR

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- Instruções de trabalho e formulários liga-dos à Monitoração Ambiental do CR3. Levantamento sobre as metodologiasfarmacopeicas (Farmacopéia Européia eFarmacopéia Americana) de controle biológi-co de radiofármacos (kits)/ metodologias re-alizadas no CR-IPEN:Avaliação e estudo comparativo dos méto-dos de controle radioquímico e biológico en-contrados nas farmacopéias européia e ame-ricana e o realizado pelo controle de qualida-de do CR.

CONCLUSÕES

O Programa de Monitoração Ambiental do CRestá em fase de implementação e é de fun-damental importância para posterior valida-ção dos métodos de limpeza aplicados as áre-as limpas, bem como qualificação das mes-mas.Os protocolos gerados para validação dométodo de esterilização por irradiação gamade itens de processo estão em desenvolvi-mento. Esta validação é importante para pos-terior validação dos processos produtivos doCR.O estudo comparativo dos métodos de con-trole radioquímico e biológico encontrados nasfarmacopéias européia e americana e os mé-todos aplicados pelo controle de qualidadedo CR promoveu a adequação dos ensaiosaos padrões farmacopeicos ou planejamentopara validação dos mesmos.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] BRASIL. Resolução RDC 210, de 04 deagosto de 2003. Regulamento Técnico dasBoas Práticas para a Fabricação de Medica-mentos, Anexo I, Agência Nacional de Vigi-lância Sanitária. Diário Oficial da União,Brasília, 14 de agosto de 2003.[2] WORLD HEALTH ORGANIZATION.Radiopharmaceutical products. In: Qualityassurance of pharmaceuticals. A compendiumof guidelines and related materials. Vol. 2.Good Manufacturing practices and inspection,Geneva, 2004, p. 130-153.[3] ISO-11137-1:2006 Sterilization of healthcare products-radiation. Part 1: Requirementsfor development, validation and routinecontrol of a sterilization process.[4] ISO-11137-2:2006 Sterilization of healthcare products-radiation. Part 2: Stablishingthe sterilization dose.[5] ISO-11137-3:2006 Sterilization of healthcare products-radiation. Part 3: Guidance anddosimetric aspects.[6] ISO 14644-1:1999 Cleanrooms and

associated controlled environments – Part 1:Classification of air cleanliness.[7] ISO 14644-2:2000 Cleanrooms andassociated controlled environments – Part 2:Specifications for testing and monitoringto prove continued compliance with ISO14644-1.[8] BOTET, J. Boas Práticas em instalações eprojetos farmacêuticos/ Jordi Botet; tradu-ção e revisão de Júlio R. do Amaral, AirtonWilges. – São Paulo:RCN Editora, 2006.[9] FDA. U.S. Food and Drug Administration.Guidance for Industry: Sterile drug productsproduced by aseptic processing – CurrentGood Manufacturing Practice, 2004. Disponí-vel em: http://www.fda.gov/cbei/gdlns/steraseptic.htm. Acesso em:05.03.07.[10] EUROPEAN PHARMACOPOEIA (2004), 5thedition, Council of Europe (COE) – EuropeanDirectorate for the Quality of Medicines.[11] UNITED STATES PHARMACOPOEIA - USP.ed 30 – NF 25, Rockville, MD: UnitedPharmacopeial Convention Inc, 2007.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

MCT/PCI

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Determinação da taxa de exalação de 222Rn de blocoportante para construção civil confeccionado com

fosfogesso

Tiago Massaro e Nivaldo Carlos da Silva

Laboratório de Poços de Caldas – LAPOC

INTRODUÇÃO

O Fosfogesso - FG (CaSO4

.2H2O) é um

subproduto oriundo da fabricação de ácidofosfórico (H

3PO

4), matéria prima para a pro-

dução de fertilizantes fosfatados. O proces-so químico completo de produção do ácidofosfórico envolve o ataque químico da rochafosfática, normalmente uma apatita (fosfatode cálcio), com o ácido sulfúrico (H

2SO

4) e a

separação por filtração do produto (H3PO

4) e

o seu resíduo (CaSO4

.2H2O) [1].

Este material tem sido disposto em pilhas nosarredores das indústrias e estima-se no Bra-sil uma produção anual da ordem 5 milhõesde toneladas sendo que existem estocadosem pilhas aproximadamente 70 milhões de to-neladas [2].Procurando apresentar uma alternativa parautilização do FG, estão sendo realizadas pes-quisas para a sua utilização na confecção deelementos de vedação para construção civiltais como placas, painéis e blocos [3]. Esteestudo é parte deste projeto e consistiu emdeterminar a taxa de exalação de 222Rn decorpo de prova e de blocos portante para aconstrução civil confeccionados, respectiva-mente com FG e uma mistura FG - gessonatural.É importante observar que o 222Rn é um gásnobre de meia vida 3,8 dias produzido a par-tir do decaimento do 226Ra. A preocupaçãocom este radionuclídeo decorre do fato des-te gás ter capacidade de difundir-se atravésda parede para o ar do ambiente, e ser ina-lado por um ocupante de uma residênciaconstruída com blocos feitos de fosfogesso.Sabe-se que o 222Rn e seus filhos contribuemem média com 50% de toda dose de radia-ção recebido pela população do planeta [4].

OBJETIVO

Este estudo tem como objetivo determinar ataxa de exalação de 222Rn de um bloco de FGque será utilizado na construção civil.

METODOLOGIA

Foram realizados quatro experimentos para adeterminação da taxa de exalação de 222Rn:Ensaios 1 e 2 - Determinações da taxa deexalação de 222Rn em corpos de provas con-feccionados com fosfogessos da empresa Ae B, respectivamente.Ensaios 3 e 4 - Determinações da taxa deexalação de 222Rn em blocos para alvenariaconfeccionados com uma mistura gesso na-tural - fosfogessos da empresa A e B, res-pectivamente.Os ensaios consistiram em lacrar os corposde prova ou blocos no interior de um containerespecialmente projetado para acumulação de222Rn. A medição da concentração de 222Rnno ar interior do container foi realizada utili-zando-se um monitor portátil de radônio -AlphaGUARD. Com o objetivo de atingir o es-tado estacionário, as medições foram reali-zadas, em cada experimento, por um períodoigual ou superior a quatorze dias. A Taxa exa-lação é correlacionada com a concentraçãomáxima de 222Rn segundo a equação 1.

c (t) = e a (1 - e -bt) (1) n b

Onde:c concentração de radônio no interior docontainer no tempo t (Bq m-3);e taxa de exalação de 222Rn (Bq m-2 s-1);l constante de decaimento do 222Rn (s-1);k taxa de vazamento do container (s-1);a constante de retrodifusão (m s-1);a área das superfícies dos blocos (m2) ;v volume do container (m3);

RESULTADOS

A Figura 1 apresenta um gráfico típico daacumulação container. Pode-se determinar aconcentração máxima através do ajuste dacurva do gráfico por um crescimentoexponencial.

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Figura 1: Gráfico típico de acumulação de222Rn no interior do container

Na tabela 1 apresenta-se os resultados dastaxa de exalação obtido nos corpos de prova– CP e nos blocos. Observa-se que apesarde possuírem geometria diferente as taxa deexalação é similar para os corpos de prova eo bloco. Observa-se que o fosfogesso quepossui maior teor de 226Ra possui tambémmaior taxa de exalação.

Tabela1: Concentração máxima no interior doContainer Cmax e taxa de exalação dos cor-pos de prova - CP e blocos

CONCLUSÕES

Os resultados obtidos são informações im-portante na avaliação do impacto radiológi-co decorrente da utilização do fosfogessona construção civil.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

1. Becker, P., Phosphates and phosphoricacid. New York: Marcel Dekker, 471p, 1983.2. Silva, N. C., Radionuclídeos Naturais eElementos Tóxicos em Pilhas de Fosfogessono Brasil: Caracterização e Lixiviação.Piracicaba, Tese (Doutorado), Universidadede São Paulo – USP, 2001.3. Rabi, J. A.; Silva, N. C.; Soares, S. S.;Prado, A. A.; Rezende, A. Fosfogesso comomaterial não-convencional de construção.Proceedings of the IAC-NOCMAT 2005 - Riode Janeiro, 2005.4. United Nations Scientific Committee Onthe Effects Of Atomic Radiation. Sourcesand effects of ionizing radiation. New York:UNSCEAR, 652p, 2000. (UNSCEAR 1993Report of the General Assembly, withScientific Annexes).

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

MCT/PCI e CNPq

Material Cmax

(Bq m-3) e (Bq m-2s -1)

CP A 7090,84

CP B 7010,60

Bloco A 11630,83

Bloco B 796 0,56

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Udilma da Conceição Serrão Nascimento, Paulo Roberto Cruz e Roosevelt RosaComissão Nacional de Energia Nuclear - CNEN

INTRODUÇÃO

As atividades de mineração e beneficiamentode minérios geram grandes quantidades deresíduos que precisam ser armazenados ade-quadamente, de modo a minimizar os impac-tos ambientais. É de grande importância oprojeto de aterros industriais onde esses re-síduos possam ser dispostos dentro de pa-drões de segurança ditados por normas na-cionais e internacionais, de forma a contro-lar seu impacto no meio ambiente. Uma dasvias de dispersão que deve ser avaliada é otransporte de material lixiviado, através dosolo, visando evitar ou minimizar a contami-nação de águas subterrâneas, onde o mate-rial pode ser transportado do local de depo-sição e afetar a saúde humana. Em algunscasos o bem mineral explorado está associa-do a elementos radioativos naturais perten-centes às séries do urânio e tório. Na opera-ção dessas instalações pode ocorrer um au-mento nas concentrações de atividade des-ses radionuclídeos nos produtos, rejeitos eefluentes líquidos produzidos(Technologically-Enhanced NaturallyOccurring Radioactive Materials), a níveis quemerecem um controle quanto aos requisitosde proteção radiológica ambiental eocupacional. Neste contexto, vem sendo con-duzido um programa, coordenado pela DIMAP/CNEN (Divisão de Matérias Primas e Minerais)e com a participação do LAPOC/CNEN (Labo-ratório de Poços de Caldas), de inspeçõesnessas instalações, com o objetivo de verifi-car as condições de segurança destas e pro-pondo, caso necessário, medidas e progra-mas de controle radiológico e eventuais mo-dificações do processo operacional. Esse pro-grama está em consonância com a preocu-pação crescente, a nível internacional com ogerenciamento dos TENORM, principalmentedevido ao imenso volume de resíduo produzi-do anualmente por essas indústrias [1].Existem no Brasil várias instalações mínero-industriais que processam materiais conten-do urânio e tório associados. Neste trabalhoé usado uma mineradora de cassiterita como

Partição de radionuclídeos naturais no processamento deminérios com U e Th associados

estudo de caso, visando identificar a parti-ção de atividade dos radionuclídeos natu-rais ao longo do processo, e apresentar umadiscussão dos parâmetros a serem deter-minados para a avaliação do termo-fonte aser considerado na análise do impacto ra-diológico decorrente da deposição dos re-síduos.

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho é caracterizar ainstalação que processa minério com urâ-nio e tório associados, usando umamineradora de cassiterita para o estudo decaso. Serão identificadas as fontes poten-ciais de impacto radiológico ambiental, as-sim como as características do minério eprocessos envolvidos que poderão funcio-nar como indicadores desses impactos.

METODOLOGIA

A metodologia utilizada no trabalho envol-ve uma avaliação da partição da concen-tração de atividade dos radionuclídeos domaterial processado nas unidadesoperacionais, que permite a identificação ea quantificação dos termos-fonte potenci-ais e do resíduo sólido gerado e estocadopela mineradora [2]. Para a avaliação dapartição das concentrações de atividadeao longo do processo são coletadas amos-tras que representem a alimentação e asaída de cada unidade de processo. Aamostragem segue sempre que possível afreqüência de coleta adotada pelo controlede processo executado pelo operador. Emcada amostra são determinadas as con-centrações de atividade do 238U, 226Ra, 210Pb,232Th e 228Ra.

RESULTADOS

Na avaliação do comportamento das con-centrações de atividade dos radionuclídeosdas séries naturais durante o processopode-se observar na tabela 1 que no miné-

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Amostra

Concentração (Bq.Kg-1)

238U 226Ra 210Pb 232Th228Ra

Produção do Concentrado de Cassiterita (Processo Físico)

Minério 82,8±10,35 100±9 74±23 259,42±3,60 263±20

Cassiterita 817,65±41,4 730±50 520±100 234,20±7,21217±18

Produção de Estanho (Metalurgia)

Escória Final 3933±10,35 4060±293 <300 5260,38±18,02 3850±250

Ferro Esgotado <310,5 46±4 80±30 <108,09 40±4

Pó do Filtro Manga <310,5 465±32 4325±170 <108,09 288±23

Produto Sn <207 <30 700±115 <72,06 45±10

CONCLUSÕES

Os resultados permitem confirmar que as ati-vidades de mineração e beneficiamento deminério, com U e Th associados, podem apre-sentar riscos ao ser humano e meio-ambien-te. A partir desses resultados é possível clas-sificar a instalação de acordo com a NormaCNEN-NE-4.01 e estabelecer as premissasbásicas para a elaboração de um programade proteção radiológica e de gerenciamentodos resíduos industriais gerados.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] Pontedeiro, E. M. B. D., Avaliação deModelos de Impactos Ambientais para Depo-sição de Resíduos Sólidos com RadionuclídeosNaturais em Instalações Mínero-Industriais,Tese D. Sc., COPPE, UFRJ, 167p,2006.[2] Pires do Rio, M. A., Indústrias de Mine-ração não Nucleares e o Aumento da Exposi-ção à Radiação Natural. Tese D. Sc. Douto-rado. Instituto de Biologia Roberto AlcântaraGomes, UERJ, 130p, 1999.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

MCT/PCI

rio existe, dentro das incertezas analíticas,o equilíbrio radioativo tanto da série do 238Ucomo da série do 232Th. Esse equilíbrio per-manece após a concentração física do miné-rio embora a concentração de atividade sejamultiplicada por um fator 10, na cadeia do238U. No que se refere aos radionuclídeos dacadeia do 232Th o processamento físico nãoaltera significativamente a concentração deatividade e nem o equilíbrio radioativo inicial-mente existente. O equilíbrio radioativo é efe-tivamente quebrado durante o processometalúrgico de separação do estanho. Nes-sa fase o 238U, 226Ra, 232Th e 228Ra são con-centrados preferencialmente na escóriametalúrgica e o 210Pb no pó retido nos filtrosde manga do sistema de exaustão do forno.Tanto o pó recolhido dos filtros de mangacomo a escória são resíduos industriais.

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Levantamento das condições radiológicas primárias ehidrodinâmicas do terreno e áreas circunvizinhas às

novas instalações do CRCN/CNEN

Yana Batista Brandão, Eliane Valentim, Ana Claudia de Paiva e Edvane Borges

INTRODUÇÃO

Com o objetivo de apoiar as atividades e apli-cações de técnicas radiológicas e nucleares,especialmente para a região norte e nordes-te, foi instalado em Recife-PE o Centro Regi-onal de Ciências Nucleares (CRCN), institutode pesquisa e desenvolvimento da ComissãoNacional de Energia Nuclear (CNEN). Comoparte dos requisitos estabelecidos pelo Con-selho Nacional de Meio Ambiente (CONAMA),é necessário realizar o levantamento préviodas condições ambientais do local de insta-lação, a fim de se permitir avaliar o impactoambiental decorrente do funcionamento doCRCN. Um Programa de MonitoraçãoAmbiental (PMA) é concebido para suplemen-tar os programas de controle da fonte e dadescarga de efluentes radioativos, além deconduzir a realização de medições de cam-pos de radiação, de radioatividade e de ou-tros parâmetros no meio ambiente. Assim, sefaz necessário à determinação deradionuclídeos da série do 238U em amostrasde águas subterrâneas e solo da redondezado CRCN, e a determinação das característi-cas físicas e hidrodinâmicas do solo, paraaquisição de dados para a elaboração do PMApré-operacional.

OBJETIVOS

Determinar as concentrações de 210Pb e 226Raem amostras de águas subterrâneas e 210Pbem amostras de solo, a fim de estabelecerníveis de referência para avaliação do im-pacto regional decorrente do funcionamentodo CRCN, além de avaliar o solo quanto àssuas propriedades hidráulicas, a fim de pre-ver os possíveis impactos no lençol freático.

METODOLOGIA

As amostras de águas subterrâneas e de soloforam coletadas no terreno circunvizinho àsinstalações do CRCN.A determinação de 210Pb em águas foi reali-zada a partir de análise radioquímica. O chum-

bo foi precipitado com Na2CrO

4 e a sua medi-

da foi determinada a partir do radionuclídeofilho 210Bi, usando o detector proporcional defluxo gasoso alfa/beta total [1]. A determi-nação de 226Ra em águas foi realizada atra-vés do método de emanação do 222Rn [2]. Adeterminação de 210Pb em amostras de solofoi realizada pelo método da resina de extra-ção aniônica [3]. Foram também coletadasamostras de solo para determinação das pro-priedades hidráulicas. O perfil do solo estu-dado foi monitorado, considerando as cama-das de 40-45, 60-65 e 100-105 cm. As cur-vas de retenção foram obtidas através domodelo de Van Genuchten [4].

RESULTADOS

Os resultados obtidos na determinação dosradionuclídeos 226Ra e 210Pb em águas apre-sentaram concentrações variando de 11,60a 17,64 mBq/L e de 13,75 a 50,11 mBq/L,respectivamente.Os resultados obtidos na determinação do210Pb nas amostras de solo apresentaram con-centrações variando de 12,91 a 27,57 Bq/Kg.Os perfis do solo estudado indicaram umadiferença na distribuição do tamanho das par-tículas, mostrando uma característica de tex-tura mais arenosa nas camadas de 100-105cm e de 60-65 cm e uma textura argilosa nacamada de 40-45 cm.Todas as concentrações naturais de 210Pb e226Ra em águas e solo obtidas apresentaramvalores abaixo do observado na literatura [2,3]. Valores variando de 20 a 30 mBq/L paraalfa total e de 50 a 90 mBq/L para beta totalforam encontrados em amostras de águas;valores de 190 Bq/Kg para beta total foramreportados no PMA de rotina do CDTN [5].

CONCLUSÕES

Estes resultados preliminares fornecem sub-sídios para elaboração de um programa decoletas de água e solo para monitoração derotina com um espaço de tempo mais longo

Centro Regional de Ciências Nucleares – CRCN-NE

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entre as coletas quando comparado com oprograma de monitoração ambiental utilizadopelo CDTN. Dessa forma torna-se possívelavaliar o impacto das atividades do CRCN noambiente, devido à existência de níveis dereferência para comparação.

REFERENCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] SILVA, E.V. Chumbo-210 e polônio-210em águas subterrâneas da região fosfáticade Pernambuco. 1995, 47f. Dissertação(Mestrado em Ciência) – Departamento deEnergia Nuclear, Universidade Federal dePernambuco, Recife.[2] LIMA, R.A., PECEQUILO, B. S., KHOURY,H.J. Determinção da concentração de urânionatural e 226Ra em águas subterrâneas daregião fosfática do Nordeste do Brasil. In: IVCONGRESSO GERAL DE ENERGIA NUCLEAR,Anais. Rio de Janeiro, Associação Brasileirade Energia Nuclear,1992. v. 2, p. 795-798.[3] GODOY, J.M., MOREIRA, I., WANDERLEY,C., FILHO, F.F.S., MOZETO, A. A. Analternative method for the determination ofexcess 210Pb in sediments. Rad. Prot. Dos.,75(1/4): 111-115, 1998.[4] VAN GENUCHTEN, M. T. A closed-formequation for predicting the hydraulicconductivity of unsaturated soils. SoilSCIENCE SOCIETY OF AMERICA JOURNAL, 44,892-898, 1980.[5] PEIXOTO, C. M., JACOMINO, V. M. F. Re-latório de avaliação dos resultados analíticosdo Programa de Monitoração Ambiental doCDTN. Publicação CDTN-956, 2006.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

MCT/PCI

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ÍndiceAutores

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Autores

A

Alexandre Alberto Chaves Cotta e WaldemarAugusto .....5

Alexandre Wentzcovitch, FranciscoAmbrózio Filho e .....129

Alonso Fabricio Oliveira Silva e DonizeteAnderson .....7

Ana Paula de Carvalho Teixeira e AdelinaPinheiro .....9

Ana Paula Salgado, Walsan Wagner Pereira,Evaldo S .....229

Ananda Coaglia Trindade e Nivaldo Carlos daSilva .....275

André César de Jesus Castro e Mônica Mariade Abre .....11

Andrea Cristina Pio Santos e Déborah InêsTeixeira .....131

Antônio Santos Andrade e Ricardo AlbertoNeto Ferr .....13

Arquimedes José de Araújo Paschoal e LuizAntônio .....277

Arthur Coculo Pavese e Ana Maria GracianoFigueire .....133

B

Bárbara Fernandes Gonçalves Cristiano eFábio Cord .....279

Beatriz D'Ávila Renault de Oliveira, CelsoMarcelo .....105

Bruno Amorim Soares e Wagner Reis daCosta Campos .....15

Bruno Cesar da Silva Rocha e Lene HolandaSadler V .....231

C

Caio Alencar de Matos e Eduardo Landulfo.....135

Caio Cezar Martins Santini, Maria AparecidaFausti .....137

Candido M. Ribeiro, Karla C. S. Patrão,Walsan W. .....233

Carlos Eduardo Fernandes e José OscarVega Bustill .....139

Carolina Benetti, Denise Maria Zezell.....141

Caroline Hastenreiter Costa e MitikoYamaura .....143

Cássio Melo Moura, Nirlando Antônio Rochae Jeffer .....17

Celso Leonardo Veiga, Fabio Eduardo daCosta e Mar .....145

Cinthia Sales Malta e Paulo Victor Rodriguesde Ca .....107

D

Daniel Januário Cordeiro Gomes e Geraldode Paula .....19

Daniel Martins Moreira, Mauro Vitor deOliveira, A .....109

Daniele Yoshito, Mônica Beatriz Mathor.....147

Danielle Fernandes Agostinho e BernardoMaranhão D .....235

Débora Souza Alvim e Luciana Vanni Gatti.....149

Diego de Almeida Silva, Murilo Casare daSilva, Pa .....151

Diogo Garcia Valadares, Raquel Gouvêa dosSantos e .....21

E

Eduarda Alexandre Rezende e Luiz Tauhatae Akira I .....237

Elivânia Ribeiro da Silva, Barbosa, C. C. R.,Lope .....111

Emerson Emiliano G. de Farias e Clovis A.Hazin .....77

Eraldo Cordeiro Barros Filho, José RobertoMartine .....153

F

Fabiana Ferrari Dias e Maria Helena TirolloTaddei .....281

Fabiano Benedito de Moraes Serrano eMaria Cristin .....283

Fábio A. Luz e Casimiro S. Munita .....155

Felipe Alves Pinto de Magalhães e MoysésAlberto N .....23

Felipe Costa Roza e Jorge Gomes dos San-tos .....113

Felipe Ferreira de Freitas e Êudice CorreiaVilela .....79

Felipe Guimarães Albero e Martha SimõesRibeiro .....157

Felipe Martins e Marcelo de S.Q.Bittencourt .....115

Felipe Mury Botelho, Isaac José AntonioLuquetti d .....117

Felipe Valli e José Oscar Vega Bustillos.....159

Fernanda dos Santos Arthuso e CarlosRoberto Jorge .....161

Fernanda Pessoa de Carvalho Santos,Eliane Valenti .....81

Fernanda Santos Thomaz e Anna Lucia C.H.Villavice .....163

Fernanda Teixeira Lima de Souza e MariaCristina L .....285

Flávia Pinto Padilha e Maria Angélica Verga-ra Wass .....287

Flávio Chiappetta Paes Barreto e Mércia LOliveira .....83

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Francisco de Araújo e Bernardo MaranhãoDantas .....239

G

Gabriel Paiva Fonseca e Hélio Yoriyas.....165

Gabriela Oliveira de Magalhães e ClascídiaApareci .....25

Gerson Hideo Ito e Vera Akiko Maihara.....167

Giane Gariglio Teixeira e Zildete Rocha.....27

Graciela Barrio, João Alberto Osso Junior.....169

Gregório Soares de Souza e Paulo de TarsoDalledo .....171

Guilherme Augusto Pereira Araújo e AnaMaria Matil .....29

H

Heberton Luis da Silva Correa e WaldemarAugusto d .....31

Henrique Sousa Moreira, Marina BeatrizAgostini Va .....173

I

Igor Burgo Belo, Eudice C. Vilela , SilviaPaganin .....85

Israel Clemente Barbeta da Silva, MárciaTerezinha .....289

J

Jair de Lima Bezerra, Antonio Carlos deOliveira B .....291

Janaina Rodrigues de Paula e KazuoFuzikawa .....33

Jaqueline Martins de Paulo e Rubens MartinsMoreir .....293

Jean Viana Bahia e Vanderley de Vasconce-los .....35

Jefferson Francisco do Nascimento e PauloRogério .....175

João Carlos Santana de M. Pereira, CarlosHenrique .....177

João Francisco Trencher Martins; Tufic MadiFilho .....179

João Luiz Costa Carvalho e Silvério Ferreirada Si .....37

José Francisco de Oliveira Júnior, RooseveltRosa .....295

José Ribeiro de Almeida e Antonio Carlos deOlivei .....181

José Sergio Bleckmann Reis Junior e AntonioCarlos .....183

Juliana Cristina da Silva e Iara Maria Carnei-ro de .....185

Júnia de Oliveira Alves e Rubens MartinsMoreira .....39

K

Karine Martins Carvalho e Maria José Neves.....41

Kayse Santos Leitão e Celina CândidaRibeiro Barbo .....297

Kelly Cristina da Silva Pascoalino e CarmenCecíli .....187

Kengo Imakuma e Antonio Carlos de OliveiraBarroso .....299

Kláudia Maria Machado Neves Silva e JoséDomingos .....43

Kleber Souza da Silva Costa, FernandoRoberto de A .....87

L

Leandro Barbosa da Silveira Gatto e EvaldoSimões .....301

Leandro Matiolli Machado e Wagner de Rossi.....189

Leilane Barbosa Ronqui e Heliana de Azeve-do Gomes .....303

Leonardo Cruz Arantes Campos e ClédolaCássia Oliv .....45

Leonardo de Francischi Ferreira Alves eMônica Mar .....47

Leonardo Fernandes Muniz de Souza; Fran-cisco Ambro .....191

Leonardo Luiz Ferreira e José GuilhermePereira Pe .....241

Letícia Lopes de Souza e Christina A.L.G.de O. Fo .....193

Letícia Tasmo Perígolo e Rubens MartinsMoreira .....49

Lilian Gasparelli Carreira e Dejanira da CostaLau .....243

Liliane Ferreira da Silva e FranciscoFernando Lam .....245

Lucas Caetano Grosche e Denise AlvesFungaro .....195

Lucas G. Domingues e Luciana Vanni Gatti.....197

Luciana Soares Corrêa, Fernando R. A.Lima, Antôni .....89

Luciane de Rezende Souza, Evaldo Simõesda Fonseca .....247

Luciano da Silva Veronesi; Alexandre P. deOliveir .....305

Lucilia Aparecida Ramos de Oliveira e Fran-cisco Ja .....51

Ludmila Souza Marques e Zildete Rocha.....53

Luís Felipe Liambos Mura e Ulysses d’UtraBitelli .....199

Luiz Filippe Souza da Silva e Ana Cristina deMelo .....249

M

Maira Cardoso Monje e Nilce Ortiz .....201

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Manoel José Mendes Pires e WaldemarAugusto de Alm .....309

Márcio da Cruz Moulié Correa e Maria Angé-lica Verg .....251

Marcos Lopes Lima e Guilherme J. Peixoto.....253

Marcus Vinicius Campos Tolentino e AdrianaSilva d .....55

Maria da Conceição de F. Fragoso, MérciaL. Olivei .....307

Maria Ester Souza Tiecher, José UbiratanDelgado e .....311

Mariana Pimenta Alves e Jefferson JoséVilela .....57

Marilia Gabriela Ozéas Quadrado e NélidaLúcia del .....203

Marina Rodrigues de Oliveira Machado eEdésia Mart .....59

Marta Vasconcelos Ottoni, Elizabeth MayBraga Dull .....313

Mauro Wilson Oliveira da Silva e LuciaViviana Can .....255

Maximiano Correia Martins e Denison deSouza Santo .....257

Michelle Burato de Campos e Heliana deAzevedo Gom .....315

N

Nadja Ferreira da Silva e Êudice C. Vilela.....91

Natália C. E. S. Nascimento, Elias S. S.Nasciment .....93

Nildo Abreu Vieira Júnior e Almir Faria Clain.....259

P

Paulo Roberto Silva e Marina FalloneKoskinas .....205

Pedro de Campos Costa e Adimir dos San-tos .....207

Pedro M. Couto , Antônio C. A. Mól, CarlosA. F. .....119

Priscila Helena Ribeiro e Almir Faria Clain.....261

Priscilla Brunelli Pujatti e Raquel Gouvêa dosSan .....61

R

Raffael Leonardo Valadão, Tanius RodriguesMansur .....63

Railson Bolsoni Falcão e Ricardo MendesLeal Neto .....209

Raphael Gomes de Paula, Célia deFigueiredo Cordei .....65

Renata Dias Abreu e Carlos Antônio deMorais .....67

Renata Luz, Frederico Alabarse, Ana MariaXavier e .....263

Renato G. Barreto, Fernando R. de AndradeLima e J .....95

Renê Landim de Oliveira e Luis EduardoBarreira Br .....317

Ricardo de P.O.S.Nery e Marcelo deS.Q.Bittencourt .....121

Rita de Cássia de Oliveira Sebastião eAlexandre S .....319

Rodrigo Brandão Bunevich e Mitiko Saiki.....211

Rodrigo Neves de Freitas e Maria da PenhaAlbuquer .....213

Rodrigo P. Pontes, José W. Vieira eFernando R. A. .....97

Rodrigo Paiva Barreto e Nivaldo Carlos daSilva .....321

Rodrigo Souza Neves e Ana Maria PinhoLeite Gordon .....215

Roque Teles Frade Paulinelli e José Domin-gos Ardis .....69

Rosana de Souza e Silva, Denison de SouzaSantos .....265

Rute Quelvia de Faria, Luiz Tauhata, RosaHelena L .....267

S

Samira Nogarol Yunes; Mônica Stuck deOliveira; Ca .....269

Shirley Leite dos Reis e Eliana Navarro doSantos .....217

T

Talita de Oliveira Santos e Zildete Rocha.....71

Tatiana Lavinas de Moraes e Jair Mengatti.....323

Thiago Bernardino da Silveira e SuelyEpsztein Gry .....73

Thiago Martini Pereira, William Kabbach,Cynthia M .....219

Thiago Oliveira dos Santos e FredericoAntonio Gen .....99

Thiago Rodrigues da Silva e Carmen CecíliaBueno T .....221

Thiago Varela, Cláudio M. N. A. Pereira,Antônio C .....123

Tiago Massaro e Nivaldo Carlos da Silva.....325

U

Udilma da Conceição Serrão Nascimento,Paulo Rober .....327

V

Vanessa B. da C. Carvalho, Jaciara C. daSilva, Ed .....125

Vanessa Mayumi Nakanishi e Marlene Flues.....223

Vitor César de Assis Viana e Maria AngélicaVergar .....271

Viviane Yano, Fabiana F. de Lima e Helen J.Khoury .....101

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Y

Yana Batista Brandão, Eliane Valentim, AnaClaudia .....329

Yara Leny Diniz, Maria Cláudia França daCunha Fel .....225