Livro Resumo
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Comitê Institucional
Dra. Martha M. F. Vieira
(Coordenadora) – IPEN
Dr. Júlio César Suita - IEN
Dr. Aucyone Augusto da Silva - IRD
Dra. Eliane Eugênia dos Santos - CRCN-CO
Dra. Eliane Valentim Honorato - CRCN-NE
Dra. Heliana de Azevedo Gomes - LAPOC
Dr. Vinícius Verna Magalhães Ferreira -
Comissão Organizadora (Ipen)
Dra. Martha M. F. Vieira
(Coordenadora) – IPEN
M.Sc. Roberto Frajndlich
Ana Maria P. Maiorino
Bruna Roque
Calil Mohamed Farra Filho
Elsa Papp P. da Silva
Emília Nakamura
Ilze Cristina Puglia
Magali Barbieri da Silva
Homenageado 2014 – Marcello Damy
ÍNDICE
A Palavra do Coordenador
i
Introdução
iii
Homenagem
vi
2
35
59
68
87
164
183
190
Índice de Autores por Institutos
Homenageado 2014 – Marcello Damy
210
A Palavra do
Coordenador
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. i
A Palavra do
Coordenador
A iniciação científica é o principal mecanismo de formação de futuros
pesquisadores, professores e tecnologistas. Nessa etapa, o aluno de
graduação tem a oportunidade de conviver num ambiente científico e
tecnológico e desenvolver atividades de pesquisa e desenvolvimento sob
a orientação de profissionais altamente qualificados.
A CNEN participa atualmente de dois Programas do CNPq voltados
a alunos de graduação: o Programa Institucional de Bolsas de Iniciação
Coordenadora
Científica – PIBIC, desde 2003 e o Programa Institucional de Bolsas de
Iniciação em Desenvolvimento Tecnológico e Inovação – PIBITI, a partir de
2010. Além de participar desses programas, a CNEN promove o Programa de Bolsas de
Iniciação Científica – PROBIC, com recursos próprios.
Dra Martha M.F. Vieira
O acompanhamento dos bolsistas egressos dos Programas PIBIC/PROBIC e que
ingressaram na pós-graduação comprova que a participação em Programas de Iniciação
Científica se revela um diferencial no desenrolar da vida acadêmica desses alunos. Além disso,
o processo de avaliação desses bolsistas, por meio dos Seminários Anuais, é uma ferramenta
muito importante, uma vez que o formato adotado, que inclui a elaboração de pôsteres, a
apresentação oral dos trabalhos e a elaboração de resumos estendidos para publicação no Livro
de Resumos, representa um ganho de qualidade incontestável na formação desses estudantes,
e cumpre um dos objetivos primordiais desses Programas que é fomentar o ingresso na pósgraduação.
Neste ano temos, além dos bolsistas da CNEN, a participação de estudantes do CTMSP
– Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo.
Nesta edição do Seminário Anual foram inscritos 100 trabalhos e 65 bolsistas participam
do evento, com apresentação oral e participação na sessão de pôsteres.
Agradeço aos Coordenadores e integrantes dos Comitês Locais PIBIC/PROBIC/PIBITI e
à Comissão Organizadora, que contribuíram decisivamente para a realização e o sucesso deste
evento.
Agradeço também aos bolsistas e orientadores pela dedicação e empenho na condução
de seus trabalhos.
Martha Marques Ferreira Vieira
Coordenadora dos Programas de Iniciação Científica e Tecnológica da CNEN
2014
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. ii
Introdução
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. iii
Introdução
Criado em 1988, o Programa Institucional de Bolsas de Iniciação Científica (PIBIC) foi o
primeiro programa institucional estruturado para a iniciação científica nacional. Ele foi criado
tendo os seguintes objetivos:
 Despertar vocação científica e incentivar
novos talentos potenciais entre estudantes de
graduação.
 Contribuir para reduzir o tempo médio de
titulação de mestres e doutores.
 Propiciar à instituição um instrumento de
formulação de política de iniciação à pesquisa
para alunos de graduação.
 Estimular uma maior articulação entre a
graduação e a pós-graduação.

Contribuir para a formação de recursos
humanos para a pesquisa.

Contribuir de forma decisiva para reduzir o tempo médio de permanência dos alunos na
pós-graduação.

Estimular pesquisadores produtivos a envolverem alunos de graduação nas atividades
científica, tecnológica e artística-cultural.

Proporcionar ao bolsista, orientado por pesquisador qualificado, a aprendizagem de
técnicas e métodos de pesquisa, bem como estimular o desenvolvimento do pensar
cientificamente e da criatividade, decorrentes das condições proporcionadas pelo contato
direto com os problemas de pesquisa.
O Programa PIBIC no IPEN teve início em 1994 e, institucionalmente, como CNEN, a
partir de 2003. Após todos esses anos de participação, pode-se observar a efetividade do
Programa, pela concretização de vários dos objetivos expostos acima. Os alunos que passam
pelos Programas de Iniciação Científica e ingressam em Programas de Pós-graduação, por
exemplo, são alunos que se destacam tanto pelo desempenho nas atividades de laboratório
quanto pela desenvoltura ao participar de eventos nos quais há apresentações orais e de
pôsteres.
O Programa PROBIC – Programa de Bolsas de Iniciação Científica da CNEN, representa
a contrapartida da instituição e foi implantado em agosto de 2013, com uma quota inicial de 30
bolsas, e que hoje contempla 60 bolsistas.
A distribuição das bolsas entre as unidades vinculadas à CNEN, que participam dos
Programas PIBIC e PROBIC, no período agosto de 2013 a julho de 2014 é mostrada na tabela
a seguir.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. iv
Bolsas
Bolsas
CNPq/PIBIC
CNEN/PROBIC
CDTN
29
15
CRCN-CO
2
2
CRCN-NE
10
6
IEN
12
5
IPEN
75
25
IRD
16
4
LAPOC
1
3
Unidade
A partir de agosto de 2010, a CNEN passou a participar também do Programa PIBITI Programa Institucional de Bolsas de Iniciação em Desenvolvimento Tecnológico e Inovação, que
tem por objetivo estimular os jovens do ensino superior nas atividades, metodologias,
conhecimentos e práticas próprias ao desenvolvimento tecnológico e processos de inovação. No
período 2013/2014 a CNEN foi contemplada com 14 bolsas PIBITI.
Os Seminários de Avaliação dos Programas de Iniciação Científica e Tecnológica da
CNEN já se consolidaram como um evento marcante para os bolsistas que estão ingressando
na carreira científica. Nos Seminários contamos com a participação, além dos bolsistas do IPEN
(São Paulo), de bolsistas vindos de Minas Gerais (CDTN), Rio de Janeiro (IEN e IRD) e Recife
(CRCN-NE). Os alunos do CRCN-CO (Goiânia) participam do Livro de Resumos.
Neste ano, foi escolhido o Prof. Marcello
Damy como cientista a ser homenageado. Em 1945,
a convite da Fundação Rockefeller, permaneceu
nove meses na Universidade de Illinois, onde
trabalhou com Donald William Kerst, inventor do
bétatron. Após retornar ao Brasil, construiu o
bétatron da USP, que foi o primeiro acelerador a
funcionar na América Latina (em 1950). Iniciou com
esse acelerador as pesquisas sobre Física Nuclear
no Brasil, tendo sido encarregado pela USP e pelo
CNPq como responsável pela instalação do reator
do Instituto de Energia Atômica (IEA), hoje Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares
(IPEN), que começou a funcionar em 1957. Além de diretor-fundador do IEA, foi presidente da
Comissão Nacional de Energia Nuclear e membro da Junta de Governadores da Agência
Internacional de Energia Atômica (AIEA).
Comitê Institucional
PIBIC – PROBIC – PIBITI
2014
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. v
Homenagem
Marcello Damy
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Homenagem
Marcello Damy de Souza Santos
“Trabalhamos dia e noite, e conseguimos o reator.”
Em entrevista à Revista Eletrônica ComCiência em 09/05/2003
Neste ano, foi escolhido o Professor Marcello Damy de Souza
Santos como cientista a ser homenageado. Damy formou-se em
1936 na primeira turma do Curso de Física da USP (IFUSP) e
desde então se tornou Assistente do Prof. Gleb Wataghin com
quem trabalhava em Raios Cósmicos. Em 1938, com bolsa de
estudo do Conselho Britânico, seguiu os cursos de pós-graduação
na Universidade de Cambridge sob a supervisão do Prof. William
L. Bragg (Prêmio Nobel de Física). Com o fechamento desta
Universidade devido à guerra, retornou ao Brasil onde continuou
suas pesquisas sobre Raios Cósmicos com o Prof. Wataghin e o
Prof. Paulus Pompéia que culminaram com a descoberta da "Produção de chuveiros de mésons".
Com a entrada do Brasil na guerra dirigiu as pesquisas sobre sonar ultrassônico para detecção
e localização de submarinos, tendo recebido a medalha do Mérito Naval no grau de Comendador
pelos resultados obtidos. Em 1945, a convite da Fundação Rockefeller, permaneceu nove meses na
Universidade de Illinois onde trabalhou com o Prof. Donald Kerest, inventor do Bétatron. Após sua
volta, construiu o Bétatron da USP, que foi o primeiro acelerador a funcionar na América Latina (em
1950). Iniciou com esse acelerador as pesquisas sobre Física Nuclear no Brasil, tendo sido
encarregado pela USP e pelo CNPq como responsável pela instalação do reator do Instituto de
Energia Atômica (IEA), hoje Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN), que começou a
funcionar em 1957.
Além de diretor-fundador do IEA, foi presidente da Comissão Nacional de Energia Nuclear e
membro da Junta de Governadores da Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA) entre 1961
e 1964 e membro do Comitê Internacional de Dados Nucleares da AIEA de 1969 a 1972. Neste ano
também é comemorado o centenário de seu nascimento.
Foi Professor Catedrático e Emérito da USP, tendo se aposentado em 1968, ocasião em que
foi nomeado diretor do Instituto de Física da UNICAMP e encarregado de sua implantação. Foi
consultor do IPEN desde 1988 a convite do Prof. Rex Nazaré Alves.
Em 1973 foi contrato pela PUC-SP onde implantou o curso de pós-graduação em Fisica
Nuclear Experimental, sendo responsável pela qualificação e especialização da maioria do corpo
docente do departamento de Física.
Em 1994 se aposentou como professor Emérito da PUC-SP. Prof. Damy também foi pioneiro
no ensino de física experimental no Brasil. "Naquele tempo o professor estudava na véspera para no
dia seguinte passar para os alunos". Considerava ainda o ensino de ciência uma atividade
intimamente ligada à pesquisa: "Um bom professor é um pesquisador que gosta de contar as coisas
que faz e que viu outros fazerem. Eu não conheço nenhum bom professor que não tenha sido, ou
não seja ainda, um pesquisador," disse em entrevista à revista Pesquisa FAPESP, criticando o ensino
puramente teórico.
Por sua atuação, teve um papel fundamental no desenvolvimento da Física Nuclear no Brasil.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. vii
Programa Institucional de Bolsas de Iniciação Científica
PIBIC - CNPq
Programa de Bolsas de Iniciação Científica
PROBIC - CNEN
Programa de Bolsas de Iniciação Científica em Desenvolvimento
Tecnológico e Inovação
PIBITI - CNPq
XX Seminário Anual PIBIC
XI Seminário Anual PROBIC
IV Seminário Anual PIBITI
22 e 23 de outubro de 2014
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 1
Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear
CDTN
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 2
Avaliação do Potencial Mutagênico da Fluortimidina ( 18F): Teste de Ames
Ana Carolina de Araujo Bispo e Juliana Batista da Silva
Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear – CDTN
INTRODUÇÃO
A timidina é o único nucleosídeo utilizado
pelas células exclusivamente na síntese de
DNA. Portanto, o consumo de timidina
fornece um indicativo da proliferação celular.
Células tumorais, devido a sua taxa de
proliferação acelerada, apresentam maior
captação desse nucleosídeo do que células
normais.1
Quando radiomarcada, essa molécula pode
ser aplicada para a avaliação da
agressividade de tumores, na predição de
sua evolução e no planejamento e
monitorização da resposta de terapias.
Por se tratar de um radiofármaco novo no
Brasil, faz-se necessário o registro da
fluortimidina (18 F) - 18FLT - junto à Anvisa
antes de sua comercialização. O dossiê de
registro de 18FLT deve conter um relatório de
ensaios pré-clínicos e clínicos, além de
estudos bibliográficos relacionados a esse
radiotraçador.2
O teste para mutação gênica em bactéria
(teste de Ames) é um dos ensaios préclínicos recomendados para a avaliação da
genotoxicidade de um radiofármaco novo.3
O presente trabalho se refere à realização do
teste de Ames para a determinação do
potencial mutagênico do produto da síntese
18
FLT produzida no CDTN e para a sua
molécula “fria” 19FLT.
OBJETIVO
O objetivo desse estudo é avaliar o potencial
genotóxico da fluortimidina (18 F) e da sua
molécula “fria” 19FLT, por meio da realização
do teste mutação reversa em bactérias
(Teste de Ames), utilizando as linhagens TA
98, TA 100, TA 1535 e TA 1537 de
Salmonella typhimurium e a linhagem WP2
uvrA de Escherichia coli.
METODOLOGIA
No teste de Ames, células bacterianas em
suspensão são expostas às substâncias que
serão avaliadas na presença e na ausência
de um sistema de ativação metabólico
exógeno.
São
utilizadas
linhagens
bacterianas que possuem o crescimento
dependente de aminoácidos. Na ausência de
uma fonte externa de aminoácidos essas
bactérias não conseguem formar colônias.
Quando ocorre reversão da mutação que as
torna dependentes de aminoácidos, as
células recuperam a habilidade de crescer
em meio de cultura mínimo. Reversões
espontâneas ocorrem naturalmente com
essas
linhagens,
mas
compostos
mutagênicos aumentam a taxa de reversão.4
O teste de mutação genética em bactérias
permitirá a avaliação de: i) sinais de
toxicidade, ii) sinais de precipitação, iii)
número médio de colônias revertidas e
desvio padrão e iv) relação dose-resposta.4
O teste de mutação genética em bactérias foi
conduzido com o produto da síntese da
18
FLT depois de completo decaimento e com
a 19FLT. Neste ensaio, foi analisado o seu
potencial mutagênico.
Foram estabelecidas cinco concentrações
de exposição (ou doses) de fluortimidina
decaída e de fluortimidina padrão para cada
linhagem. Para a fluortimidina decaída,
tomou-se como a maior dose a concentração
máxima (MAX) produzida pela Unidade de
Pesquisa e Produção de Radiofármacos do
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 3
CDTN. Já para a fluortimidina padrão,
tomou-se como a maior concentração a
solução de maior concentração obtida,
limitada pela sua solubilidade no mesmo
veículo utilizado no radiofármaco. Também
foram incluídos grupos controle negativo e
positivo para cada linhagem.
Todas as linhagens foram testadas em
triplicata para cada concentração de
exposição das substâncias-teste, na
presença e na ausência de ativação
metabólica (S-9 mix – 10 %).4,5
Os resultados do teste de Ames foram
avaliados quantitativamente pela contagem
do número de reversões por placa e a
comparação com os resultados dos
controles negativos e positivos.4,5
RESULTADOS E DISCUSSÃO
O produto da síntese de 18FLT, nas
concentrações avaliadas, não provocou
aumento significativo nas taxas de reversão
das linhagens utilizadas.
No caso da 19FLT, aumentos significativos
nas taxas de reversão foram detectados em
dois ensaios.
Trabalhos
anteriores
têm
reportado
mutagenicidade induzida por fluortimidina.
Apesar disso, de acordo com o National
Cancer Institute, a dose de 18FLT
usualmente injetada para diagnóstico por
imagem não representa risco de indução de
câncer.6
CONCLUSÕES
de fluortimidina (19FLT), por outro lado, pode
ser considerada mutagênica de acordo com
o critério adotado para resultados positivos.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1] VALLABHAJOSULA, S. 2007. 18FLabeled Positron Emission Tomographic
Radiopharmaceuticals in Oncology: An
Overview
of
Radiochemistry
and
Mechanisms
of
Tumor
Localization.
Seminars in Nuclear Medicine. v. 37, n. 6, p.
400-419.
[2] BRASIL 2009. Resolução - RDC N° 64, de
18 de dezembro de 2009: Dispõe sobre o
Registro de Radiofármacos. Brasília:
Agência Nacional de Vigilância Sanitária.
[3] BRASIL 2010. Guia para a Condução de
Estudos Não-Clínicos de Segurança
Necessários ao Desenvolvimento de
Medicamentos. Brasília: Agência Nacional
de Vigilância Sanitária.
[4] OECD 1997. OECD Guideline for Testing
of Chemicals N° 471 – Bacterial Reverse
Mutation Test. Cultures (pp. 1-11). Paris,
France.
[5] CETESB 1993. Norma técnica L5.620 –
Mutação gênica reversa em Salmonella
typhimurium – teste de Ames: método de
ensaio (p. 40). São Paulo. SP - Brasil.
[6] NCI 2011. Cancer Tracer Synthesis
Resources. Investigator’s Brochure for 3'deoxy-3'-[F-18] fluorothymidine: [F-18]FLT.
Disponível em: <http://imaging.cancer.gov>.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Com base nos resultados obtidos, pode-se
afirmar que, nas concentrações avaliadas, o
produto de síntese do 18FLT não contém
substâncias mutagênicas em concentrações
detectáveis pelo teste de Ames. A molécula
CNEN e CNPq.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 4
Avaliação de Pastas e Argamassas para o Embalado de Rejeitos
Radioativos Betuminizados-Ensaio de Lixiviação.
Ana Carolina Souto Pereira e Clédola Cássia Oliveira de Tello
Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN
INTRODUÇÃO
A energia nuclear tem sido usada em
diferentes áreas para o benefício e o
desenvolvimento humano. Suas principais
aplicações são nas áreas de geração
elétrica, na medicina, na agricultura, na
indústria e na proteção do meio ambiente.
Como em outras atividades, no uso da
energia nuclear também são gerados
resíduos. Estes resíduos são considerados
rejeitos, quando possuem contaminantes em
quantidade que podem ter impacto potencial
negativo na saúde humana e no ambiente,
devendo ser gerenciados adequadamente.
O tratamento desses rejeitos consiste,
geralmente, em redução de seu volume,
seguida
de
solidificação
e/ou
acondicionamento [1].
A garantia do sucesso do sistema de
deposição é determinada pelo desempenho
individual de seus componentes, que
consistem na qualidade do tratamento do
rejeito, em sua embalagem, nas barreiras de
engenharia e no meio em seu redor [2].
Estudos apontam sérias preocupações com
os riscos associados à betuminização de
rejeitos radioativos, relacionadas tanto ao
processo quanto ao produto. Também
existem dois grandes problemas devido à
presença de produtos betuminizados em
repositórios, que são o inchamento do
produto de rejeito e a degradação no longo
prazo, causados por fissuras, amolecimento
devido à variação de temperatura, fluência
por ser material viscoplástico, ataque por
microorganismos e, sob certas condições,
risco de incêndio. Para acomodar o
inchamento, o preenchimento dos tambores
tem de ser limitado a 70 – 90% de seu
volume, o que diminui a estabilidade
estrutural do repositório e a otimização de
deposição [3].
Buscam-se opções para o condicionamento
do produto betuminizado, de modo a reduzir
os possíveis riscos em sua deposição. Uma
opção é colocá-los em embalagens de
concreto e imobilizá-los, seja com pasta ou
argamassa de cimento. Estudos foram
realizados, para definir os parâmetros das
pastas (cimento e água) e das argamassas
(cimento, areia e água) a serem testadas
como material de imobilização ou de
preparação de embalados para o rejeito
betuminizado [1, 4].
Neste projeto de pesquisa realiza-se o teste
de lixiviação, com base na norma de
lixiviação ISO 6961 [5], em corpos de prova,
submetendo-os à uma solução lixiviante,
seguida da análise quantitativa do
radionuclídeo lixiviado.
OBJETIVO
Buscar opções para o condicionamento do
produto betuminizado, utilizando pastas e
argamassas de cimento, de modo a reduzir
os possíveis riscos em sua deposição e
avaliar a resistência a lixiviação destes
materiais.
METODOLOGIA
O foco do trabalho foi a avaliação da
lixiviação, tendo em vista que este é um dos
parâmetros básicos para deposição do
produto de rejeito de acordo com a norma
CNEN-NN-6.09 [6]. Na TABELA 1 são
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 5
apresentadas as amostras lixiviadas, cada
uma contendo 30mg de cloreto de césio.
Aguardam-se os resultados das análises
para a elaboração da curva de lixiviação.
CONCLUSÕES
TABELA 1.
Lixiviação.
Amostras
Submetidas
Corpo
de
Prova
3
a/c
Fluidificante
0,35
4
0,35
5
0,58
6
0,58
+
+
à
Areia Argila
+
+
+
+
-
(+) Presença; (-) Ausência; a/c = massa de água/
massa de cimento
Com base na norma ISO 6961 [5], as
amostras foram colocadas em 1,2L de água
deionizada (lixiviante), (FIGURA 1)., cujas
trocas são todos os dias na primeira semana;
duas vezes por semana para a segunda
semana; uma vez por semana para a
terceira, quarta, quinta, sexta semanas,
seguida de trocas mensais, durante um
período de um ano. Amostras do lixiviante
são enviadas para à determinação da
quantidade de césio lixiviado pelo método de
Absorção Atômica.
FIGURA 1.Corpo de Prova em Lixiviação.
Após as primeiras trocas os corpos de prova
mantêm-se íntegros, não liberando nenhum
particulado no lixiviante. As amostras estão
sendo coletadas e enviadas para a análise
química.
Os
primeiros
resultados
quantitativos estão previstos para outubro de
2014.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1]TELLO, C. C. O., Efetividade das bentonitas
na retenção de Césio em produtos de rejeitos
cimentados, UNICAMP, 2001.
[2] FREIRE, C. B.; TELLO, C. C. O. Revista
Brasileira de Pesquisa e Desenvolvimento, n. 3,
v.9, p. 71-82, 2007.
[3] TELLO, C. C. O., CUCCIA, V. Experiência
internacional no uso da betuminização como
processo de solidificação de rejeitos radioativos.
CDTN/CNEN, 2011.
[4] VARGAS, M., Manual do Engenheiro, 3ed.
Editora Globo, Volume 4, Tomo 1, 1975.
[5] ISO, Long term leach testing of solidified
radioactive waste forms (ISO 6961), ISO, 1982.
[6] CNEN. Critérios de aceitação para deposição
de rejeitos radioativos de baixo e médio níveis de
radiação (CNEN-NE .6.09), CNEN, 2002.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
RESULTADOS
Após a realização das primeiras trocas de
lixiviação, foram coletadas as amostras do
lixiviante e enviadas para a análise.
Agradeço aos colegas do SEGRE e do
LABCIM, que ajudaram no desenvolvimento
deste trabalho, aos bolsistas Marina
Gregório e Vanessa Mota, e pela orientação
de Clédola Cássia. Agradeço também ao
CNPq pelo auxílio financeiro e bolsa de IC.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 6
Medição do Coeficiente de Partição do Radônio entre Água e Óleo
Anômora Ariane Rochido dos Santos e Rubens Martins Moreira
Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN
INTRODUÇÃO
A proposta deste projeto é desenvolver uma
metodologia para a determinação do
coeficiente de partição do radônio entre água
e óleo segundo metodologia proposta por
Schubert[1]. As análises estão sendo
realizada no Centro de Desenvolvimento da
Tecnologia Nuclear – CDTN. O 222Rn foi
escolhido porque ele é gerado nos
reservatórios de petróleo, cujas rochas
formadoras contem quantidades de urânio e
tório, acrescenta-se ainda o fato dos
métodos para a medição da concentração do
radônio em água já estarem bem
desenvolvido para vários tipos de detectores.
OBJETIVO
agitação e misturas de águas. Os maiores
teores deste gás são encontrados nas águas
subterrâneas.
Coeficiente de partição
O coeficiente de partição K é definido como
a razão das concentrações entre duas
substâncias imiscíveis entre si, a proporção
das concentrações destas duas fases é dada
pela equação de Oswald, Equação 1.
C
𝐾 = C0
(1)
w
Onde Co e Cw são as concentrações de
radônio, nas fases oleosa e aquosa
respectivamente, após ter sido estabelecido
o equilíbrio entre as duas fases.
Determinação do coeficiente de partição do
222
Rn entre água e óleo.
RESULTADOS
METODOLOGIA
Medição do coeficiente de partição do
radônio entre água e óleo
Radônio
O radônio possui número atômico Z = 86, é
um elemento radioativo pertencente ao
grupo dos gases nobres da tabela periódica.
É um emissor α, gasoso à temperatura
ambiente, incolor, inodoro e insípido. O
Isótopo 222Rn, tem uma meia-vida
aproximada de 3,8 dias.
O radônio encontra-se presente em toda
água subterrânea oriunda de fontes naturais,
como consequência do decaimento de rádio
que pode estar contido na água, na rocha
e/ou solo. O radônio é dissolvido na água
sob a forma de pequenas bolhas que
escapam facilmente devido a alguma
turbulência. Rios e Córregos possuem
baixas concentrações de radônio, devido à
A concentração do radônio foi determina
utilizando-se o detector AlphaGUARD),
juntamente com um conjunto de frascos e
bombas de ar (AlphaPump). O detector
AlphaGUARD é um aparelho portátil e de
fácil funcionamento ele é utilizado para
medidas de concentrações de radônio e
seus filhos. Figuras 1
Figura 1 - Coeficiente de partição do 222Rn
Para a determinação do coeficiente de
partição do radônio entre água e óleo foram
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 7
utilizados 500 mL de água (3), um detector
“AlphaGUARD” (1), onde foi incluído uma
bomba de ar (2) que foi ajustada para manter
um fluxo de ar de 0,5 L/min e um frasco de
250mL de gasolina que representando a
fase orgânica (4). Conforme a Figura 2.
Para a visualização dos dados, é utilizado o
software
DataEXPERT
(GENITRON
INSTRUMENTS, 1998). Esse software
permite a visualização do gráfico de cada
medição: a concentração de radônio em
função do tempo, a temperatura, a umidade
e a pressão atmosférica registrada durante a
realização da medição. A Figura 3 mostra o
gráfico
apresentado
pelo
software
DataEXPERT.
Figura 2- Esquema do experimento do
coeficiente de partição
Determinação do coeficiente de partição
do radônio entre água e óleo
O coeficiente de partição do radônio entre
óleo e água (KNAPL/W), foi calculado levando
em consideração o volume do ar no sistema,
o volume de óleo e a concentração da água
e do óleo. Conforme as Equações 2 e 3:
𝐼 = 𝐶𝐿𝑢𝑓𝑡 ∗ ( 𝑉𝐿𝑢𝑓𝑡 + 𝐾𝑊⁄𝐿𝑢𝑓𝑡 𝑉𝑊 )
𝐾𝑁𝐴𝑃𝐿
𝑊
(2)
𝑉𝐿𝑢𝑓𝑡∗∗
𝑉
𝐼
−
− 𝑊
𝑉𝑁𝐴𝑃𝐿 𝐾 𝑊 𝐶𝐿𝑢𝑓𝑡∗∗ 𝑉𝑁𝐴𝑃𝐿 𝐾 𝑊
𝑉𝑁𝐴𝑃𝐿
𝐿𝑢𝑓𝑡
𝐿𝑢𝑓𝑡
=
(3)
O coeficiente de partição foi calculado
substituindo os parâmetros das Equações 2
e 3 pelos respectivos valores, o valor
encontrado foi:
I=0,905 Bq
K(NAPL⁄W )= 24 Bq/m3
Segundo Schubert [1] o valor do coeficiente
de partição para a gasolina é de
aproximadamente 40 Bq/m3.
Gráfico da concentração do radônio entre
água e óleo
Figura 3 - Concentração de radônio na água
e óleo
CONCLUSÕES
Neste projeto foi utilizada metodologia
apresentada
por
Shubert[1]
para
determinação do coeficiente de partição
entre água e óleo. Podemos concluir que a
metodologia pesquisa foi eficaz, porém o
valor do coeficiente de partição determinado
não está de acordo com o valor encontrado
por Schubert, isto pode ter ocorrido porque a
gasolina possui uma concentração de álcool
elevada.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[7] Schubert, M.; Lehmann, K.; Paschke, A.;
Sci. Total Environ.On-site determination of
the radon concentration inwater samples:
Methodical background and results from
laboratory studies and a field-scale
test.2007, 376, 306
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPq
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 8
Validação de um Modelo Numérico para a Análise do Efeito Quebra-sifão em
um Reator de Piscina Aberta
Camila Freitas Matozinhos e José Afonso Barros Filho
Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN
INTRODUÇÃO
Uma das características de um reator de
piscina aberta é que o núcleo do reator é
refrigerado por circulação natural, sendo que
a própria água da piscina é utilizada como
dissipador de calor e esta é refrigerada por
um sistema secundário. A água da piscina
também se comporta como uma barreira de
proteção para a radiação emitida pelo
núcleo. Por estas razões, visando uma
operação segura do reator, é necessário
garantir que o estoque de água na piscina
seja maior do que o nível mínimo exigido.
Uma ruptura na tubulação de refrigeração
em um reator de piscina aberta poderia levar
a uma perda de refrigerante. Entretanto, se o
nível de água na piscina do reator puder ser
mantido, o núcleo será refrigerado por
convecção natural, evitando grandes
acidentes. Para isto, coloca-se um orifício na
tubulação de refrigeração em um nível acima
do nível mínimo de água que se deseja na
piscina. Assim, no caso de um rompimento
da tubulação, o ar entrará por este orifício e
a saída água será interrompida. Este
fenômeno é chamado de quebra-sifão.
A Figura 1 mostra um desenho esquemático
de uma geometria de piscina contendo o
dispositivo para quebra do sifão.
Figura 1: Geometria esquemática da
piscina com o quebra-sifão
OBJETIVO
O objetivo deste trabalho é validar um
modelo numérico para a análise do
fenômeno de quebra-sifão.
METODOLOGIA
Pretende-se analisar como uma variação no
diâmetro do orifício do quebra-sifão afeta o
nível final de água restante na piscina,
comparando-se resultados experimentais
obtidos em [1] e resultados de simulações
computacionais feitas utilizando-se o código
de dinâmica dos fluidos computacional
Ansys CFX.
Para a simulação computacional foi utilizada
a geometria mostrada na Figura 1, sendo
que para a primeira simulação, o diâmetro do
orifício considerado foi de 0,035m.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 9
Além disso, foi utilizada uma malha de 2,94
milhões de elementos, modelo de
turbulência
K-episilon,
água
e
ar
considerados fluidos contínuos a 25°C, e
coeficiente de arrasto 0,44.
Além disso, é possível perceber na imagem
de t = 48 segundos da Figura 2 que a
simulação não considerou a mistura de água
e ar e gerou uma estratificação dos dois
fluidos na tubulação, o que não ocorre na
realidade.
RESULTADOS
CONCLUSÕES
A Figura 2 mostra como a simulação retratou
o fenômeno ao longo do tempo.
Água
Ar
O objetivo proposto não foi atingido até o
momento, pois ainda não foi possível chegar
a um modelo que represente o que
realmente acontece no escoamento.
Há vários parâmetros que podem ter
causado a incoerência nos resultados,
dentre os quais se acredita que o principal
motivo é a representação inadequada de
como os fluidos interagem entre si.
t=1segundo
t=35segundos
Em próximas etapas do trabalho serão
alterados
parâmetros
da
simulação,
principalmente
os
relacionados
à
modelagem de fluido/partícula para tentar
chegar a resultados mais coerentes.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[8] Kang, Soon Ho, et al.Experimental study
of siphon breaking phenomenon in the realscaled research reactor pool. Disponível em
<http://www.sciencedirect.com/science/articl
e/pii/S0029549312005201#>. Acesso em:
17/07/2014.
t=48segundos
t=111segundos
Figura 2: Evolução do escoamento na
simulação
O efeito de quebra-sifão é observado, pois
em t = 111 segundos tem-se a tubulação
preenchida por ar, impedindo a saída de
água. Porém, nesta simulação, o nível final
de água ficou 0,348 m abaixo do nível do
orifício, enquanto resultados experimentais
[1] mostram que este valor é de
aproximadamente 1 m.
[9] Seo, Kyoungwoo, et al.Experimental and
numerical study for a siphon breaker design
of a research reactor. Disponível em
<http://www.sciencedirect.com/science/articl
e/ pii/S0306454912001971>. Acesso em:
17/07/2014
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
PIBITI/CNPq
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 10
Otimização e Melhoria do Processo de Irradiação no Laboratório de
Irradiação Gama (lig) Utilizando Técnicas de Engenharia de Produção e
Sistemas de Avaliação de Doses
Carolina Clara Machado Resende e Pablo Andrade Grossi
Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN
INTRODUÇÃO
METODOLOGIA
O processo de dosimetria é muito
importante quando se trata de qualidade e
confiabilidade. Este processo permite
determinar as taxas de dose que cada
produto recebe quando são expostos à
irradiação. Para medir a quantidade de dose
que cada produto recebeu é utilizado um
dosímetro que fica em uma determinada
distância da fonte e recebe uma quantidade
de dose determinada pelos pesquisadores.
Quando sofrem irradiação estes apresentam
mudanças físicas e químicas que podem ser
mensuradas. Essas mudanças podem ser
visivelmente observadas por meio da
alteração da cor, no caso dos dosímetros de
rotina, o Perspex. No estudo, o dosímetro
utilizado foi o Frick. A preparação do
dosímetro e a leitura do mesmo foi auxiliada
pelo servidor Luiz Cláudio Meira Belo. A
irradiação foi realizada no Laboratório de
Irradiação Gama (LIG) e a preparação e a
leitura foram feitas no laboratório da SN2Serviço de Dosimetria das Radiações.
Análise crítica dos processos produtivos
atuais do LIG;
Proposição de otimizações e melhorias ao
Processo de Irradiação do LIG;
Revisão do atual o Sistemas de Avaliação de
Doses adotado;
Preposição de melhorias e alterações no
atual o Sistemas de Avaliação de Doses;
Adequação do sistema dosimétrico aos
processos produtivos e operacionais do
laboratório;
Revisão do Manual da Qualidade do LIG no
tocante às alterações realizadas.
A curva obtida por meio da análise da
calibração foi a seguinte:
Taxa de Dose X Distância
Taxa de Dose
(Gy/h)
Os principais temas discutidos e avaliados
neste projeto se enquadram nas seguintes
áreas: Gestão da qualidade; Cultura
organizacional;
Certificação;Metrologia
aplicada a processos produtivos e Melhoria
contínua do Sistema de Avaliação de Doses.
RESULTADOS
0,01
0,05
Distância (m)
OBJETIVO
Otimizar e Melhorar o Processo de
Irradiação no Laboratório de Irradiação
Gama (LIG) utilizando Técnicas de
Engenharia de Produção e Sistemas de
Avaliação de Doses.
Figura 4. Gráfico com curva ajustada Taxa
de Dose X Distância
O gráfico foi traçado a partir das medidas dos
pontos de taxa de dose X distância.O
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 11
programa utilizado para o melhor ajuste da
curva foi o TCwin. A curva obtida possui a
seguinte equação:
Td=(a+clnx+e(lnx)^2+g(lnx)^3)/(1+blnx+d(ln
x)^2+f(lnx)^3)
(1)
Onde: Td = Taxa de Dose (Gy/h);
X = Distância (m);
a = 352,85567
b = 0,71808
c = -407,69256
d = 0,21101
e = 153,86434
f = 0,02091
g = 25,84675
no qual pode-se calcular a taxa de dose
para qualquer distância. Para o ajuste de
curva levantada a incerteza é de 0,96 com
intervalo de confiança de 95%. Para o
cálculo de dose estimado foi obtida a
incerteza de 4,54%. Portanto, obtém-se:
D = D ± 4,54%
(2)
Onde: D = Dose (Gy).
Taxa de Dose
(Gy/h)
Taxa de Dose X Distância
Atual
0,01
Distância (m)
Figura 5. Gráfico com correção para a dose
atual. Taxa de Dose X Distância
A correção de dose feita para a data
atual baseia-se no tempo de meia-vida do
cobalto 60. A equação utilizada para tal
correção, define-se :
EXP(-0,0003599564779895*(D - d))
(3)
onde, D = Data atual e d = Data da
calibração1.
1
CONCLUSÕES
O presente trabalho mostrou a importância
da calibração para garantir qualidade e
confiabilidade ao cliente. Com a dosimetria
pode-se garantir que a dose especificada
será atingida, sendo assim, o serviço
prestado resultará com boa qualidade
originando também a satisfação dos clientes.
O levantamento de dose presente no
processo de subida e descida da fonte foi
importante para garantir que a calibração
obtivesse resultados precisos, já que o
objetivo do trabalho visa a otimização do
processo de Irradiação no Laboratório de
Irradiação Gama (LIG). Observou-se que a
partir da distância de 1,5 m da fonte a dose
recebida é de valor bem baixo e quanto mais
distante vai ficando da fonte essa dose tende
a ficar “constante”. Os valores de dose
depois desse ponto são medidos através da
interpolação dos pontos.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1] Gabriela de Amorim Soares e Márcio Tadeu
Pereira. Implantação de dosimetria de altas
doses e Gestão da Qualidade no Laboratório
de Irradiação Gama (LIG). Seminários dos
Programas PIBIC/CNPq e PROBIC/CNEN. São
Paulo, 15-20 Setembro de 2010.
[2] Taiga Cafiero Garcia e Márcio Tadeu Pereira.
Desenvolvimento de modelos para o
planejamento
de
irradiações
de
hemoderivados no Laboratório de Irradiação
Gama – LIG. Relatório Final de Estágio, Julho de
2011.
[3]http://www.dep.ufmg.br/graduacao/classic
a.html - acessado em Julho de 2012.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPq.
A data da calibração foi realizada no dia 14/10/2013.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 12
Estudo de Propriedades Ópticas e Térmicas
de Dosímetros de Alumina
Elaine Neres de Assis e Luiz Claudio Meira Belo
Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN
INTRODUÇÃO
No contexto da dosimetria das radiações,
luminescência é a emissão estimulada de luz a
partir de um isolante ou semicondutor após a
absorção prévia de energia da radiação. Se o
estímulo é fornecido por calor a emissão é
denominada Termoluminescência (TL), se é
fornecido pela luz a emissão é denominada
luminescência opticamente estimulada (OSL).
Na leitura do sinal de luminescência, tanto para
a TL quanto para a OSL, o processo de leitura é
semelhante, exceto pelo mecanismo de
estimulação. Para uma medição OSL, a amostra
é estimulada com uma fonte de luz intensa tal
como um laser ou diodos emissores de luz de
alta intensidade e o sinal de luminescência é
detectado com uma fotomultiplicadora ou um
semicondutor.
Do ponto de vista cristalográfico, esta
luminescência ocorre devido a imperfeições ou
defeitos na rede cristalina que são chamados
genericamente de armadilhas. Somente defeitos
opticamente ativos podem ser medidos com
OSL, ao passo que uma maior variedade de
defeitos são detectados pela TL. Isso também
implica que a amostra deve ser suficientemente
protegida da luz após a exposição à radiação e
antes da medição, para evitar a perda de sinal
OSL. Deste modo, a técnica de medida para a
avaliação da dose depende das propriedades
específicas de cada material.
OBJETIVO
O objetivo deste projeto é o estudo e
desenvolvimento de dispositivos ópticos para a
excitação e detecção de sinais luminescentes
adequados às condições dos novos detectores
de alumina desenvolvidos no CDTN.
METODOLOGIA
Para realização do presente trabalho, foram
utilizadas amostras policristalinas de alumina
(-Al2O3:C referida neste texto como ALDOS)
produzidas no CDTN por meio de processos solgel, prensadas e sinterizadas. Adicionalmente
foram
adquiridos
dosímetros
comerciais
monocristalinos do tipo TLD500 para que fossem
a referência no estudo.
Foram selecionados grupos de amostras de
dosímentros ALDOS com boa resposta,
previamente tratados termicamente. Este
tratamento foi feito a fim de estabilizar a resposta
das amostras, pois elas eram novas e
apresentavam variações elevadas na carga
acumulada.
Os TLDs ALDOS foram expostos ao UV em
tempos variando entre zero e 60 minutos. A fonte
de UV utilizada foi uma lâmpada de mercúrio,
sendo o comprimento de onde de 253,7 nm.
RESULTADOS
Foi selecionado um lote homogêneo de 51
dosímetros ALDOS a partir de um grupo inicial
de 96 dosímetros novos.
Para a realização dos estudos foram feitas
irradiações dos TLDs com uma dose real
convencional de 12.5 mSv , usando uma fonte de
90
Sr/90Y incorporada à leitora RISØ modelo
TL/OSL-DA-20, na qual foram feitas também as
leituras à taxa de aquecimento de 3°C/s para se
obter a referência inicial.
Em seguida todos os TLDs foram expostos ao
ultravioleta em ambos os lados em tempos
diferentes e feitas leituras para zerá-los. Depois
de expostos e zerados foram irradiados
novamente com a dose de 12,5 mSv para uma
comparação com a primeira irradiação antes do
UV.
Na figura 1 é apresentado o efeito da
sensibilização dos dosímetros aldos com UV no
comprimento de onda de 253.7nm. Cada ponto
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 13
do gráfico abaixo corresponde à média de três
medidas dos TLDs ALDOS que resultam da
integração (área) da curva de brilho
correspondente.
40
O aumento da resposta termoluminescente
depende do tempo que os TLDs são expostos ao
UV e é possível concluir que para tempos de
exposição maiores que 1 minuto, há um aumento
de sensibilidade na resposta dos dosímetros.
Além disso, a partir de 10 minutos o aumento de
sensibilidade se estabiliza não sendo necessário
deixar os TLD mais tempo no ultravioleta.
Contagens x 10
6
30
20
10
0
0
10
20
30
40
50
60
Tempo - (minutos)
Figura 1. Dependência da sensibilização em função
do tempo de exposição ao UV no comprimento de
onda de 253.7nm
Foi realizado 12 ciclos de irradiação e leitura,
simulando o que ocorreria em condições de uso
em rotina, A fim de se verificar se o efeito da
sensibilidade dos dosímetros ALDOS é estável e
confiável.
A técnica de exposição ao UV é uma maneira
que se mostrou eficiente para aumentar a
sensibilidade dos dosímetros ALDOS. É
importante ressaltar que este aumento de
sensibilidade se manteve estável após a
realização de até 12 ciclos de irradiação e leitura,
simulando o que ocorreria em condições de uso
em rotina deste tipo de dosímetro por um período
de um ano, tendo em vista que o tempo de uso
do dosímetro neste caso é de um mês.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
1.
Woda, C., Bassinet, C., Trompier, F., et al.,
Radiation-induced
damage
analysed
by
luminescence methods in retrospective dosimetry and
emergency response, Ann Ist super sAnItà 2009, Vol.
45, no. 3: 297-306.
2.
McKeever, S.W.S., Thermoluminescence of
solids. Cambridge: Cambridge University Press; 1985.
3.
Bulur, E., An alternative technique for optically
stimulated luminescence (OSL) experiment. Radiat.
Meas. 1996; 26:701-9.
4.
Thomsen, K.J., Bøtter-Jensen, L., Jain, M., et
al., Recent instrumental developments for trapped
electron dosimetry. Radiat Meas 2008;43:414-21.
Fig. 4. Reprodutibilidade de resposta do Al2O3 à radiação Beta,
antes e depois da exposição ao UV. ▲Al2O3 sol gel, ▼Al2O3 sol gel
pós-UV, ■ Al2O3 monocristal, ●Al2O3 monocristal pós-UV.
CONCLUSÕES
5.
Bøtter-Jensen, L., Bulur, E., Duller, G.A.T., et
al., Advances in luminescence instrument systems
Radiat. Meas. 2000;32:523-8.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
A partir da análise dos resultados foi possível
determinar que após a exposição dos TLDs
Aldos ao Ultravioleta há um aumento na resposta
à radiação ionizante. Cabe ressaltar que o
aumento na sensibilidade é bem significativo.
CNPq
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 14
Implantação de Métodos Baseados em Engenharia de Produção no
Laboratório de Irradiação Gama
Fernanda Luiza Costa Silva e Pablo Andrade Grossi
Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN
INTRODUÇÃO
A certificação da qualidade tem se tornado
cada vez mais uma imposição do mercado,
resultado das exigências dos consumidores
por produtos e serviços que atendam a suas
necessidades e a requisitos de normas e
regulamentos técnicos específicos. A
implantação de um sistema de gestão da
qualidade eficiente possibilita uma melhora
nos processos internos, com consequente
aumento da satisfação dos clientes. E é
exatamente por isso que o Laboratório de
Irradiação Gama do CDTN/CNEN (LIG) vem
procurando implantar a certificação ISO e um
sistema de garantia da qualidade compatível
com diretriz vigente no CDTN. Além da
certificação ISO é meta também buscar
certificação em órgãos de vigilância sanitária
em vista da irradiação de hemoderivados
usados na clínica médica e de produtos
médicos-farmacêutico. Dois projetos de
iniciação científica, com bolsas do CNPq, já
foram concedidos consonantes com as
metas. Não obstante, a notória falta de
recursos humanos e a identificação de que o
ponto crítico do processo de certificação era
a implantação de uma sistemática de
dosimetria, esforços adicionais foram
concentrados no desenvolvimento dessa
ferramenta operacional pivotal. Foi estudada
uma metodologia baseada em método
numérico que se revelou totalmente
adequada aos propósitos e objetivos do
laboratório
[1, 2, 3].
Uma característica predominante nos
trabalhos de irradiação no laboratório é a
diversidade de materiais submetidos a
tratamento.
No
LIG
são
tratados:
hemoderivados;
suturas
cirúrgicas,
fitoterápicos, insumos para a indústria
farmacêutica, gemas e materiais para
pesquisas tais como alimentos diversos,
efluentes da indústria de celulose, esgoto,
animais de laboratório, aditivos naturais para
alimentos. Também se enquadram em
ampla diversidade as doses de radiação
aplicadas que variam de poucos Grays a
MGy. Esses dois leques impõem um sistema
de gestão sofisticado para permitir o fluxo de
materiais e uma adequada racionalidade na
utilização do irradiador em termos de
utilização dos locais de posicionamento dos
alvos e tempo de abertura e fechamento da
máquina, conjugados com a rastreabilidade
necessária a um bom programa de gestão da
qualidade.
“O projeto, a implantação, a melhoria e a
manutenção
de
sistemas
produtivos
integrados, envolvendo homens, materiais e
equipamentos, especificar, prever e avaliar
os resultados obtidos destes sistemas,
recorrendo a conhecimentos especializados
da matemática, física, ciências sociais,
conjuntamente com os princípios e métodos
de análise e projeto da engenharia" um
enunciado do Curso de Engenharia de
Produção da UFMG [4], bem embasa os
objetivos desse projeto.
Os principais temas discutidos e avaliados
neste projeto se enquadram nas seguintes
áreas:

Gestão da qualidade.

Cultura organizacional.

Certificação.

Preparo para auditorias

Certificação
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 15
OBJETIVO
CONCLUSÕES
Implantar métodos da engenharia de
produção no Laboratório de Irradiação Gama
do CDTN.
O trabalho realizado durante o período de
vigência da bolsa cumpriu com a proposta
inicial. A implantação de métodos da
Engenharia de Produção resultou em
melhorias na execução dos serviços, na
comunicação com o cliente, no trabalho em
equipe e na identificação dos problemas.
METODOLOGIA
Análise crítica dos processos produtivos
atuais do LIG; proposta e elaboração de
procedimentos operacionais suplementares;
treinamento do pessoal em conformidade
com os novos procedimentos; finalização do
Manual da Qualidade do LIG e submissão do
Manual ao sistema gestor do Programa da
Qualidade do CDTN.
RESULTADOS
No período de vigência da bolsa, as
atividades do projeto estiveram focadas no
desenvolvimento de um Sistema de Gestão
da Qualidade em consonância com a diretriz
vigente do CDTN. O trabalho consistiu na
identificação e no desenvolvimento de
documentos exigidos pela norma ISO 9001Sistemas de Gestão da Qualidade. Foram
desenvolvidos
dois
procedimentos
operacionais denominados: PO NUCLIG 1Controle do processo de irradiação e PO
NUCLIG 2- Manual de Operação. Esses
procedimentos por sua vez, deram origem a
vinte formulários operacionais que estão
sendo utilizados para treinamento do
pessoal do laboratório. Esses documentos
estão sendo utilizados para elaboração do
Manual da Qualidade Específico.
Os resultados obtidos durante a bolsa,
foram satisfatórios, pois, a partir da análise
crítica dos processos produtivos do
laboratório e utilizando conhecimentos de
engenharia de produção, como exemplo, a
gestão da qualidade, os objetivos do projeto
puderam ser alcançados.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1] Gabriela de Amorim Soares e Márcio
Tadeu Pereira. MODELLING A GAMMA
IRRADIATION PROCESS USING THE
MONTE CARLO METHOD. International
Nuclear Atlantic Conference - INAC 2011
Belo Horizonte, MG, Brazil, October 24-28,
2011.
[2] Gabriela de Amorim Soares e Márcio
Tadeu Pereira. Implantação de dosimetria
de altas doses e Gestão da Qualidade no
Laboratório de Irradiação Gama (LIG).
Seminários dos Programas PIBIC/CNPq e
PROBIC/CNEN. São Paulo, 15-20 Setembro
de 2010.
[3] Taiga Cafiero Garcia e Márcio Tadeu
Pereira. Desenvolvimento de modelos
para o planejamento de irradiações de
hemoderivados no Laboratório de
Irradiação Gama – LIG. Relatório Final de
Estágio, Julho de 2011.
[4]http://www.dep.ufmg.br/graduacao/classic
a.html - acessado em Julho de 2012.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPq.
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Pág. 16
Uso de Goma Arábica como Surfactante para a Preparação de Compósitos
de Matriz Cerâmica Reforçados com Nanotubos de Carbono
Gustavo de Castro Salles e Adelina Pinheiro Santos
Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear- CDTN
INTRODUÇÃO
METODOLOGIA
Os nanotubos de carbono (CNTs) estão
entre os nanomateriais mais interessantes e
versáteis
descobertos
nas
últimas
1,2
décadas . Devido à natureza da ligação
carbono-carbono, sua estrutura grafítica,
elevada razão de aspecto e diâmetro
nanométrico,
os
CNTs
possuem
propriedades
mecânicas,
eletrônicas,
ópticas, térmicas e químicas diferenciadas
que os tornam atraentes para muitas
aplicações1. Um uso notável para os CNTs é
a incorporação dos mesmos em diferentes
matrizes,
almejando
ganhos
de
propriedades nos compósitos obtidos, como
aumento de resistência mecânica e de
condutividades elétrica e térmica3. A
incorporação de CNTs em outros materiais é
dificultada devido à insolubilidade dos
mesmos em água e solventes orgânicos. No
presente
trabalho,
apresentamos
os
resultados do estudo da dispersão de CNTs
comerciais de paredes múltiplas (MWCNT),
em água, visando a sua incorporação em
massas
cimentícias.
Como
agente
dispersante utilizou-se a goma arábica (GA),
um polissacarídeo complexo de cadeia
ramificada, encontrada como um misto de
sais de cálcio, magnésio e potássio contendo
traços de lipídios. A goma arábica foi
selecionada, pois possui um grande
potencial como agente dispersor de CNTs,
além de ser compatível com matrizes
cerâmicas e de baixo custo4.
Como
materiais,
foram
empregados
MWCNTs funcionalizados com hidroxilas da
Cheap Tubes, Inc. e Goma Arábica
produzida pela empresa General Fittings. O
método de dispersão empregado foi o
processo de desagregação ultrassônica. Os
testes foram realizados utilizando como
volume de dispersão 50 mL, respeitando-se
a proporção de 1% massa de dispersante em
relação à massa de água e a proporção de
CNTs/água de 1,5 mg/mL (esta razão é
importante para a futura fabricação de
concretos). Após a adição do dispersante, os
CNTs são incorporados gradativamente à
água deionizada (grau Millie-Q) em um
béquer. Em seguida, a mistura foi submetida
à cavitação ultrassônica por 1 h em cuba de
ultrassom (USC – 1850, Linha Profissional,
UNIQUE). O equipamento opera em
frequência fixa de 25 kHz e potência de 154
W. A qualidade das dispersões obtidas foi
caracterizada por análise visual, microscopia
eletrônica de transmissão e espectroscopia
de absorção óptica na região do UV- Vis.
OBJETIVO
Obter dispersões estáveis e concentradas de
CNTs utilizando goma arábica como agente
surfactante, com o intuito futuro de adicionar
CNTs a concretos refratários.
RESULTADOS
Foram obtidas dispersões estáveis na
presença de GA. A ação surfactante da GA
é ilustrada nas fotografias da Figura 1.
Enquanto uma dispersão escura estável foi
obtida na presença do surfactante (Fig. 1(a)),
a dispersão preparada apenas com CNTs
apresentou rápida sedimentação (Fig. 1(b)).
A análise feita por microscopia eletrônica de
transmissão (TEM) revelou a atuação
dispersante da GA. Como ilustrado nas
imagens da Figura 2, obtidas com menor
ampliação na dispersão contendo GA, os
CNTs encontravam-se dispersos em toda a
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 17
grade de TEM (Fig. 2(a)), enquanto
aglomerados largos foram observados para
a amostra sem GA (Fig. 2(b)).
(a)
(b)
obedecem a lei de Lambert-Beer nesta faixa
de
concentração.
Estes
resultados
permitirão a construção de uma curva de
calibração que será utilizada para a
determinação da concentração de CNTs em
futuras dispersões.
Figura 1 – Fotografias de dispersões de CNTs a 1,5 mg/mL
preparadas com (a) e sem (b) goma arábica
Nas imagens obtidas com maiores aumentos
foi possível observar como os CNTs
adsorveram a GA. Isto é ilustrado na imagem
da Fig. 3(a), onde é possível ver camadas
espessas depositadas sobre as superfícies
dos CNTs (ver seta). Este revestimento se
mostra ausente na imagem da Fig. 3(b),
preparada a partir da dispersão contendo
apenas CNTs. A camada de dispersante que
envolve os CNTs tem correlação direta com
a boa dispersão dos mesmos. Nas análises
de espectroscopia de absorção na região do
UV-Vis realizadas
(a)
(b)
Figura 2 – Imagens de TEM (baixa ampliação) de
dispersões de CNTs 1,5 mg/mL: com (a) e sem (b) GA 1%
(a)
(b)
Goma
Arábica
Absorbância
Gráfico I – Curvas de UV-Vis contendo
diferentes concentrações de CNTs
2,5
2
1,5
1
0,5
0
NTC 0,02 mg/mL
NTC 0,04 mg/mL
NTC 0,06 mg/mL
NTC 0,08 mg/mL
200
400
600
800
NTC 0,10 mg/mL
Comprimento de onda (nm)NTC 0,12 mg/mL
CONCLUSÕES
A goma arábica se mostrou eficiente como
agente dispersor para CNTs, podendo ser
obtidas com seu uso, dispersões estáveis e
com teor de CNTs elevado.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[10] VELASCO-SANTOS, C.; MARTINEZHERNANDEZ, A. L.; CASTANO, V. M.,
Composites Interfaces 2005, 11, 567;
[11] SAHOO, N. G. et al., Progress in
Polymer Science, 2010, 35,837;
[12]KUZNETSOV, D.V. et al. Nanomaterials
in refractory technology. Refractories and
Industrial Ceramics, v.51, n.2,p.61-63.,2010
[13]WANG, B., HAN, Y. PAN, B., ZHANG,.
Mechanical and Morphological Properties of
Highly Dispersed CNT Reinforced Cement
Based Materials, Journal of Wuhan
University of Technology-Mater. Sci. Ed.
(2013)
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Figura 3 – Imagens de TEM (alta ampliação) de dispersões
de CNTs 1,5 mg/mL: com (a) e sem (b) GA 1%
CNPq, Rede Nacional de Pesquisa em
Nanotubos
de
Carbono,
INCT
de
Nanomateriais de Carbono, FAPEMIG.
com diferentes concentrações de CNTs foi
possível constatar que as dispersões
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 18
Projeto de um Sistema para Calibração de um Dispositivo de Velocimetria
por Laser Doppler
Hailton Donizete de Resende Júnior e Amir Zacarias Mesquita
Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN
INTRODUÇÃO
Velocimetria Laser Doppler (LDV) são
sistemas de medições caracterizados por
possuírem boa repetitividade, ampla faixa de
medição de velocidade e serem não
intrusivo. O efeito Doppler ocorre quando
partículas presentes no fluido passam pelos
feixes convergentes emitidos pelo LDV que,
por sua vez, são refletidos, gerando uma
diferença entre o emitido e o refletido por
essas partículas. Essa diferença é captada
por um fotodetector, que fornecerá a
velocidade baseada nessa diferença entre
os feixes, como mostrado na figura 1.
do projeto, observou-se a importância da
calibração do LDV. Sendo a realização de
calibrações externas onerosas ao CDTN e
havendo grandes riscos no transporte do
equipamento, a calibração do sistema LDV
deverá ser realizada no laboratório de
Termo-hidráulica. Para isso, um dispositivo
padrão para a calibração e aquisição do
sistema LDV deverá ser desenvolvido no
laboratório.
OBJETIVO
Projetar e construir um dispositivo padrão
para a calibração do sistema de LDV.
Desenvolver um programa no LabVIEW para
tratamento dos dados obtidos pelo calibrador
com o auxílio de uma placa DAQ (NI USB6211) ligada a um computador.
METODOLOGIA
Figura 1. Funcionamento esquemático do
LDV.
O Laboratório de Termo-hidráulica (SETRE)
do CDTN realizará experimentos em
segmentos de feixes de varetas com grades
espaçadoras do elemento combustível dos
reatores ANGRA I e II, onde será avaliado o
grau de mistura do escoamento de água
através da medição da velocidade axial e
lateral nos subcanais em vários níveis após
a grade. As medições serão realizadas pelo
LDV. Tendo como objetivo alcançar a meta
De início, foram realizados estudos dos
manuais de operação do LDV[1] e pesquisas
bibliográficas
sobre
dispositivos
de
calibração do LDV[4], com o intuito de
adquirir um conhecimento em nível básico de
seu funcionamento. Concomitantemente a
essa etapa foi aplicado um estudo
direcionado aos tutoriais do LabVIEW com o
objetivo de desenvolver o programa do
calibrador LDV[2][3], conforme mostrado na
figura 2. Na parte mecânica e eletroeletrônica, foi projetado e construído o
calibrador. O Sistema é composto por um
transformador, responsável por transformar
a tensão, em corrente alternada (Ca), de 110
V para 12 V. Em seguida, um circuito retifica
a corrente alternada (Ca) em corrente
contínua (Cc) para alimentar o motor e
realizar o controle PWM.
O
outro
circuito é responsável por alimentar o sensor
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 19
ótico e enviar para a placa DAQ os impulsos
gerados pela rotação do disco do encoder. O
programa do LabVIEW vai calcular dados
como rotação, velocidade, incerteza e outros
parâmetros. Entre os discos de alumínio,
tem-se um fino fio de nylon, onde foca-se
feixe do LDV e realiza-se a leitura da
velocidade do calibrador. Feito isso, será
analisado os dados obtidos pelo LabVIEW e
LDV. O calibrador é mostrado na figura 3.
RESULTADOS
Com o calibrador pronto com funcionalidade
total, o programa do LABView foi executado
e primariamente todos os componentes
foram testados. Através da placa DAQ, um
sinal de PWM passou a ser comunicado para
o motor. Por meio da contagem de pulsos
feita pelo encoder, a velocidade passou a ser
medida e exibida na interface montada no
programa de LABView. Foi possível medir
velocidades
entre
zero
até
aproximadamente 5 m/s. Novos testes serão
realizados com a renovação da bolsa.
CONCLUSÕES
Devido a problemas técnicos, o motor
utilizado no sistema teve de ser trocado por
outro, o que ocasionou na baixa amplitude
de velocidade fornecida pelo motor,
impossibilitando a realização da calibração.
Figura 2.
LabVIEW.
Programa
desenvolvido
Figura 3. Calibrador LDV construído.
no
REFERÊNCIAS BIBLIGRÁFICAS
[1] BSA FLOW SOFTWARE 4.10.
“Installation & User’s Guide”. Dantec
Dynamics, Denmark, 2006. Publication no.:
9040U5733.
[2] LABVIEW 2009. “Manual do curso de
introdução”
[3] LABVIEW 2009. “Manual do curso de
desenvolvimento”
[4] PAULA, Thiago Teixeira de. Avaliação
Metrológica da Medição de Vazão com
Laser Doppler Anemométrico. 2007. 74f.
Dissertação
(Pós-Graduação)
–
Universidade Federal de Minas Gerais.
Programa
de
Pós-Graduação
em
Engenharia Mecânica, Belo Horizonte.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPq
Conselho
Nacional
de
Desenvolvimento Científico e Tecnológico
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 20
Estudo de Berilo e Quartzo Incolores e Brazilianita Utilizando a Difração de
raios-x, Espectroscopia na Região do Infravermelho e Irradiação Gama.
Helena Cristina de Matos Silva e Fernando Soares Lameiras
Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear – CDTN
INTRODUÇÃO
O Berilo Be3Al2(Si6O18), Quartzo SiO2 e a
Brazilianita NaAl3(PO4)2(OH)4 são minerais
considerados
gemas.
Gemas
são
substâncias
naturais
orgânicas
ou
inorgânicas
consideradas
por
suas
características intrínsecas (cor, brilho,
raridade, dureza e outros), são utilizadas
principalmente como adorno pessoal.
Foram aplicadas as técnicas de Difração de
Raios X, Espectroscopia na região do
Infravermelho por Transformada de Fourier
(FTIR) e a Irradiação Gama para estudo dos
minerais citados.
O uso da Difração de Raios X foi
fundamental na identificação dos minerais e
demonstrou a pureza de nossas amostras.
Apresentamos
o
desenvolvimento
e
aplicação de uma nova metodologia de
preparo dos minerais para análises em FTIR
que
permite
a
reprodutibilidade
e
confiabilidade dos resultados evitando
contaminações.
OBJETIVO
Identificar e estudar a estrutura cristalina e
química dos minerais e comparar com
resultados padrões disponíveis em bancos
de dados certificando a eficácia das técnicas
aplicadas.
METODOLOGIA
O preparo dos minerais para análise de
Difração de Raios X é padrão para todo tipo
de material. No caso das amostras do
presente trabalho que estavam em estado
bruto foi necessário aplicar o processo de
moagem até a obtenção de um pó fino e
homogêneo que em seguida foi transferido
para um porta amostra de alumínio e fixado
no aparelho para realização da análise.
O mesmo pó obtido na análise anterior foi
utilizado na técnica de FTIR, com exceção
do quartzo que foi analisado em seu estado
bruto, essa escolha foi baseada na Rotina
Técnica do Laboratório de Espectroscopia
do CDTN, que aborda o procedimento
padrão de análise de quartzos.
Para o Berilo e a Brazilianita foi aplicada a
metodologia de dispersão em pastilhas.
Observando as análises, identificamos
contaminações
nos
espectros
que
apresentavam bandas de H2O e OH
provenientes do KBr (brometo de potássio),
para eliminar esse problema foram
produzidas pastilhas de KBr (0,18 g) e a
aquisição de espectro de background com
essas pastilhas, em seguida foram
produzidas pastilhas com 0,0003g de
amostra dispersas em KBr obtendo-se
pastilhas com peso total de 0,17 g para
aquisição do espectro de análise.
RESULTADOS
Seguindo essa metodologia observamos
que as bandas de contaminação foram
eliminadas e nossos resultados são
semelhantes aos espectros padrões do
banco de dados rruff.info que é considerado
referência nas técnicas de Difração de Raios
X, FTIR e Ramam (vide Figura 1).
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 21
[2] LADEIRA, L. Comunicação pessoal. Belo
Horizonte: Laboratório de Irradiação
Gama (LIG), Centro de Desenvolvimento da
Tecnologia Nuclear, 2014.
Brazilianita
0,8
0,6
0,4
0,2
3200
2700
2200
% Absorbância
1
[3] BARBOSA, J, B. Comunicação pessoal.
Belo Horizonte: Laboratório de Difração de
Raios X, Centro de Desenvolvimento da
Tecnologia Nuclear, 2014.
0
1200
1700
número de onda (cm-1 )
Berilo
2
1,5
1
0,5
3300
% Absorbância
2,5
0
1300
2300
[4] SCHUMANN, W. (2002) Gemas do
Mundo, Ed. Ao Livro Técnico Indústria e
Comércio Ltda., traduzido por Mário Del Rio,
9ª
Edição, p.96,116,190.
[5] DANA, J. D. (1978). Manual de
Mineralogia, 1ª edição. 5ª revisão. Rio de
Janeiro, RJ, p. 376.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
comprimento de onda (cm-1 )
Figura 1 - Gráfico 1 (inferior): espectro sem a
aplicação da metodologia. Gráfico 2 (superior):
espectro com a aplicação da metodologia. Obs.: As
setas indicam as bandas de contaminação que foram
removidas.
Conselho Nacional de Desenvolvimento
Científico e Tecnológico - CNPq
CONCLUSÕES
A metodologia de preparo das amostras
deste trabalho garantiu a reprodutibilidade
dos resultados e consideramos ser uma
metodologia adequada, simples e confiável.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1] Fernando Soares Lameiras (2012). The
Relation of FTIR Signature of Natural
Colorless Quartz to Color Development After
Irradiation and Heating, Infrared Radiation,
Dr. Vasyl Morozhenko (Ed.), ISBN: 978-95351-0060-7, InTech, DOI: 10.5772/35738.
Available
from:
http://www.intechopen.com/books/infraredradiation/the-relation-of-ftir-signature-ofnatural-colorless-quartz-to-colordevelopment-after-irradiation-an
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 22
Remoção de Manganês por Associação de Métodos Químicos e Biológicos
Henrique Lages Barsand de Leucas e Ana Claudia Queiroz Ladeira
Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear – CDTN
A drenagem ácida de mina (DAM) é
considerada um dos maiores problemas
ambientais associados à atividade mineral
no Brasil. O tratamento de efluentes oriundos
das DAM representa alto custo, sendo o
manganês um dos principais responsáveis.
A resolução CONAMA n°430 estabelece o
limite de descarte do Mn presente em
efluentes líquidos em 1mg/L e pH entre 5-9.
Geralmente, a remoção do Mn2+ é feita pela
adição de cal o que demanda um grande
consumo deste devido a exigência de altos
valores de pH para sua precipitação [1]. A
sorção oxidativa surge como uma alternativa
interessante, utilizando o dióxido de
manganês como catalisador. Sua atividade
catalisadora está relacionada a mecanismos
de sorção [2].
OBJETIVO
Estudar a remoção do manganês em
colunas de leito fixo constituído de MnO2 e
através do metabolismo de bactérias que o
degradam.
3 situações distintas: i) bactéria, óxido e
Mn2+, ii) bactéria com Mn2+ e iii) óxido com
Mn2+.
RESULTADOS
Ensaios com coluna de leito fixo
Nos gráficos 1 e 2, a primeira etapa
corresponde à ativação do leito com a
solução sintética e a segunda etapa
representa a reativação do leito após a
passagem do agente oxidante.
175
Carregamento
Leito reativado com KMnO4
150
-1
Concentração Mn (mg.L )
INTRODUÇÃO
125
100
75
50
25
0
0
50
100
150
200
250
300
350
400
Número de volumes de leito
Figura 1: Remoção de Mn em coluna com 40mL de
MnO2, alimentado com solução sintética de Mn 2+
neutralizada com cal para pH = 7,0, vazão de
0,2mL/min, reativada com KMnO4.
METODOLOGIA
Foram realizados ensaios em colunas de
leito fixo com solução sintética de Mn2+ (150
mg/L) utilizando MnO2 como catalisador. A
solução teve seu pH ajustado na faixa de
6,8-7,2 pela adição de cal. Utilizou-se tanto o
permanganato como o hipoclorito como
agente oxidante. As coletas foram feitas três
vezes ao dia durante 30min. O Mn solúvel foi
analisado por espectrometria de absorção
atômica. Também foram realizados ensaios
em batelada com solução sintética de Mn 2+
utilizando bactérias que degradam o Mn em
Na figura 1, observa-se que até 51 BV a
[Mn2+] apresentou valores satisfatórios
(inferiores a 1mg/L). A partir de então a
remoção foi cessando até chegar a 126 mg/L
no 190 BV. O carregamento da coluna foi de
11,1mg/g de MnO2. Na segunda etapa
(reativação com KMnO4), verifica-se que
somente até o 3,4BV a [Mn2+] apresentou
valores inferiores a 1mg/L. A partir do 3,4BV
a remoção do Mn foi cessando até chegar a
150 mg/L no 190 BV. O carregamento da
coluna reativada foi de 7,3mg/g de MnO2.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 23
175
150
-1
Concentração Mn (mg.L )
BV.
Carregamento
Leito reativado com NaOCl
100
90
Remoção de manganês (%)
125
100
75
50
25
0
0
50
100 150 200 250
Número de volumes de leito
350
400
Figura 2: Remoção de Mn em coluna com 40mL de
MnO2, alimentado com solução sintética de Mn 2+
neutralizada com cal para pH = 7,0, vazão de
0,2mL/min, reativada com NaOCl
Na figura 2, observa-se que até o 65,8BV a
[Mn2+] apresentou valores satisfatórios. A
partir de então a remoção do Mn2+ foi
cessando até chegar a 125 mg/L no 190 BV.
O carregamento da coluna foi de 11,0mg/g.
Na segunda etapa (reativação com NaOCl),
verifica-se que somente até o 10,6BV a
remoção [Mn2+] foi eficiente. A partir do
10,6BV a remoção do Mn foi cessando até
chegar a 148 mg/L no 190 BV. O
carregamento da coluna reativada foi de
2,3mg/g de MnO2.
Ensaios com culturas de bactérias em
batelada
-1
Os erlenmeyers foram agitados a 150 min
a 32ºC. A figura 3 mostra que após 2
semanas foi removido aprox. 65% de Mn 2+
na presença da cultura com a solução de
Mn2+. No erlenmeyer com a cultura, o óxido
e a solução de Mn2+, a remoção foi de aprox.
85%. Já no erlenmeyer que havia o óxido e
a solução de Mn2+ a remoção foi de aprox.
90%.
80
70
60
50
40
30
20
10
QB - Cultura + MnO2 + 150 mg/L Mn
2+
2+
C 2- Cultura + 150 mg/L Mn
2+
C 3 - MnO2 + 150 mg/L Mn
0
-10
0
2
4
6
8
10
12
14
16
Tempo (dias)
Figura 3: Remoção de Mn por inóculo de bactérias
através de ensaios em batelada
Os experimentos não apontaram a
reativação da coluna como uma melhoria na
adsorção do Mn. Também concluímos que
as bactérias em contato com o Mn2+ realizam
sua degradação. Entretanto, a remoção de
manganês somente com o óxido foi superior
que a combinação óxido com bactérias.
Novos ensaios deverão ser realizados para
analisar se a remoção de Mn2+ se dá pela
degradação das bactérias ou pelo fato delas
abaixaram o pH e assim, precipitar o
manganês.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[14]Sikora, F.J., Behrebds, L.L., Brodie,
G.A., Taylor, H.N. Design criteria and
required chemistry for removing manganese
in acid mine drainage using subsurface flow
wetlands. Water Environment Research, 5,
p. 536-544, 2006.
[15]Lovett, R.J. Removal of manganese from
acid mine drainage. J. Environ. Quality,
26(4), p. 1017-1024, 1997.
CONCLUSÕES
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Observa-se que o MnO2 é um bom
adsorvente com um carregamento de
aproximadamente 11,0mg/g. O limite de
1mg/L exigido para descarte no meio
ambiente foi obtido até aproximadamente 50
CNPq, INCT-Acqua, Projeto Excelência em
Mn (Vale-Fapemig), PPM Fapemig.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 24
Medida de Tensões Residuais Internas em Solda Dissimilar - Bocal de a-508
e Tubo tp316l com e sem Solda de Recobrimento
Kétsia dos Santos Martins e Wagner Reis da Costa Campos
Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN
INTRODUÇÃO
OBJETIVO
As trincas por corrosão sob tensão pela água
do primário de reatores do tipo PWR
(PWSCC) em soldas dissimilares, entre
bocais de aço carbono e tubulações de aço
inoxidável, estão relacionadas com as
microestruturas e as tensões de tração na
superfície interna próxima das soldas [1].
O objetivo deste trabalho foi estudar o efeito
da solda de recobrimento sobre as tensões
residuais internas desenvolvidas na solda
dissimilar entre um bocal de aço A-508 Cl3 e
um tubo de aço inoxidável TP316-L, com um
anel intermediário de 316-L forjado.
METODOLOGIA
Além das tensões residuais de tração
associadas com o processo de soldagem,
outras cargas podem gerar tensões de
tração na região interna de um bocal
soldado, como a alta pressão de operação e
as cargas geradas pelo peso das tubulações.
Estas podem atingir valores de tensões de
tração da ordem de até 245 MPa, podendo
alcançar tensões críticas em relação à
corrosão sob tensão [2].
Foi construído um mock-up com um bocal de
aço carbono A-508 Cl3 soldado a um anel de
aço inoxidável F316L, com Inconel 82/182,
que foi soldado a um tubo de aço inoxidável
TP316L, com adição de aço inoxidável 316L.
A solda de recobrimento foi feita com Inconel
52. Na Figura 1 está mostrado o mock-up
soldado antes e após o recobrimento, e o
equipamento para medida das tensões
residuais internas, desenvolvido no CDTN.
Uma técnica utilizada para reduzir estas
tensões residuais de tração é a solda de
recobrimento WOL (Weld Overlay). Neste
processo são depositados cordões de solda
em torno da tubulação soldada, induzindo
tensões de compressão no interior da
tubulação. A soma das tensões residuais e
operacionais deve ser menor que a tensão
de tração limite para que ocorra o
trincamento por corrosão sob tensão [3, 4].
Neste trabalho foi construído um mock-up
reproduzindo a solda dissimilar de um bocal
do pressurizador de Angra 1, onde foi
adicionada uma solda de recobrimento.
Foram realizadas medidas de tensões
residuais na superfície interna do mock-up
antes e após o recobrimento. O método
utilizado para a medição das tensões
residuais foi o "Blind-Hole-Drilling Method",
ou Método do Furo Central [5].
c
a
b
Figura 1. Mock-Up Antes (a), Após (b) a
solda de Recobrimento e o Equipamento
para Medições de Tensões Residuais (c).
Na análise das tensões residuais internas do
mock-up foram estudados 7 pontos antes e
5 após a solda de recobrimento.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 25
compressão na superfície interna do mockup.
RESULTADOS
Na Tabela 1 são apresentados os valores
das tensões residuais principais máximas e
mínimas para cada ponto analisado, antes e
após o WOL, em relação aos materiais e à
distância a partir do tubo de aço inox.
TABELA 1. Tensões residuais principais
máximas e mínimas medidas na superfície
interna, antes e após o recobrimento.
Tensões
Tensões
Principais
Posição
Principais
Antes do
Após o WOL
WOL
Material
Máx. Mín. Máx. Mín.
(mm) (MPa (MPa (MPa (MPa
)
)
)
)
TP316L
52
-27 -55 -48 -121
TP316L
92
222 108
TP316L 104
-166 -430
F316L
150
89
18 -307 -328
Liga 82
175
-248 -279
A-508
190
-230 -383 -523 -766
A-508
195
-428 -574
A-508
264
6
-60
-1
-79
Observou-se
uma
mudança
no
comportamento das tensões residuais
principais a partir do tubo de aço inoxidável
em direção ao bocal de aço carbono.
Antes do WOL, têm-se tensões de
compressão no início tubo (TP316L), que
passam para tração alta, próximo ao anel
(F316L). No anel ocorreu uma diminuição
das tensões principais. Na solda dissimilar e
no bocal de aço carbono (A-508), próximo da
solda dissimilar de Inconel (82), as tensões
de compressão foram elevadas. No bocal
carbono (A-508), afastado da solda
dissimilar, as tensões principais foram bem
baixas. Após o WOL, em todos os pontos
medidos, as tensões residuais principais
foram de compressão, mostrando que o
recobrimento
provocou
tensões
de
CONCLUSÕES
As tensões residuais medidas, antes do
WOL, próximo à solda dissimilar, não
apresentaram valores de tensões residuais
de tração suficientemente elevados para
provocar corrosão sob tensão por PWSCC.
Porém, em condições de operação, além das
tensões residuais geradas na soldagem,
outras cargas podem gerar tensões de
tração suficientes para provocar tal corrosão
na região interna da solda dissimilar, como a
alta pressão e as cargas geradas pelo peso
das tubulações. O WOL se mostrou eficiente
na geração de tensões de compressão na
superfície interna.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[16]Materials Reliability Program: Review of
Stress Corrosion Cracking of Alloys 182 and
82 in PWR Primary Water Service (MRP220). EPRI, Palo Alto, CA: 2007. 1015427.
[17]Lee, K. S. et al. Nuclear Engineering and
Technology, Vol.44, N.3, p. 343-354, 2012.
[18]Tsai, Y. L. et al. International Journal of
Pressure Vessels and Piping. V. 7, Issue 1,
p. 26-32, Jan. 2010.
[19]Campos, W. R. C. et al. 2013
International Nuclear Atlantic Conference,
Recife, PE, Brazil, Nov. 24-29, 2013.
[20]Hoffmann, K. An Introduction to
Measurements
using
Strain
Gages.
Publisher: Hottinger Baldwin Messtechnik
GmbH, Darmstadt, Alsbach, Germany, 1989.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado
de Minas Gerais - FAPEMIG e Conselho
Nacional de Desenvolvimento Científico e
Tecnológico - CNPq
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 26
Caracterização do Sistema de Dosimetria TL para Uso em Monitorações
Ambientais e Pessoais de Campos de Radiação X, Gama e Nêutrons.
Leonardo Silva Meireles e Marco Aurélio de Sousa Lacerda
Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN
INTRODUÇÃO
No CDTN, o SERAS (Serviço das Radiações
Aplicadas à Saúde) é o responsável pelos
serviços de monitoração necessários para o
cumprimento das normas de radioproteção.
O SMIE (Serviço de Monitoração Individual
Externa), do SERAS, presta serviço de
monitoração individual externa, tanto para o
CDTN, quanto para clientes externos. Para
essa finalidade, o SMIE tem utilizado filmes
radiográficos. Porém, há um planejamento
para migrar o sistema para Dosímetros
Termoluminescentes (TLDs). Para isso,
foram adquiridas novas leitoras de TLDs.
Porém, para o uso do sistema recémadquirido é necessária a sua caracterização.
OBJETIVO
O objetivo do trabalho é caracterizar o
sistema dosimétrico recém-adquirido pelo
CDTN/CNEN (leitora Rados RE-2000 e
dosímetros termoluminescentes do mesmo
fabricante) para uso na monitoração
ambiental e pessoal de campos de radiação
X e gama e, posteriormente, campos de
radiação neutrônica.
METODOLOGIA
Na primeira etapa do trabalho o sistema foi
caracterizado para uso na monitoração de
radiação X e gama, seguindo as
recomendações das normas IEC (1991) e
IRD (1995) [1,2]. Foram feitas calibrações
dos TLDs MTS (LiF100), utilizando a leitora
RADOS RE-2000-A e o irradiador de 137Cs
do Laboratório de Calibração de Dosímetros
(LCD/CDTN).
Os
dosímetros
foram
calibrados em termos da dose individual
(Hx), e, também, em termos do equivalente
de dose pessoal (Hp(10)). Além disso, foram
realizados
os seguintes
testes
de
desempenho [1, 2]: (a) determinação da
influência do tempo de armazenamento dos
dosímetros após o recozimento (ou
annealing); (b) estabilidade dos dosímetros
sob diferentes condições climáticas; (c) limite
inferior de detecção; (d) linearidade; (e)
dependência
energética
e;
(f)
reprodutibilidade. Em seguida, foram
confeccionados Dosímetros para uso dos
trabalhadores (IOEs) da Unidade de
Pesquisa e Produção de Radiofármacos
(UPPR/CDTN) e para monitoração de área
em diversos pontos do CDTN.
RESULTADOS
A Tabela 1 mostra os resultados dos valores
médios e máximos das doses, em termos de
Hx e Hp(10), nos IOEs da UPPR, (usuários 1
a 15) para 14 períodos de medidas. Os
setores onde trabalha cada usuário de
dosímetro também são mostrados na
referida tabela.
CONCLUSÕES
Os
dosímetros
termoluminescentes
apresentaram desempenhos satisfatórios
em todos os testes realizados. A Tabela 1
mostra que o maior valor da média de Hx /
Hp(10) é do usuário 9, que é operador do
cíclotron. Os dois operadores do cíclotron
foram os que receberam o maior valor de
dose em um dado período. As outras
maiores doses registradas em um período
foram 0,89 mSv (Hx), para um trabalhador do
Controle de Qualidade e 0,49 mSv (Hx) para
um trabalhador do laboratório de Produção.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 27
O sistema dosimétrico recém-adquirido pelo
CDTN foi caracterizado para uso na
monitoração de radiação X e gama. O
sistema caracterizado foi utilizado para
realização de monitorações pessoais e de
área no CDTN.
Atualmente, estão sendo realizados testes
para atender a nova norma internacional que
trata de dosimetria TL (IEC, 2006) [3],
utilizando,
assim,
as
grandezas
recomendadas para monitoração individual
(Hp(10)) e ambiental (H*(10)). Além disso,
foram confeccionados dosímetros para o
cristalino, que foram calibrados em termos
da grandeza Hp(0,03) e estão sendo usados,
também, pelos IOEs da UPPR. Outra
próxima etapa do trabalho consiste na
caracterização do sistema para uso na
monitoração de nêutrons.
monitoração individual - critérios e
condições. Norma CASMIE IRD-RT N1
002.01/95, 1995.
[22]IEC.
International
Electrotechnical
Commission.
Thermoluminescence
dosimetry systems for personal and
environmental monitoring. IEC Standard
1066, 1991.
[23]IEC.
International
Electrotechnical
Commission.
Thermoluminescence
dosimetry systems for personal and
environmental
monitoring.
CEI/IEC
International Standard 61066, 2006.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
PIBITI / CNPq / CNEN.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[21]IRD. Instituto de Radioproteção e
Dosimetria. Desempenho de sistemas de
TABELA 1. Resultados dos valores médios e máximos das doses, em termos de Hx e Hp(10),
nos IOEs da UPPR, (usuários 1 a 15).
Usuário
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
15
Setor
Produção
Controle
Controle
Produção
Controle
Radioproteção
Controle
Produção
Ciclotron
Controle
Controle
Ciclotron
Controle
Serviços Gerais
Serviços Gerais
Hx (mSv)
Média Máximo
< 0,10
0,49
< 0,10
< 0,10
< 0,10
< 0,10
< 0,10
0,12
0,10
0,89
< 0,10
0,13
< 0,10
0,29
< 0,10
0,22
0,29
2,66
< 0,10
0,13
< 0,10
< 0,10
0,10
1,14
< 0,10
< 0,10
< 0,10
< 0,10
< 0,10
< 0,10
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Hp (10) (mSv)
Média
Máximo
< 0,10
0,46
< 0,10
< 0,10
< 0,10
< 0,10
< 0,10
< 0,10
< 0,10
0,84
< 0,10
< 0,10
< 0,10
0,28
< 0,10
0,21
0,27
2,53
< 0,10
< 0,10
< 0,10
< 0,10
< 0,10
1,09
< 0,10
< 0,10
< 0,10
< 0,10
< 0,10
< 0,10
Pág. 28
Avaliação do Swab Conjuntival para o Diagnóstico Molecular da
Leishmaniose Visceral Canina na Região Metropolitana de Belo Horizonte
Natália Alves Souza e Antero Silva Ribeiro de Andrade
Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear- CDTN
swab conjuntival, com os testes sorológicos
de ELISA e RIFI.
INTRODUÇÃO
A leishmaniose a terceira moléstia mais
importante dentre as veiculadas por vetores,
em termos globais, ficando aquém apenas
da malária e da filariose linfática. O cão é
considerado o principal reservatório urbano
de Leishmania (Leishmania) infantum,
agente etiológico da leishmaniose visceral,
portanto é fundamental que os cães sejam
monitorados
rotineiramente.
As
metodologias usualmente utilizadas para o
diagnóstico da leishmaniose visceral canina
(LVC) apresentam deficiências quanto a
sensibilidade e especificidade, de forma que,
ainda hoje, permanece o desafio para
obtenção de um método sensível, específico,
simples, rápido e de baixo custo. A técnica
da Polimerase Chain Reaction (PCR) vem
sendo descrita como um procedimento
altamente sensível para a identificação do
parasito. A utilização de metodologias não
invasivas de coleta de amostras é essencial
para a viabilização da técnica em
levantamentos
caninos
massivos
e
rotineiros, pois diminuem a resistência dos
proprietários dos cães em permitir os
exames e podem ser realizadas fora de
clínicas veterinárias. Em um trabalho
anterior, desenvolvido pelo nosso grupo, foi
padronizada a técnica do swab conjuntival
para a coleta de amostras para a reação de
PCR. Na presente proposta este método
será aplicado pela primeira vez em um
inquérito canino na região metropolitana de
Belo Horizonte.
OBJETIVO
Avaliar o swab conjuntival em inquérito para
a leishmaniose visceral canina (LVC) na
região metropolitana de Belo Horizonte
comparando o diagnóstico molecular, pelo
METODOLOGIA
Foram coletadas amostras de 51 cães
provenientes
de
inquéritos
caninos
realizados pelo Centro de Controle de
Zoonoses de Belo Horizontes (CCZ),
referentes à área de abrangência do bairro
Jardim Guanabara. Amostras de 80 cães
referentes ao bairro Novo Aarão Reis
também foram coletadas.
Os exames
sorológicos foram realizados, a partir de
amostras de sangue no Laboratório do CCZ.
Para o diagnóstico molecular foram
coletadas amostras da conjuntiva inferior de
ambas as oculares dos animais. Para o
esfregaço,
foram
utilizados
swabs
esterilizados.
As
extremidades
contaminadas dos swabs foram separadas e
acondicionadas em microtubos livres de
endonucleases. A extração de DNA a partir
dos swabs foi conduzida de acordo com
Ferreira et al. (2008) [1] A partir do DNA
extraído, foram então realizadas as análises
por ITS1 nPCR, com uma variação do
método original descrito por Shönian et al.
(2003) [2]. Nesta variação o alvo ITS 1, da
região dos genes do RNA ribossomal
(rRNA), passa por duas amplificações. Na
primeira amplificação, a amostra de DNA é
misturada uma solução tampão, com MgCl 2
a 2mM e dNTPs, além da enzima DNA
polimerase. Uma alíquota dos produtos de
PCR da primeira amplificação são diluídos
em água ultrapura autoclavada, sendo
utilizado 10L dessa solução para amostra
de DNA na segunda amplificação. Para
analisar os produtos de PCR, tampão de
amostra foi acrescentados a 10L da
amostra e em seguida submetido à
eletroforese em gel de agarose a 2%, com
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 29
brometo de etídio, em uma diferença de
potencial de 110V. Um marcador de peso
molecular com fragmentos múltiplos de
100pb foi utilizado e a corrida realizada em
tampão TBE 1X. Para visualizar o resultado,
o gel foi exposto à luz ultravioleta em um
transluminador.
As amostras foram analisadas também por
PCR em tempo real utilizando- se como
alvos os minicírculos do kDNA de
L. infantum. segundo De Paiva Cavalcanti et
al. (2009) [3]. As reações foram preparadas
em placas MicroAmp. As amostras de DNA
foram ajustadas para 20 ng. No preparo da
reação cada poço recebeu, 3 pmoles de
cada iniciador, além de SYBR-Green I
Master Mix (Applied Biosystems), água
milliQ autoclavada e a amostra. A
amplificação foi realizada no equipamento
Step One™ da Applied Biosystems. A
especificidade
de cada
reação foi
determinada pela análise da curva
dissociação.
RESULTADOS
Foram realizadas técnicas moleculares para
diagnóstico pelos métodos de ITS1-nPCR e
qPCR, a partir de amostras de Swab
Conjuntival, de 51 cães da área de
abrangência do Centro de Saúde do bairro
Jardim Guanabara. Os resultados do
diagnóstico sorológico a partir de amostras
de sangue foram triados por ELISA e
confirmados pela RIFI. No ELISA, 8 cães
foram positivos, mas apenas 2 foram
confirmados pela RIFI. Enquanto o
diagnóstico molecular acusou o parasito em
24 cães, pela qPCR e 2 cães pelo ITS1nPCR. Na área do Novo Aarão Reis, tivemos
8 cães triados por ELISA mas nenhum deles
confirmado pela RIFI; 13 cães positivos para
ITS1-nPCR e 31 cães positivos para a PCR
em tempo real. Cerca de 38% dos cães
estudados no Novo Aarão reis foram
positivos para qPCR, enquanto 10% foram
positivos para ELISA. No Jardim Guanabara
47% dos cães foram positivos para qPCR e
15% positivos em ELISA.
CONCLUSÕES
Constatou-se no inquérito canino a maior
sensibilidade do diagnóstico molecular pela
combinação da qPCR e amostragem de
swab
conjuntival
em
relação
ás
metodologias vigentes, que são o
diagnóstico sorológico por ELISA e RIFI, por
amostras de sangue. Conclui-se que o
diagnóstico sorológico esta subestimando a
prevalência real da LVC. Na sequência, será
realizada a RFLP a fim de identificar as
espécies do parasito presentes nas áreas
estudadas. O estudo será também
expandido para novas áreas de abrangência.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1] FERREIRA, S.A. et al. Evaluation of the
conjuntival swab for canine visceral
leishmaniasis
diagnosis
by
PCRhybridização in Minas Gerais State, Brazil.
Vet. Parasitol., v.152 (3-4), p. 257-263,
2008.
[2] SCHÖNIAN, G. et al. PCR diagnosis and
characterization of Leishmania in local and
imported clinical samples. Diagnostic
Microbiology and Infectious Disease. v.47,
p.349–358, 2003.
[3] DE PAIVA CAVALCANTI M, et al. The
development of a real-time PCR assay for
the quantification of Leishmania infantum
DNA in canine blood. The Veterinary Journal
2009;182:356-358.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNEN/CDTN; CAPES, CNPq, FAPEMIG
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 30
Caracterização Granulométrica e Mineralógica de Material de Cobertura de
Pilha de Estéreis em Mina de Urânio
Nayara Yanne Cardoso Pereira e Peter Marshall Fleming
Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN
INTRODUÇÃO
A mina de urânio das Indústrias Nucleares
do Brasil - INB localizada em Caldas, Minas
Gerais, encontra-se em processo de
fechamento e descomissionamento perante
a Comissão Nacional de Energia Nuclear CNEN e o Instituto Brasileiro de Meio
Ambiente - IBAMA. O estabelecimento de
um Plano de Recuperação de Áreas
Degradadas – PRAD, que atenda a
requisitos técnicos e legais de fechamento
da mina, requer a caracterização dos
passivos ambientais existentes e a
proposição de intervenções específicas para
as áreas contaminadas e ou degradadas da
instalação acima citada.
As atividades de diagnóstico, planejamento
e recuperação propriamente dita dessas
áreas degradadas e ou contaminadas ainda
carecem de metodologia e experiência
nacional apropriada e consolidada.
Considera-se importante que o CDTN
desenvolva esforços nessa linha de
pesquisa, principalmente nas fases de
planejamento e recuperação propriamente
dita de áreas contaminadas por material
radioativo. Para tal, espera-se incrementar
com essa pesquisa novas metodologias de
diagnóstico, planejamento e recuperação de
áreas contaminadas.
OBJETIVO
Diante do exposto, o Plano de Trabalho
desenvolvido pelo Bolsista de Iniciação
Científica (IC) insere-se nas atividades
previstas no Resultado 1 do Projeto INCTACQUA (Caracterização da Drenagem
Ácida na Área de Influência do Bota-fora 4),
e também previstas no Projeto Cooperação
FAPEMIG –The Univesity of Queensland
(Estudos Hidrogeológicos e Geoquímicos
em uma Pilha de Resíduos de Mina de
Urânio: Alternativas de Remediação ou
Maior Exploração), em desenvolvimento
(Edital 14/10 –– Processo TEC-APQ 0389610).
As principais fontes poluidoras devido à
geração de drenagem ácida na INB/UTMCaldas é a pilha de estéreis denominada
Bota-fora no4 (BF4). O BF4 possui um
volume estimado de 12,4Mm3, depositados
em uma área de 54 ha. O material estéril
encontra-se depositado em área contígua a
mina, sobre o vale de leito do Córrego da
Consulta, dispostos em cinco plataformas ou
platôs.
Os objetivos gerais dos projetos visam a
caracterização da drenagem ácida na área
de influência do Bota-fora 4 por meio da
caracterização de materiais constituintes da
pilha
de
estéreis
(granulometria,
mineralogia,), o estudo da dinâmica das
águas
nessa
pilha
(permeabilidade,
umidade,
parâmetros
meteorológicos,
análise isotópica), e o estabelecimento de
um modelo conceitual físico-químico da pilha
de estéreis.
O objetivo específico é subsidiar a
caracterização da drenagem ácida da pilha
de estéreis da mina de urânio por meio da
caracterização
granulométrica
e
mineralógica do material de cobertura das
cinco plataformas constituintes da pilha de
estéreis.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 31
METODOLOGIA

Coleta total de 112 amostras
deformadas de material de cobertura da
pilha de estéreis;

Preparação das amostras para
ensaios e análises (recepção, secagem,
desaglutinação de grãos, homogeneização,
quarteamento);

Execução
de
ensaios
de
granulometria e separação de frações
(cascalho, areias, silte-argila);

Separação das frações silte-argila por
técnicas a laser, com auxilio externo
(DEMET/UFMG);

Classificação
granulométrica
do
material estudado;

Caracterização mineralógica de 42
amostras de materiais de cobertura da pilha
de estéreis (Difração de Raio-X);

Análise crítica de resultados;

Elaboração de Relatório de avaliação
dos resultados.
RESULTADOS
Os resultados parciais obtidos de análises
granulométricas mostram materiais com
granulometria média de 15,8% de cascalho,
67,5% de fração areia e 16,7% de fração silte
e argila. Já as análises mineralógicas
apontam para materiais que apresentam
abundâncias dos seguintes minerais: Gibsita
(38,5%), Caulinita (17,0%), Muscovita
(15,3%) e Microclina (14,7%) O trabalho de
IC ainda está em fase de análise final dos
resultados e os já obtidos são preliminares.
de cobertura tendem a possuir grupos
mineralógicos característicos e frações
argilosas da ordem de 9,2%. Mapas
delimitando zonas de menor porcentagem de
frações argilosas servirão como indicativos
para sugerir ações mitigadoras de geração
de DAM nestas zonas.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
{1} CIPRIANI, M. - Mitigação dos Impactos
Sociais e Ambientais Decorrentes do
Fechamento Definitivo de Minas de Urânio.
Tese (Doutorado em Geociências –
Administração e Política de Recursos
Minerais) – Instituto de Geociências,
Universidade Estadual de Campinas,
Campinas, 2002.
[2} FRANKLIN, M. R. - Modelagem
Numérica do Escoamento Hidrológico e dos
Processos Geoquímicos Aplicados à
Previsão da Drenagem Ácida em uma Pilha
de Estéril da Mina de Urânio de Poços de
Caldas-MG.Tese
de
Doutorado
COPPE/UFRJ - Rio de Janeiro, RJ, 2007.
[3] FAGUNDES, J. R. T., Balanço hídrico do
bota-fora BF4 da mina Osamu Utsumi, INB,
como subsídio para projetos de remediação
de drenagem ácida, Dissertação, Escola de
Minas, UFOP, 2005.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPq, do Projeto INCT-ACQUA - Recursos
Minerais, Água e Biodiversidade e
FAPEMIG, Projeto Cooperação Técnica
FAPEMIG–The Univesity of Queensland.
CONCLUSÕES
Embora a pesquisa ainda não tenha sido
finalizada, pode-se concluir que os materiais
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 32
Síntese e Caracterização de Nanocompósito de Magnetita e Sílica
Mesoporosa para Dispositivos de Liberação Controlada de Fármaco
Thaylice Cristina Sampaio Cabral e José Domingos Ardisson
Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN
INTRODUÇÃO
METODOLOGIA
Materiais
nanoestruturados
têm
sido
amplamente estudados com o objetivo de
aplicação em biomedicina, primariamente com o
propósito de carreador seletivo de drogas ou
moléculas de interesse em um tecido ou órgão.
Nesse
contexto
os
nano-bio-compósitos
baseados
em
sílica
mesoporosa
com
nanopartículas magnéticas são potenciais
matrizes para incorporação e liberação
controlada de moléculas terapêuticas [1-3].
As nanopartículas de magnetita foram obtidas
pelo método de oxidação-precipitação. Uma
solução de sulfato de ferro II é alcalinizada e a
ela é adicionado um oxidante moderado, KNO3,
em atmosfera inerte de argônio. A mistura
reacional é aquecida a 90°C por duas horas.
Após o resfriamento o produto é lavado até
atingir pH neutro e posteriormente filtrado. Por
outro lado, a síntese dos nanocompósitos de
magnetita/SBA-15 foi obtida via solubilização do
P123 em solução de HCl 37 % a 40 °C. Após isso
adiciona-se a magnetita ao meio reacional e o
precursor da sílica TEOS, sob agitação em
recipiente de Teflon® por 24 horas. Finalmente o
material é levado a estufa a 100 °C por 24 horas
e depois filtrado a seco a 40 °C. A extração do
surfactante é realizada calcinação a 550°C, sob
fluxo de nitrogênio por duas horas em forno
tubular.
A liberação controlada de drogas é uma
aplicação terapêutica in vivo em que os
nanocompósitos magnéticos são transportados
através do sistema vascular por meio de um
campo magnético com força maior que a do fluxo
sanguíneo, e podem se concentrar em um ponto
particular do corpo e possivelmente ser
internalizados pelas células endoteliais do tecido
alvo e liberar gradativamente o fármaco [2].
Neste projeto os nanocompósitos magnéticos,
consistem em nanopartículas de Fe3O4 em
matriz de sílica mesoporosa do tipo SBA-15.
Neste caso a sílica tem duas funções a de formar
rede de canais e poros e recobrir as
nanopartículas de ferro, evitando a agregação e
a rápida biodegradação e por consequência a
perda do efeito magnético [3].
OBJETIVO
O objetivo deste projeto é sintetizar e por meio
de caracterização estudar as propriedades
estruturais e magnéticas de nanocompósitos a
base de magnetita e sílica mesoporosa.
Avaliar os mecanismos envolvidos na
incorporação e na liberação controlada de
fármacos na presença de campos magnéticos
externos.
Os materiais resultantes foram caracterizados
por difração de raios-X (DRX), magnetômetria de
amostra
vibrante (VSM),
espectroscopia
Mössbauer, adsorção de gases, análise térmica
e espectroscopia de infra vermelho com
transformada de Fourier (FTIR).
RESULTADOS
As medidas de DRX dos materiais são
mostrados na Figura 1. Os resultados indicaram
a formação da magnetita (Fig. 1.a), do SBA-15
(Fig. 1.b) e a conservação das duas fases no
compósito (Fig. 1.c).
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 33
(a)
As curv as de histerese (Fig 4) m ostram
que magnetização de saturação (M s ) é
69 e 29 em u/gr para a m agnet ita e
compósito respectivam ente. A redução
no v alor da m agnetização de saturação
no com pósito é dev ido à presenç a de
materia l não magnético na amostra,
neste caso a sílica.
(311)
(440)
(511)
(220)
Contatens
(111)
(400)
(422)
(222)
(b)
80
(c)
60
20
30
40
50
60
70
40
80
Ms (emu/gr)
10

Figura 1: Difração de raios X das amostras;
a) magnetita; b) SBA-15 e c) compósito.
Relative transmission
0,98
(a)
2+
3+
(Fe +Fe ) sítio octaédrico - área = 66 %
3+
Fe sítio tetraédrico - área = 34 %
1,00
0,99
(b)
2+
-12
3+
(Fe +Fe ) sítio octaédrico - área = 65 %
3+
Fe sítio tetraédrico - área = 35 %
0,98
-9
-6
-3
0
3
6
9
Magnetita
Compósito
-60
-80
-15000
-10000
-5000
0
5000
10000
15000
H(Oe)
Figura 04: Curvas de histerese a RT.
CONCLUSÕES
Os resultados obtidos m ostraram que: i)
os métodos de síntese adotados foram
eficazes no processo de obtenção da
magnetita e do com pósito a base de
sílica (SBA -15) e m agnetita ; ii) não
houve alteração na estrutura e nas
propriedades magnética s da magnetita
após a form ação do com pósito ; iii) O
materia l sintetizado pode ser usado nos testes
de liberação controlada de drogas via aplicação
de campos magnéticos alternados, que é a
proposição futura desse trabalho.
1,00
0,94
0
-20
-40
Os espectros mössbauer obtidos a
temperatura am biente são m ostrados na
Fig. 02. O espectro da m agnetita como
obtida (F ig 02.a) fo i aj ustado com dois
sextetos com parâm etros característicos
da m agnetita, indicando a form açã o dos
sítios tetraédrico e octaédrico.
0,96
20
12
Velocity (mm/s)
Figura 02: Espectro de Mössbauer a RT das amostras,
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
a) magnetita; b) compósitos.
Medidas de FTIR apresentaram todas as
bandas características do estira mento
das diferentes ligações de silício da
sílica e a do Fe -O da magnetita .
[24]Doadrio, A.L.; Sousa, E.M.B.; Doadrio, J.C.;
Pariente, J.P.; Izquierdobarba,I; Valet-Regi,M.,
Journal of Controlled Release, v. 97, p. 125-132,
2004.
[25]Gupta, K.; Gupta, M. Biomaterials, p. 3995-
(a)
Transmitância (u.a)
4021, 2005.
[26]Bomatí-Miguel, O.; Leconte, Y.; Morales,
(b)
M.P.; Herlin-Boime, N.; Veintemillas-Verdaguer,
S. Journal of Magnetism and Magnetic Material
290 (2005) 272-275.
(c)
4000
3500
3000
2500
2000
1500
1000
500
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
-1
Comprimento de onda (cm )
Figura 03: Espectro de Infravermelho das amostras de
magnetita (a), SBA-15 (b) e do compósito (c).
CNPq, FAPEMIG, CAPES, CDTN, CNEN
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 34
Centro Regional de Ciências Nucleares do N ordeste
CRCN-NE
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 35
Modelo de predição de K-40 para espécies nativas de manguezais
Andrius Marcel Joventino do Carmo, Elvis Joacir De França
Centro Regional de Ciências Nucleares do Nordeste – CRCN-NE
vegetação. O modelo de predição está
apresentado na Figura 1.
INTRODUÇÃO
Presentes em 80% da Costa Brasileira e em
75% das zonas costeiras tropicais do mundo,
os manguezais podem ser considerados
entradas de elementos químicos, incluindo
radioativos, nos ecossistemas. Entretanto,
pouco ainda se conhece sobre a
transferência solo-vegetação de substâncias
químicas por plantas nativas.
OBJETIVO
Obter modelo de predição de K-40 para a
avaliação da transferência no sistema solovegetação de manguezais.
METODOLOGIA
Amostras de folhas e solos sob a projeção
da copa de árvores das espécies mais
abundantes de manguezais foram coletadas,
secas e cominuídas. A detecção de radiação
gama das amostras foi realizada com auxílio
de detector de germânio hiper-puro
Canberra. As curvas de eficiência foram
obtidas a partir do Método de Monte Carlo e
do Método Semi-empírico. O cálculo de
fatores de transferência agregados (FTAg)
considerou as atividades do radionuclídeo K40 nos compartimentos folha e solo [1]. Para
o modelo de predição, utilizou-se da
equação (FTAg = a*S(b-1)), em que S é
atividade do radionuclídeo no solo [2].
RESULTADOS
Em média, o FTAg para as espécies
estudadas foi 2,54.10-3 m2 kg-1, indicando
transferência apreciável de K-40 para a
Figura 1. Ajuste do modelo de predição para
fatores de transferência agregado de K-40.
Modelo ajustado (FT Ag = 10,6*S(1-2,34); P<0,05)
CONCLUSÕES
O
modelo
de
predição
ajustou-se
adequadamente aos dados de FTAg das
espécies de manguezais para o K-40.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[27]CALMON, P.; THIRY, Y.; ZIBOLD, G.;
RANTAVAARA, A.; FESENKO, S. Transfer
parameter
values
in
temperate
forest
ecosystems: a review. J. Environ. Radio., v. 100,
p. 757-766, 2009.
[28]SIMON, S.L., GRAHAM J.C. and TERP S.D.
Uptake of 40K and 137Cs in native plants of the
Marshall Islands, J. Environ. Radio., v. 59, p.223243, 2002.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPq
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 36
Aplicação de Computação Evolutiva para Otimização de Arranjo de Fontes
Radioativas Armazenadas em Instalações de Armazenamento de Rejeitos
Radioativos
Erick Simões de Matos e Frederico Duarte de Menezes
Centro Regional de Ciências Nucleares do Nordeste – CRCN/NE
INTRODUÇÃO
Um dos principais desafios da gerência de
fontes radioativas em instalações de
armazenamento de rejeitos radioativos é a
alocação adequada das fontes que,
costumeiramente, encontram-se dentro de
receptáculos blindados por material não
radioativo (fontes seladas) distribuídos
dentro de gaiolas onde o arranjo das fontes
deve ocorrer de forma planejada, sob o risco
de exposição a níveis de radiações acima
dos limites estabelecidos pela Comissão
Nacional de Energia Nuclear (CNEN), tanto
para indivíduos do público, quanto para
indivíduos
ocupacionalmente
expostos
(IOE). Uma distribuição inadequada pode
ocasionar o surgimento de “áreas quentes”,
isto é, locais onde os níveis de exposição
ultrapassam os limites permitidos pela
CNEN.
Em depósitos intermediários o trabalho é
ainda mais delicado, sendo necessário
executar constantes redistribuições e
levantamentos radiométricos, dentro e nas
vizinhanças dos depósitos. Devido ao
grande número de variáveis a se considerar
na distribuição das fontes, ela é feita sem
que haja um formalismo. Tendo sido feita a
alocação das fontes deve haver o
monitoramento dos níveis de radiação ao
redor do prédio. Isso demanda tempo e pode
levar o profissional responsável pela
gerencia da instalação a se expor além do
que seria necessário para essa atividade.
Neste trabalho, propõe-se uma solução para
o problema acima, utilizando técnicas de
computação evolutiva para auxiliar na
organização de fontes em depósitos de
rejeitos radioativos, minimizando os níveis
de taxas de dose nas imediações destes
arranjos de fontes.
OBJETIVO
Desenvolver um algoritmo que use técnicas
de inteligência artificial para otimizar um
arranjo de fontes radioativas.
METODOLOGIA
Uma modelagem computacional adaptada
ao problema foi adotada. O modelo abstrato
da
fonte
possui
quatro
atributos:
identificador, taxa de dose e posição em
coordenadas x e y. O cromossomo é
representado por uma estrutura de dados
que agrega as fontes. Cada um é uma
possível solução para o problema (soluções
candidatas). O método de reprodução é
omitido do algoritmo, pois não há criação de
novas fontes, apenas o remanejamento das
mesmas.
A fim de selecionar uma distribuição de
fontes adequadas foi implementado as
técnicas de seleção por média, onde apenas
os cromossomos que tiverem score menor
ou igual à média da população são
selecionados; seleção por extremo, onde
uma quantidade específica de melhores
cromossomos de uma população são
selecionados; e seleção por roleta, em que a
população de soluções candidatas são
distribuídos e então selecionados, tendo
maior chance os com menor score.
A etapa de mutação visa incrementar o
conceito de variabilidade genética. As
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 37
estratégias usadas para mutação foram a de
embaralhamento, onde cada fonte tem sua
posição
trocada
por
outra
fonte
aleatoriamente; e janela, em que uma fonte
na posição (x, y) assume a posição de outra
fonte em (x+n, y+n), onde x e y são as
coordenadas e n um número passado
previamente como parâmetro (janela).
Para que a execução dos experimentos
ocorra como desejada, é preciso que
algumas configurações e atributos sejam
previamente definidos, tais como: tamanho
da população (compreende a um valor que
define
quantos
cromossomos
serão
gerados); condição de parada (determina em
que instante o algoritmo deve ser
interrompido, representando uma condição
satisfatória atendida como, por exemplo a
taxa de dose inferior a um valor especificado,
atendendo a um critério de exposição
ocupacional).
RESULTADOS
Para verificar a eficiência do sistema
desenvolvido foi elaborado um algoritmo que
executa e testa experimentos que
combinavam diversas configurações de
seleção, mutação, tamanho da população e
quantidade de evoluções. Ao todo são 36
configurações, executados em triplicata
cada, para análise da média de score e
desvio padrão, considerando uma série de
receptores ao redor do arranjo para medir a
taxa de dose a um metro. O cromossomo
que foi submetido ao AG possuía
inicialmente um score de 36.705 µSv/h (valor
simulado). As fontes com maior taxa de dose
encontravam-se próximas aos receptores.
Com os resultados obtidos em uma primeira
bateria de testes foi notável a pouca
disparidade dos valores médios de score
entre as diferentes configurações de
experimentos. Tais valores são fruto da
escassa representação do modelo das
fontes, que adota apenas a taxa de dose e
sua posição (em coordenadas x e y) em
relação à posição dos receptores.
Contudo, mesmo a adoção de um modelo
simplificado para as fontes mostrou a
eficácia do algoritmo, tendo ele adotado a
tendência de posicionar as fontes de maior
atividade no centro do arranjo, afastando-o
dos detectores, obtendo assim um menor
valor de score. Tal score, originalmente com
valor de 36.705µSv/h depois dos testes
apresentou o melhor resultado no
experimento com configuração 31 (100
evoluções
com
1000
cromossomos
compondo a população, usando as técnicas
de seleção por extremo e de mutação
embaralhar) o score de 32.041µSv/h.
CONCLUSÕES
Nota-se que a aplicação de um AG obteve
resultado satisfatório para a modelagem
feita, habilitando o seu uso no auxilio aos
profissionais que desenvolvem atividades
em depósitos de rejeitos, tendo que o
algoritmo foi capaz de reduzir a taxa de dose
de uma população de soluções, otimizando
o arranjo de fontes. Completa-se ainda a
necessidade de um enriquecimento do
modelo computacional, para resultados mais
precisos e adoção de uma arquitetura de
multiprocessadores, a fim de atingir um
melhor desempenho na execução dos
experimentos.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[29]ROCHA,
S.
F.
Cuidados
de
radioproteção para o atendimento aos
pacientes, Navigator, 2008.
[30]POZO, A; CAVALHEIRO, A. F.; ISHIDA,
C.; SPINOSA, E.; RODRIGUES, E. M.
Computação Evolutiva. Paraná, UFPR.
2001.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Suporte financeiro do CNPq/CNEN através
da bolsa de iniciação científica.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 38
Determinação dos Fatores de Atenuação de Materiais Utilizados em
Radioproteção como Blindagens Contra Raios-x nível Diagnóstico
Gideon Araújo Lopes e Marcus Aurélio Pereira dos Santos
Centro Regional de Ciências Nucleares do Nordeste – CRCN/NE
material atenuador e feixes de raios X para
algumas qualidades de radiodiagnóstico.
INTRODUÇÃO
Umas das atividades de proteção radiológica
são a especificação e dimensionamento de
materiais que possam ser utilizados como
barreiras de proteção, visando minimizar os
efeitos das doses de radiações ionizantes
em trabalhadores e nos indivíduos do público
[1]
. Alguns materiais são citados na literatura
por apresentar eficiência em determinados
aspectos, como aço, chumbo e barita.
A argamassa de barita vem sendo utilizada
como blindagem de radiações X e gama, em
virtude de apresentar algumas vantagens,
tais como a alta eficiência na blindagem de
radiação, o fácil manuseio e aplicação, a
facilidade de ser encontrada no mercado
nacional e o baixo custo. Porém, na prática,
o dimensionamento da argamassa e do
concreto
de
barita,
utilizados
no
revestimento e na construção de paredes, é
determinado pelo princípio da equivalência
de espessura em relação ao concreto ou
chumbo. Isto ocasiona um dimensionamento
superestimado,
tendo
em
vista
a
possibilidade de ocorrer erros bastante
significativos, em função da diferença de
densidade específica entre o chumbo ou
concreto e a barita, além de produzir, muitas
vezes, sobrecarga na estrutura da instalação
[2]
. Este fato é decorrente da literatura
técnica, que ainda carece de dados
específicos referentes às características de
blindagem com argamassa de barita, frente
às diversas energias de radiações X.
METODOLOGIA
O material irradiado foi a argamassa de
barita (BaSO4) de coloração creme, oriunda
do Estado de São Paulo, inserida em placas
de dimensão 9 cm x 6,2 cm com
espessuras diferentes, variando
aproximadamente entre 3mm e 15mm. As
análises químicas da barita creme foram
realizadas no Laboratório do Serviço de
Tecnologia Mineral (CDTN/CNEN).
Para as irradiações das placas foi utilizado
um equipamento de raios X industrial HF320,
marca Pantak, com potenciais aplicados ao
tubo de 60, 80 e 150 kV e corrente de 1mA,
utilizando as qualidades de feixes de raios X,
nível de radiodiagnóstico RQR4, RQR 6 e
RQR 10, da IEC 61267, implantadas no
(CRCN-NE/CNEN),
e,
ainda,
para
padronizar a filtragem de fótons no tubo de
raios X, utilizou-se filtros de alumínio para
filtração adicional.
RESULTADOS
Para cada qualidade de raios X utilizada
foram obtidos os espectros de transmissão
em função da espessura de cada placa ou a
combinação delas. A Figura 1 mostra os
espectros dos feixes de raios X, para a
qualidade RQR 6, quando se aumenta a
espessura total utilizada da argamassa de
barita.
OBJETIVO
Determinar as camadas semi-redutoras
(CSR) e deci-redutoras (CDR) utilizando
placas de argamassa de barita como
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 39
TABELA 1: CSR e CDR da argamassa de
barita obtidas nas qualidades da IEC 61267
Figura 1. Espectros de raios-X obtidos para
a qualidade RQR 6 em relação ao aumento
da espessura da argamassa de barita
A área sob a curva de cada espectro foi
utilizado para determinar as curvas de
atenuação dos feixes das qualidades
utilizadas. A partir destas curvas de
atenuação foi possível determinar a CSR e
CDR da argamassa de barita. A Figura 2
mostra, por exemplo, a curva de atenuação
obtida para a qualidade RQR 6.
Qualidade
CSR
(mm)
CDR (mm)
RQR 4
1,72
5,72
RQR 6
2,00
6,65
RQR 10
7,21
23,97
CONCLUSÕES
Os valores obtidos neste trabalho
possibilitarão o emprego e utilização do
minério de barita em estudo no
dimensionamento para blindagem para a
radiação X com maior precisão e segurança.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[31]GONDIM, P. C. A. Desenvolvimento de
bloco de vedação com barita na composição
de partida para blindagem de radiação X.
Tese de Doutorado em Ciência e Engenharia
de Materiais. Universidade Federal do Rio
Grande do Norte (2009).
[32]ALMEIDA JR, AIRTON T. et al. Physical
Characteristics of Barite Plaster Used X-ray
Shielding – Part One. 11th International
Congress of the International Radiation
Protection Association -IRPA, Madrid, Spain
(2004).
Figura 2: Curva de atenuação obtida para a
qualidade RQR 6 em função da espessura
da argamassa de barita.
A partir das curvas de atenuação para cada
qualidade foram determinadas as CSR e
CDR da argamassa de barita utilizada,
conforme descrito na TABELA 1.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Este trabalho não seria possível sem o
suporte financeiro concedido pelo CNPq,
que possibilitou a execução deste projeto.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 40
Validação da Curva de Calibração Dose-Resposta para Feixe Gama do
Laboratório de Dosimetria Biológica do CRCN-NE/CNEN
Julyanne Conceição Goes de Mendonça; Fabiana Farias de Lima
Centro Regional de Ciências Nucleares do Nordeste - CRCN-NE/CNEN
INTRODUÇÃO
METODOLOGIA
A Probabilidade da ocorrência de acidentes
ocupacionais
tem
crescido
proporcionalmente ao aumento da aplicação
de fontes de radiação ionizante, fator este
que tornou de grande importância a
estimativa de dose absorvida [1].
Na Dosimetria Biológica a estimativa de dose
ocorre por meio da análise das alterações
cromossômicas radioinduzidas, passando a
ser denominada de Dosimetria Citogenética
[2].
Visando a interpretação da relação entre
frequência das alterações cromossômicas
nos linfócitos humanos e dose absorvida fazse necessário a construção de uma curva de
calibração dose-resposta [3].
O Laboratório de Dosimetria Biológica do
CRCN-NE/CNEN em trabalhos prévios
desenvolveu sua própria curva de calibração
dose-resposta para feixe gama de uma fonte
de 60Co. Todavia, tornou-se necessária a
validação da referida curva para maior
segurança
no
seu
uso
posterior,
minimizando, assim, possíveis erros.
As amostras foram obtidas a partir de três
doadores saudáveis e irradiadas no
Laboratório do Departamento de Energia
Nuclear da Universidade Federal de
Pernambuco – UFPE – DEN com uma fonte
de 60Co Model RL a taxa de ±2,842 Gy/h,
doses absorvidas de 1 Gy.
As preparações citológicas para as análises
cromossômicas foram obtidas a partir de
cultura de linfócitos, onde foram analisados
os
cromossomos
dicêntricos,
os
cromossomos em anel e os fragmentos
acêntricos isolados. Para o cálculo do nível
de significância foi utilizado o teste quiquadrado,
considerando
diferenças
relevantes entre as frequências quando o
valor de p < 0,05 (R development core team,
2012).
A dose absorvida foi estimada por meio dos
coeficientes da curva dose-resposta de
dicêntricos e dicêntricos somados a anéis
para raios gama (60Co) do Laboratório de
Dosimetria Biológica do CRCN-NE/CNEN
utilizando o software DOSE ESTIMATE [4] .
Ambas as curvas foram ajustadas em
estudos
anteriores
pelas
equações
quadráticas 1 e 2, respectivamente, para
dicêntricos e dicêntricos somados a anéis.
OBJETIVO
Este trabalho visou validar a curva doseresposta de linfócitos do sangue periférico,
estabelecidas no Laboratório de Dosimetria
Biológica
do
CRCN-NE/CNEN,
para
dicêntricos e anéis cromossomo, resultante
da irradiação por feixe gama de uma fonte de
60
Co, submetendo-se amostras de sangue
de três diferentes indivíduos a uma dose
absorvida de 1 Gy.
YDic = 0,0454D2 + 0,0072D + 0,0015
(1)
YDic+Anel = 0,0488D2 + 0,0089D + 0,0013
(2)
onde, Y é a frequência de alterações e D é a
dose absorvida (Gy).
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 41
RESULTADOS
As frequências de dicêntricos e dicêntricos
somados a anéis e as estimativas de dose
absorvida nas três amostras estudadas
podem ser vistos nas Tabelas 1 e 2,
respectivamente. Ressaltando que as
mesmas resultaram da exposição a feixes
gama durante 19 minutos para se atingir a
uma dose absorvida de 1 Gy.
TABELA 1. Dose estimada e intervalo de confiança
de 95% nas três amostras estudadas analisando a
frequência de dicêntricos por células.
variaram entre 0,849 – 1,081Gy, sendo,
portanto, para todos os três indivíduos uma
dose verdadeira dentro do intervalo de
confiança de 95%.
Em
linfócitos
humanos,
os
anéis
cromossômicos são muito mais raros do que
dicêntricos,e por isto são utilizados somados
aos dicêntricos [2].
CONCLUSÕES
As curvas de calibração dose-resposta para
dicêntricos e para dicêntricos mais anéis, a
princípio, são válidas para utilização em
estimativas de doses em indivíduos expostos
à radiação. Entretanto, serão realizados
mais testes para avaliar a curva em toda a
sua extensão.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
Observa-se que, usando a curva de
calibração dose-resposta de dicêntricos para
estimar as doses dos três indivíduos cujo
sangue foi irradiado com 1 Gy, os resultados
variaram entre 0,891 e 1,039, estando o
valor de dose conhecida inclusa no intervalo
de confiança de 95% para os três casos. Os
dicêntricos são considerados o “padrão ouro”
para a dosimetria citogenética, devido
principalmente
a
sua
elevada
radioespecificidade e baixa incidência na
população (1-2 dicêntricos/1.000 células) [5].
TABELA 2. Dose estimada e intervalo de confiança
de 95% nas três amostras estudadas analisando a
frequência de dicêntricos mais anéis por células.
[1] CILLIERS, G.D. ; LEVIN, J. Radiation
exposure: biological monitoring. NucL. / act,
v.28,p.26-28, 1983.
[2] INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY
AGENCY.
Cytogenetic
Analisys
for
Radiation Dose Assessment. Technical
Report Series nº 405, 2001.
[3] RIGHI, E. et al. Biodosimetric diagnostic
profile. Del nuovo cimento. Roma, v.2 1, n
01,1997.
[4] AINSBURY EA AND LLOYD DC. Dose
Estimation Software For Radiation Biodosimetry
Health Physics Society, 98(2):290-295, 2010.
[5] AMORIM, L.C.A. Biomarkers for evaluating
exposure to chemical agents presents in the
environment.
Revista
Brasileira
de
Epidemiologia. 6:sup 1, 2003.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Quando utilizada a curva dose-resposta para
dicêntricos somados a anéis, as doses
Centro Regional de Ciências Nucleares do
Nordeste – CRCN-NE/CNEN e ao CNPq/CNEN
pelo apoio financeiro através da bolsa de
iniciação científica
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 42
Desenvolvimento de um Software para Quantificação de Imagens PET
Leanderson Pereira Cordeiro, Fernando Roberto Andrade de Lima
Centro Regional de Ciências do Nordeste - CRCN/NE

Desenvolvimento
biocinético;
INTRODUÇÃO
A cinética de radiofármacos utilizados em
PET (Positron Emission Tomography), para
uma região de interesse, em um instante
particular, depende da fisiologia do tecido em
estudo e da função de entrada, isto é, da
concentração de radioatividade no sangue
ou plasma em função do tempo. A descrição
dessa cinética conduz a sistemas de
equações diferencias cuja solução não-trivial
fornece informações fundamentais sobre a
dinâmica do radiofármaco. Por outro lado, as
imagens
PET
expressam
uma
representação 3D da distribuição de
atividade do radiofármaco no paciente, onde
os valores x e y em (x,y) representam as
coordenadas de cada pixel e I(x,y) a matriz
de intensidade correspondente (Figura 1).
Isto aponta a possibilidade de construção de
uma ferramenta que permita quantificar
regiões de interesse de imagens PET.
do
modelo

Correta caracterização das funções
biocinéticas para uso em estimativa de dose.
Nesta primeira etapa do presente trabalho,
será exibido o comportamento biocinético de
modelos utilizados em PET, obtenção do
SUV de uma ROI selecionada e dados
estatísticos do mesmo para análise de
textura. O passo seguinte será inserir nesta
ferramenta a estimativa de dose a partir de
imagens PET estáticas e/ou dinâmicas, no
formato DICOM.
OBJETIVO
Viabilizar a análise do comportamento de
curvas
tempo-atividade
de
modelos
compartimentais padrões para o 18F-FDG,
utilizados em PET e obter quantificação de
textura de imagens PET (formato DICOM), a
partir da distribuição de probabilidade de
ROI’s manualmente selecionadas, visando
caracterização e reconhecimento de
padrões de regiões tumorais.
METODOLOGIA
Figura 1: Exemplo de uma representação matricial de uma
imagem PET
Para isso, como apontam [1], alguns pontoschaves
precisam
ser
levados
em
consideração:

Quantificação precisa dos dados da
imagem 4D (quarta dimensão é tempo);

Ferramenta para uma boa analise
cinética desses dados;
O software foi construído utilizando o
paradigma orientado a objetos, por meio de
uma linguagem de programação opensource
(Python). As bibliotecas de classes utilizadas
na construção do mesmo foram: para cálculo
matricial, a biblioteca Numpy, e para
visualização das imagens no formato que
saem do scanner (formato DICOM), as
bibliotecas Pydicom, Matplotlib e PyQwt.
Para
elaboração
dos
recursos
de
interatividade da interface gráfica foi utilizouse o ambiente de desenvolvimento Qt
Designer
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 43
RESULTADOS
Figura 03: visualização da curva concentração de
atividade em função do tempo para o 18F-FDG para um
sistema de dois compartimentos.
Figura 07: a) Gráfico do SUV calculado em Python e no
software de referência (PMOD) do UMCG; b) Gráfico da
correlação entre o SUV calculado em Python e PMOD.
CONCLUSÃO
Figura 04: visualização da imagem DICOM e seleção do
ROI; b) quantificação do mapa de intensidade de uma
imagem PET em kBq/ml.
Nesta versão, a ferramenta oferece como
recurso: exibição de TAC’s (Time-Activity Curve)
de sistemas compartimentais utilizados em PET;
visualização 2D da imagem DICOM (na escala
de kBq/ml); análise e caracterização de textura
de ROI’s para reconhecimento de padrões,
através de exibição de dados e gráficos
estatísticos; gráfico 3D do mapa de distribuição
da concentração do radiofármaco em kBq/ml;
cálculo do SUV para aplicações clínicas
(oncologia) e dosimétricas.
REFERÊNCIAS
a)
[1] HABIB ZAIDI, P.H.D, Quantitative Analysis
in Nuclear Medicine Imaging, 2006, Ed.
Springer.
[2] JOHANNES MULLER, Mathematical Models
in Biology, Technical University Munich Centre
for Mathematical Sciences, Lecture, held in the
Winter-Semester 2003/2004
c)
b)
Figura 05: a) diagrama de caixas do ROI e; (b)
probabilidade de ROI seguir uma distribuição normal; (c)
histograma e aderência da ROI a uma distribuição normal.
[3] DALE L. BAILEY, DAVID W. TOWNSEND,
PETER E. VALK AND MICHAEL N. MAISEY
(EDS), Positron Emission Tomography, cap.6;
Tracer Kinetic Modeling in PET, 2005.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Agradecemos a PIBIC/CNEN/CRCN-NE
pelo apoio financeiro.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 44
Caracterização Geoquímica e Radioquímica de Fosforito da Região UranoFosfática Pernambucana
Luana Lidia Silva dos Santos; Ebenézer Moreno de Souza e Emerson E. G. de Farias
Centro Regional de Ciências Nucleares do Nordeste – CRCN/NE
determinação da concentração de P.Cada
amostra foi analisada em triplicada.
INTRODUÇÃO
Na bacia sedimentar costeira norte de
Pernambuco, ocorre uma camada de
fosforitos marinhos associados com urânio,
com quem mantém uma correlação positiva
entre os teores de P2O5 e U3O8 [1].
Esta camada de fosforito-uranífero, presente
na Bacia da Paraíba, representa uma
superfície de inundação máxima do oceano
sobre o continente no período Cretáceo [2].
OBJETIVO
A
finalidade
deste
trabalho
é
a
caracterização geoquímica e radioquímica
do furo de sondagem 1-IG-03-PE, já
pesquisado com perfilagem gama. Tendo
como objetivo específico determinar a
concentração de fósforo e radionuclídeos da
série do 238U presente no perfil gama do furo
de sondagem.
METODOLOGIA
Determinação das concentrações
radionuclídeos da serie do 238U
dos
Foram pesadas cerca de 15g de cada
amostra em recipientes cilíndricos os quais
foram hermeticamente vedados por 21 dias
a fim de que o equilíbrio fosse atingido entre
o 226Ra e seus descendentes de meia vida
curta.
A análise foi realizada em detector de
Germânio Hiperpuro (HPGe) com 40 % de
pureza do cristal e 2,4 keV de resolução
(FWHM). A calibração em eficiência foi feita
com uma amostra dopada com 152Eu, 241Am,
133
Ba e o 137Cs de atividade conhecida [3].
A seleção da linha gama foi feita com base
na maior probabilidade de emissãoe menor
erro relativo ao material de referência – NIST
694.
RESULTADOS
Determinação de P
A análise de fósforo foi realizada por
Espectrometria de Absorção Atômica com
atomização por chama (AAS). Para tanto,
realizou-se as digestões das amostras e do
material de referência de acordo com o
procedimento USEPA, método HP 3051A.
Posteriormente, filtrou-se a amostra em
papel filtro faixa azul, sendo adicionados 10
mL de ácido nítrico (HNO3) a 2 % para
dissolver as partículas sólidas restantes
contidas no papel filtro. As soluções filtradas
foram pesadas elevadas ao AAS para
De acordo com a tabela 1, percebe-se que o
fósforo apresenta uma concentração maior
na superfície.
Tabela 1: Concentrações de P analisados por AAS.
Profundidade (m)
34,5
35,0
Homenageado 2014 – Marcello Damy
35,5
36,0
36,5
P (µg.g-1)
(21 ± 4)x103
(10 ± 2)x103
(13,5 ± 0,9)x103
(19 ± 2)x103
(17 ± 3)x103
Pág. 45
A concentração dos radionuclídeos da série
do 238U apresentaram atividades mais altas
no topo da camada de fosforito (Tabela 2).
[36]Menor, E. A., Dantas, J. R. A., Sobrinho,
A. C. P. 1977. A sedimentação fosfática em
Pernambuco e Paraíba: revisão de novos
estudos. VIII Simpósio de Geologia do
Nordeste, Campina Grande, Atas (6): 1-27.
Tabela 2: Concentração de 238U em relação a
profundidade (Valor médio das concentrações de
214
Pb e 214Bi em equilíbrio secular com o
Profundidade
34,5
35
35,5
36
36,5
238
238
U).
-1
U (Bq.kg )
(57 ± 7)x101
(54 ± 7)x101
(40 ± 6)x101
(40 ± 6)x101
(36 ± 5)x101
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CRCN-NE/CNEN pelo apoio técnico e ao
CNPq/CNEN pelo apoio financeiro através
da bolsa de iniciação científica.
Os dados demonstram que o urânio e o
fósforo
apresentaram
comportamento
semelhante e corroboram com dados da
literatura que indicam que a deposição do
urânio ocorre juntamente com a do fosfato
nesse tipo de depósito [4].
CONCLUSÕES
Os resultados obtidos pelas análise
possibilitaram a caracterização geoquímica
e radioquímica dos perfis do furo de
sondagem 1-IG-03-PE, confirmando a
deposição do fósforo junto ao urânio.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[33]Saad, S., 1974, Aspectos econômicos
do aproveitamento do urânio associado
aos fosfatos do Nordeste. Rio de Janeiro,
CNEN/DEMM, Bol. 7, 46p.
[34]Souza, E.M. 2006 – Estratigrafia de
Sequência Clástica Inferior (Andares
Coniaciano-Maastrichtiano Inferior) da
Bacia da Paraíba e suas implicações
paleogeográficas.
UFPE,
tese
de
doutoramento, p.375.
[35]Holler, F. James; SKOOG, Douglas A.;
CROUCH, Stanley R.2009,Princípios de
análise instrumental. 6. ed. Porto Alegre:
Editora Bookman.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 46
Desenvolvimento e Caracterização do Dosímetro Fricke Modificado com
Sensibilizadores para Dosimetria na Terapia Fotodinâmica
Mayara Gabriella Oliveira de Almeida e Vivianne Lúcia Bormann de Souza
Centro Regional de Ciências Nucleares do Nordeste– CRCN/NE
INTRODUÇÃO
A expressiva incidência na população
mundial e a morbidade decorrente das
neoplasias
cutâneas
não-melanoma
(NCNM) justificam as investigações voltadas
para novas proposições terapêuticas. Para
escolha do tratamento é racional considerar:
o tipo e o subtipo clínico e histopatológico da
lesão, a dimensão, o número, a localização
e a condição primaria da lesão ou a
recorrência; idade e estado geral de saúde
do paciente; período e circunstancias para a
cicatrização; e os resultados estéticos do
tratamento proposto. A excisão cirúrgica é a
primeira linha de modalidade na terapêutica
oncótica; entretanto, alternativas podem ser
adotadas para o tratamento da NCNM.[1] A
terapia fotodinâmica (PDT) consiste em uma
modalidade terapêutica que envolve a
ativação de substancias fotossensíveis,
fonte de luz e a geração de espécies
citotóxicas de oxigênio e de radicais livres
para promover a destruição seletiva dos
tecidos-alvo. Durante a exposição à fonte de
luz, a grande maioria dos pacientes relata
queixas de “sensação de queimação”, de
intensidade de leve a moderada, e em 15%
dos pacientes, no geral, é necessária a
anestesia intracutânea. Nas primeiras 24 a
72 horas foram registrados eritema e edema,
discretos
a
moderados,
e, menos
frequentemente, a formação de vesículas,
erosões e exsudato, restritos as áreas
tratadas. Ao final da quarta semana, os sítios
de aplicação exibem sinais de cicatrização,
não sendo registradas queixas de
dificuldades com os cuidados da ferida e
infecção local secundaria. [2] Entretanto,
para evitar essa “sensação de queimação”,
este trabalho tem a intenção de averiguar
uma possível dosimetria para esse tipo de
procedimento, visto que em alguns casos,
pacientes relatam não sentir dor, de modo
que a quantidade (intensidade, potência) de
luz emitida pode não estar sendo
adequadamente utilizada.
OBJETIVO
Avaliar o efeito de diodos emissores de luz
na solução Fricke dopada com corantes.
METODOLOGIA
Um volume de 2,6 mL dos dosímetros (a
solução Fricke modificada com a adição de
azul de metileno, ou azul de toluidina e
etanol) foi transferido para tubos de ensaio e
estes foram irradiados com luz: vermelha,
azul e verde num arranjo de 12-19 LED por
24, 48 72 e 96 h, em tubos de ensaios
localizados na superfície de simuladores de
acrílico de 110 mm x 110 mm x 80 mm,
perpendicular ao eixo central do feixe de
radiação a uma distância de 6,5 cm da fonte
de luz.
RESULTADOS
Pode-se observar nas figuras 1, 2 e 3 a
análise de todos os gráficos, onde
demonstram
o
comportamento
dos
dosímetros, que o dosímetro que se mostrou
mais sensível foi o FAT irradiado com a luz
vermelha. Sendo necessário ainda um teste
com a luz amarela.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 47
Figura 3. Variação da densidade óptica do
FAT em função do tempo, após irradiação
em simulador com LED vermelho para
verificação da estabilidade da solução.
CONCLUSÕES
Figura 1. Variação da densidade óptica do
FATA em função do tempo, após irradiação
em simulador com LED verde para
verificação da estabilidade da solução.
Figura 2. Variação da densidade óptica do
FAMA em função do tempo, após irradiação
em simulador com LED vermelho para
verificação da estabilidade da solução.
Ainda é necessário mais experimentos, e
uma maior caracterização da solução Fricke
modificada.
Foram
obtidos
ótimos
coeficientes de correlação (acima de 0,97)
demonstrando proporcionalidade entre o
tempo de irradiação e a densidade óptica
medida. E os dosímetros não sofreram
alterações ambientais significativas antes e
após irradiação. O uso de LED vermelho
parece proporcionar maior aumento da
capacidade
de
penetração
dos
fotossensibilizadores (corantes como azul de
metileno e azul de toluidina) nos tecidos
quando comparado ao LED azul. Sugere se
que os dosímetros possam ser aplicados
para efetuar um controle de qualidade em
terapia fotodinâmica. Entretanto, outros
experimentos devem ser realizados antes de
uma ampla aplicação desta técnica.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[37] FELICIO, L.B.A.; et.al. A terapia
fotodinamica com acido 5-aminolevulinico
como modalidade de tratamento para
neoplasias cutaneas nao-melanoma. An
Bras Dermatol. 2008;83(4):309-16.
[38] FERNÁNDEZ-GUARINO, M.; et.al.
Terapia fotodinámica: nuevas indicaciones.
Actas Dermosifiliogr. v. 98, p. 377-95. 2007
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Os autores agradecem ao CNPq/CNEN pelo
apoio financeiro através da bolsa de
iniciação científica
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 48
Métodos Microbiológicos Aplicados à Produção de Radiofármacos
Injetáveis
Osana Diniz Ferreira e Mércia Liane de Oliveira
Centro Regional de Ciências Nucleares do Nordeste– CRCN/NE
INTRODUÇÃO
Meio de cultura é uma associação de
solução aquosa e componentes nutritivos,
em proporções e quantidades adequadas,
que permitem o crescimento (cultivo) dos
microrganismos
(bactérias,
algas
e
parasitas, por exemplo), mesmo não sendo
o seu ambiente natural. No que diz respeito
ao controle de qualidade dos meios de
cultura,
dois
pré-requisitos
são
imprescindíveis: a avaliação da capacidade
do meio de promover o crescimento e se
estes são estéreis [1].
Para isso, ensaios com microrganismos
padronizados são utilizados, onde, a partir
de uma diluição primária de um elemento
microbiano, são feitas diluições sucessivas,
que serão inoculadas no meio de cultura
para posterior avaliação. Após contagem das
Unidades Formadoras de Colônia (UFC),
será escolhida como solução padronizada a
diluição que conter entre 50 e 100 UFC.
OBJETIVO
Este projeto tem como objetivo o
estabelecimento de metodologias para
cultivo, preservação e padronização de
cepas de microrganismos destinados ao
controle de qualidade em ambientes
produtores de radiofármacos injetáveis.
METODOLOGIA
Os microrganismos escolhidos para a
manipulação foram: Candida albicans,
Aspergillus brasilienses, Sthaphylococcus
aureus,
Pseudomonas aeruginosa
e
Echerichia coli, por estarem na pele
(microbiota) dos manipuladores e em
superfícies externas, sendo um risco em
potencial
de
contaminação
dos
radiofármacos [2].
Para o cultivo, os meios de cultura caseínasoja (ágar e caldo) e Sabouraud-dextrose
(ágar e caldo) foram preparados, a partir de
meio desidratado, diluído em água destilada
(em uma relação massa/volume). Realizada
a diluição, a solução obtida foi levada para o
forno micro-ondas por 2x (TSA; TSB) ou 3x
(SBD; Caldo-SBD) até se tornarem
translúcidos, e em seguida foram colocados
em tubos de Erlenmeyer e levados a
autoclave por cerca de 60 minutos.
Autoclavados, os meios de cultura, foram
levados para a capela de fluxo laminar,
anteriormente esterilizada, evitando assim
riscos de contaminação. Placas estéreis
foram distribuídas sobre a superfície da área
de trabalho da capela, e, para os meios TSA
e SBD, foram retirados com o auxilio de uma
pipeta graduada de 10 ml, 20 ml de cada um
dos meios individualmente.
Para os meios líquidos como TSB e CaldoSabouraud, com uma pipeta graduada de 10
ml, 7 ml foram retirados e colocados em
tubos de ensaio.
Para a preparação e padronização das
diluições
foi
necessário
utilizar
a
ressuspensão do microrganismo em um
meio de cultura liquido especifico,
homogeneizado e incubado na estufa, em
temperatura de 33°C (bactérias) ou 23°C
(fungos) por 48 horas [3,4,5].
Passado o período de incubação, o
microrganismo ressuspendido foi semeado
em ágar inclinado, e submetido novamente a
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 49
48 horas de incubação. Após esta última
incubação, ao ágar inclinado foi adicionada
1mL de soro fisiológico; o frasco foi agitado
cuidadosamente em seguida 1mL desta
mistura foi transferida para um tubo de
penicilina contendo 9mL de soro fisiológico,
e homogeneizado. Esta solução servirá
como diluição estoque/primária (100).
A partir da solução primária (10 -1), foram
realizadas diluições em série de 100 a 10-8.
Para a verificação de esterilidade, ao
preparar um lote de placas, três placas foram
incubadas, por no mínimo 14 dias. As placas
que não houve crescimento microbiano
foram liberadas para uso.
Em relação à capacidade de promover
crescimento, das placas de cada lote
produzido,
foram
inoculados
os
microrganismos de diluições que não
ultrapassem 100 UFC, utilizando-se três
placas para cada uma das cepas que foram
incubadas por três dias. Foram liberadas
para uso, aquelas em que houve
crescimento.
RESULTADOS
Após a padronização das diluições foi
observado que, na contagem de UFC, a
diluição de 10-6 quase sempre se enquadra
dentro da faixa limite, em relação ao
crescimento microbiano, que é de 50 a 100
UFC e, suspensões de bactérias estão
integras (com crescimento satisfatório) por
até 18 dias, e suspensões de fungos, por até
21 dias.
de forma diferente, dificultando ainda mais
sua manipulação.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1] Agência Nacional de Vigilância Sanitária,
Brasil, Legislação RE n° 899, de 29 de maio
de 2003, Guia para avaliação de métodos
analíticos e analíticos e bioanalalíticos,
Diário Oficial da União, Brasília, DF, 02
junho, 2003.
[2] Brooks, G. F.; Carroll, K. C.; Butell, J. S.;
Morse, S. A.; Mietzner, T. A. Microbiologia
Médica. 25° ed. Porto Alegre, p 159-164,
2005.
[3] Chandrasekaran M, Venkatesalu.
Antibacterial and antifungal activity of
Syzygium
jambolanum
seeds.
J
Ethnopharmacol, v. 91, p.105-108, 2004.
[4] Karaman İ, Şahin F, Güllüce M, Öğütçü H,
Şengül M, Adigüzel A. Antimicrobial activity
of aqueous and methanol extracts of
Juniperus oxycedrus L. J Ethnopharmacol, v.
85, p.231-235, 2003.
[5] Springfield EP, Amabeoku G, Weitz F,
Mabusela W, Johnson Q. An assessment of
two Carpobrotus species extracts as
potential
antimicrobial
agents,
Phytomedicine, v.10, p. 434-439, 2003.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Ao CNPq/CNEN pelo apoio financeiro
através da bolsa de iniciação científica.
CONCLUSÕES
Para melhor aplicação das metodologias
descritas acima (preparação dos meios de
cultura e padronização das suspensões),
estudos mais profundos devem ser
realizados, pois cada microrganismo tem seu
metabolismo e responde a fatores externos
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 50
Biodisponibilidade: uma Avaliação Ambiental em Ambientes Lacustres
Rafaela Etelvina de Amorim Vieira Rodrigues e Vivianne lúcia Bormann de Souza
Centro Regional de Ciências Nucleares do Nordeste - CRCN/NE
INTRODUÇÃO
O açude de apipucos localiza-se na parte
oeste na cidade do Recife, no bairro de
Apipucos. Nas proximidades do Açude
existem oficinas de veículos e criadouros
que lançam dejetos no interior do açude. Há
algum tempo existiu também uma fábrica de
tecidos.
A contaminação do solo, de cursos d’água e
de lençóis freáticos, principalmente por
metais-traço, pode causar problemas
ambientais graves. Os metais-traço nos
sedimentos
associam-se
a
diversos
componentes orgânicos e inorgânicos,
apresentando-se em diversas formas
químicas, que regulam a sua solubilidade e
mobilidade,
bem
como
sua
biodisponibilidade aos sistemas biológicos.
Fazendo-se necessário para qualificação e
quantificação o uso da extração sequencial
O método de datação de sedimentos pelo
210
Pb, pode determinar sedimentos que
tenham
sido
depositados
a
aproximadamente 100 a 150 anos.[1]
OBJETIVO
Datar
os
sedimentos
e
verificar
biodisponibilidade dos metais presentes no
açude de Apipucos, Recife – PE.
METODOLOGIA
As amostras foram coletadas com um
amostrador que penetra no leito do
sedimento, com 5 cm de diâmetro interno e
100 cm de comprimento de forma
longitudinal ao longo do açude; as amostras
foram secas e separadas em peneiras para
a obtenção de partículas menores que 0,063
mm,
nas
quais
concentram-se
preferencialmente
os
metais-traço
e
radionuclídeos.. Cada uma das seções,
separadas de três em três centímetros foi
aberta para extração de chumbo e rádio,
com a adição de ácidos. O 210Pb e o 226Ra
foram determinados segundo Moreira (2003)
[2]. A determinação do chumbo foi realizada
pela concentração do seu radionuclídeo filho
(210Bi), por medida do precipitado na forma
de PbCrO4. A medida de radioatividade das
amostras foi realizada num detector
proporcional de fluxo a gás..
A extração
seqüencial dos metais foi realizada de
acordo com o método elaborado por Tessier
e colaboradores (1979) [3], e os metais-traço
foram determinados em espectrofotômetro
de absorção atômica (SPECTRA-FS220,
VARIAN).
RESULTADOS
Nas Figuras 1 e 2 podem ser observados os
resultados da biodisponibilidade dos metais
nos sedimentos. Os resultados obtidos para
a biodisponibilidade demonstram a presença
de metais-traço como Cu e Fe,
provavelmente originados das oficinas de
veículos presentes na área.
A datação de sedimentos revela que na
década de 80, quando o governo terraplanou
os morros ao redor do açude, onde seriam
construídas casas populares projetadas,
estes sedimentos foram arrastados para o
açude, pois as casas nunca foram
construídas como projetadas e a população
carente
posteriormente
ocupou
desordenadamente a área, conforme história
registrada no local.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 51
Distribuição de Fe nas fases geoquímicas
0
200
400
0a3
Profundidade (cm)
9 a 12
Fase
trocável
fase
lixiviável
18 a 21
27 a 30
36 a 39
45 a 48
54 a 57
Figura 1. Biodisponibilidade de Fe em sedimentos do
Açude de Apipucos.
Distribuição de cobre nas fases geoquímicas
0
Profundidade (cm)
Ln (Pb-210) = -0,0935z + 5,7739
r2 = 0,9738
5
4
3
2
1
0
0
5
10
15
20
25
30
35
40
Profundidade corrigida (cm)
Figura 4 Concentração de atividade do 210Pb em
função da profundidade corrigida da camada de
sedimento para o Ponto 2 de amostragem.
CONCLUSÕES
63 a 66
50
0a3
6a9
12 a 15
18 a 21
24 a 27
30 a 33
36 a 39
42 a 45
48 a 51
54 a 57
60 a 63
66 a 69
72 a 75
100
Fase
trocável
Fase
lixiviável
A cronologia sedimentar mostra que as
primeiras camadas de sedimentos datam de
30 anos atrás. Devido ao fato da área ser
cercada por indústrias de medicamentos e
oficinas mecânicas, elementos-traço são
encontrados, como o Cu que está
principalmente associado com a fase
oxidável, enquanto o Fe encontra-se em
todas as fases e pode ser identificado em
fases biodisponíveis.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1]
Aa SAN MIGUEL, E. G.; BOLÍVAR, J. P.;
GARCIA-TENÓRIO, R.; MARTIN, J. E. 230Th/232Th
activity ratios as a chronological markerr
complementing 210Pb dating in a estuarine system
affected by industrial realeases. Environmental
Pollution, v. 112, p. 361 – 368. 2001.
Fase
redutível
Fase
oxidável
[2]
Figura 2. Biodisponibilidade de Cu em sedimentos do
Açude de Apipucos.
5
MOREIRA, S. R. D., FÁVARO, D. I. T.,
CAMPAGNOLI, F., MAZZILLI, B. P.: Sedimentation
rates and metals in sediments from the reservoir Rio
Grande – São Paulo/Brazil. In: P. WARWICK. (ed.):
Environmental Radiochemical Analysis II. The
Royal Society of Chemistry, UK 383-390. 2003.
[3]
Ln (Pb-210) = -0,0296z + 4,7687
r2 = 0,9822
TESSIER, A.; CAMPBELL, P. G.; BISSON, M.
Sequential extration procedure for the speciation of
particulate trace metals. Analitical Chemistry, v. 51,
p. 844 - 851. 1979
4,5
Ln (Pb-210) em excesso (mBq/g)
Ln (Pb-210) em excesso (mBq/g)
6
4
3,5
3
2,5
2
1,5
1
0,5
0
0
10
20
30
40
50
60
70
Profundidade corrigida (cm)
Figura 3. Concentração de atividade do 210Pb em
função da profundidade corrigida da camada de
sedimento para o Ponto 1 de amostragem.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Ao CNPq/CNEN pelo apoio financeiro
através da bolsa de iniciação científica
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 52
Imagens baseadas em Espalhamento de luz para Caracterização de
Sistemas Biológicos Formados por Efeito Coffee Ring: Aplicação no Estudo
das Radiações em Biociências.
Raquel Cordeiro de Oliveira e Rômulo Pinto Tenório.
Centro Regional de Ciências Nucleares do Nordeste – CRCN/NE
de albumina expostas a diferentes doses de
radiação gama.
INTRODUÇÃO
Suspensões coloidais são sistemas físicoquímicos largamente encontrados na
natureza e de muita importância tecnológica
e científica.[1,2] Uma característica comum
das suspensões coloidais é que ao deixar-se
evaporar uma gota numa superfície sólida é
observado, ao fim do processo, uma
estrutura anelar, formada pelo acúmulo das
partículas
coloidais,
presentes
na
suspensão, na periferia da gota. Este
fenômeno físico-químico é conhecido como
efeito coffee ring.[3,4,5]
O efeito coffee ring caracteriza-se pelo fluxo
radial das partículas coloidais, presentes na
gota, em direção à borda durante o processo
de evaporação. Este efeito dá origem a
padrões de deposição que dependem das
propriedades físico-químicas da superfície
sólida, bem como do tamanho e forma das
partículas coloidais.[3]
Estudos têm mostrado que os padrões
formados pela deposição dos constituintes
dos fluidos biológicos, tem potencial
aplicação como marcadores de processos
patológicos.[6,7]
Neste resumo estão incluídos resultados
preliminares da tentativa de utilizar padrões
de deposição obtidos por efeito coffee ring
como marcadores de alterações físicoquímicas. Os padrões foram obtidos através
de imagens por espalhamento de luz e
tratados com análise de componentes
principais
(PCA)
para
fins
de
reconhecimento de padrões. Como modelo
experimental, foram utilizadas suspensões
OBJETIVO
Utilizar
imagens
produzidas
por
espalhamento por luz na classificação de
sistemas biológicos submetida à radiação
ionizante.
METODOLOGIA
Suspensões aquosas foram preparadas em
três concentrações diferentes (5, 0.5 e
0.05%) de albumina.
As suspensões foram irradiadas a
temperatura ambiente utilizando fonte de
raios γ de Cs-137 e Co-60.
Lâminas de microscópio foram utilizadas
para deposição de 0,5 µL das suspensões de
albumina.
As imagens de espalhamento de luz foram
obtidas utilizando um laser de He:Ne de 633
nm (1mW) e o padrão coletado por meio de
câmera fotográfica de alta resolução.
A análise dos resultados feita por análise por
PCA.
RESULTADOS
Experimentos com baixas doses de radiação
(até 100 Gy) não provocaram alterações
significativas com relação à amostra
controle. Com doses maiores (1, 5 e 10 kGy),
houve apenas pequenas alterações no
padrão de espalhamento, os quais foram
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 53
suficientes para promover a classificação
nas amostras expostas a 10 kGy.
Para verificar a validade do método de
espalhamento de luz na obtenção dos
padrões,
amostras
de
albumina
desnaturadas foram utilizadas como modelo.
A figura 1(a) mostra a classificação em três
grupos diferentes para amostras controle e
tratadas termicamente.
Para tentar entender a separação mostrada
na figura 1(a), foram obtidas imagens de
microscopia ótica as quais mostram a
presença de rachaduras na borda dos
padrões formados após evaporação. Nas
amostras desnaturadas, as rachaduras não
são visualizadas (figura 1(b)).
CONCLUSÕES
Nesse experimento, observou-se que
apenas doses de radiação ionizante na
ordem de 10 kGy foram capazes de provocar
mudanças no padrão de deposição de
albumina formado pelo efeito coffee ring. As
alterações estruturais provocadas por
desnaturação
térmica
foram
mais
significativas possibilitando a classificação
por PCA. Entretanto, mais experimentos são
necessários para melhor entender à
contribuição das rachaduras observadas na
borda dos padrões, na classificação e
agrupamento das diferentes amostras.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[39]Koshiishi, I.; Imanari, T. Anal. Chem. 69,
216-220, 1997.
[40]Abbar, J. C.; Nandibewoor, S. T. Ind.
Eng. Chem. Res. 51, 111-118, 2012.
[41]Yunker, P. J.; Still, T.; Lohr, M. A.; Yodh,
A. G. Nature, 476, 308-311, 2011.
[42]Deegan, R. D.; Bakajin, O.; Dupont, T. F;
Huber, G; Nagel, S. R; Witten, T. A. Nature,
389, 827-829, 1997.
[43]Yunker, P. J.; Lohr, M. A.; Still, T.;
Borodin, A.; Durian, D. J.; Yodh, A. G. Phys.
Rev. Lett.,110, 035501-1-035501-5, 2013.
[44]Zeid, W. B.; Brutin, D. Colloids & Surf. A:
Phys. Eng. Aspect, 430, 1-7, 2013.
[45]Wen, J. T.; Ho, C.-M.; Lillehoj, P. B.
Langmuir, 29, 8440-8446, 2013.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Ao CNPq/CNEN pelo apoio financeiro
através da bolsa de iniciação científica.
Figura 6. a) Classificação por PCA de
amostras
controle
(vermelho)
e
desnaturadas termicamente (verde e azul).
b) Imagens por microscopia ótica.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 54
Radionuclídeos em Incrustações Formadas em Caldeiras Industriais de
Grande Porte do Estado de Pernambuco
Ricardo Marchezan Farias de Mesquita, Clovis Abrahão Hazin e
Claudia Miriam Braga Poggi
Centro Regional de Ciências Nucleares do Nordeste – CRCN/NE
INTRODUÇÃO
Em todo o mundo, muitas indústrias utilizam
vapor gerado em caldeiras como principal
fonte de energia, ou como componente de
vários processos, seja como agente de
aquecimento ou transporte de calor. A água
empregada nesses sistemas é geralmente
de origem subterrânea, possuindo altas
concentrações de sais de cálcio e magnésio
e trações de bário, que podem co-precipitar
no interior dos tubos das caldeiras
juntamente com elementos radioativos
naturais presentes na água, como é o caso
do 226Ra e 228Ra, formando incrustações [2].
Esses radionuclídeos naturais podem
concentrar-se durante o processamento de
matérias primas e gerar o que se denomina
TENORM, materiais radioativos naturais
tecnologicamente concentrados, resultando
em uma maior exposição externa à radiação
gama, com o consequente aumento da dose
recebida por trabalhadores [3,4].
Entretanto, não foram encontrados dados na
literatura sobre a presença de radionuclídeos
naturais em incrustações provenientes de
caldeiras industriais de maneira geral.
As concentrações de atividade foram
medidas em nove amostras de incrustações,
das quais cinco foram coletadas na cidade
de Caruaru, uma na cidade de Paulista e três
na cidade de Goiana.
As amostras de incrustação, após um
tratamento prévio, foram armazenadas por
30 dias em recipientes devidamente selados,
para evitar a fuga do gás radônio e assegurar
o equilíbrio radioativo entre o radônio e os
seus descendentes de curta meia-vida. Após
este período, os teores dos dois isótopos de
rádio foram analisados em um sistema de
medida por espectrometria gama, baseado
em um detector de germânio hiper puro
(HPGe). O tempo de contagem foi de
80.000s.
Para controle de qualidade analítica, foi
empregado o material de referência
certificado IAEA – 375 Radionuclides and
Trace Elements in Soil.
Os
valores
encontrados
para
as
concentrações
de
atividade
foram
comparados com os contidos na Posição
Regulatória 6.02/002, para borras e
incrustações em Instalações de Produção e
Exploração de Petróleo e Gás [1].
OBJETIVO
Analisar amostras de incrustações retiradas
de caldeiras de grande porte no estado de
Pernambuco quanto à presença de
radionuclídeos de importância radiológica,
especificamente 226Ra e 228Ra.
METODOLOGIA
RESULTADOS
Na Tabela 1, estão apresentadas as
concentrações em atividade e as incertezas
das medidas para os isótopos de rádio
presentes nas amostras.
Tabela 1. Concentração em Atividade de 226Ra
e 228Ra Determinadas por Espectrometria Gama
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 55
226
Amostra
Local
1
228
Ra
-1
Ra
CONCLUSÕES
-1
(Bq.kg )
(Bq.kg )
Caruaru
4,04 ± 0,04
8,04 ± 0,70
2
Caruaru
3,06 ± 0,02
< 1,78 (LD)
3
Caruaru
14,53 ± 0,22
3,13 ± 0,20
4
Caruaru
52,50 ± 0,70
82,40 ± 0,70
5
Caruaru
5,90 ± 0,01
39,70 ± 0,50
6
Paulista
421,00 ± 3,00
84,40 ± 3,40
7
Goiana
1.328,00 ± 23,00
265,49 ± 8,00
8
Goiana
451,00 ± 4,00
84,70 ± 3,70
9
Goiana
412,00 ± 5,00
113,83 ± 3,70
LD = Limite de Detecção
Os
valores
encontrados
para
as
226
228
concentrações de atividade de Ra e Ra
nas amostras de incrustações das
localidades de Caruaru, Paulista e Goiana
foram inferiores aos valores limites
estabelecidos na Posição Regulatória
6.02/002 de 100 kBq.kg-1 para 226Ra e 228Ra.
Deve-se salientar que nesse trabalho os
valores foram comparados com a posição
regulatória 6.02/002 devido à ausência de
norma específica para incrustações em
caldeiras.
Os valores de concentração de atividade de
226
Ra e 228Ra encontrados para as amostras
de Caruaru foram inferiores àqueles das
cidades de Paulista e Goiana. Isto pode ser
justificado pelo fato de que estas cidades
estão contidas na região fosfática de
Pernambuco, que se situa desde o sul da
cidade de Olinda até o extremo Norte do
Estado da Paraíba, onde apresenta altas
concentrações de U3O8 no minério de
fosfato.
Os resultados das análises para a
concentração de atividade de 226Ra e 228Ra
nas amostras de incrustações retiradas de
caldeiras industriais em Pernambuco
indicam que não há concentração
significativa desses radionuclídeos, não
necessitando de tratamento especial para o
seu descarte, do ponto de vista de proteção
radiológica.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[46]CNEN - Comissão Nacional de Energia
Nuclear. Posição Regulatória - 6.02/002,
2005. Instalações de Produção de Petróleo e
Gás com Materiais, Peças ou Componentes
Contaminados com Ra-226 e Ra-228 e seus
Descendentes Radioativos. Publicação:
D.O.U. de 10/01/2005. Brasil, 2005.
[47]GAZINEU, M. H. P. Teores de
radionuclídeos em processos de extração e
produção de petróleo no Nordeste do Brasil.
Tese (Doutorado) - Universidade Federal de
Pernambuco, Recife, 2005.
[48]IAEA, International Atomic Energy
Agency.
Extent
of
Environmental
Contamination by Naturally Occurring
Radioactive
Material
(NORM)
and
Technological Options for Mitigation.
Technical reports series No. 419. Vienna,
2003.
[49]MICHALIK, B.; BROWN.J; KRAJEWSKI.
The fate and behavior of enhanced natural
radioactivy with respect to environmental
protection. January 2013, p. 163-171.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Ao CNPq/CNEN pelo apoio financeiro
através da bolsa de iniciação científica.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 56
Protótipo para Dosimetria Absouta de Fontes de 192I em Equipamentos de
Braquiterapia
Rízia Keila do Nascimento e Vivianne Lúcia Bormann de Souza
Centro Regional de Ciências Nucleares CRCN/NE
INTRODUÇÃO
Na intenção de se dispor de um “corpo de
prova” que possa ser facilmente utilizado no
controle da qualidade (QA) de hospitais e
clínicas que prestam serviços para o
tratamento de pacientes portadores de
neoplasias malignas na cavidade uterina
com fontes de I192 (braquiterapia de altas
taxas de dose) um sistema especial por
dosimetria Fricke foi elaborado por
pesquisadores do Centro Regional de
Ciências Nucleares (CRCN) e está sendo
utilizado para realizar medidas em
instituições públicas e privadas de todo o
País [1]. Os resultados das medidas são
comparados com os valores apresentados
nas normas da Agência Internacional de
Energia Atômica (IAEA) que considera não
aceitável uma diferença maior que 5% entre
a dose prescrita e a dose medida.
OBJETIVO
Este trabalho tem como objetivo a aplicação
de um dispositivo para realização da
dosimetria absoluta de fontes de 192Ir
utilizando uma solução Fricke confinada em
um balão de vidro, permitindo, ao mesmo
tempo, efetuar um controle da qualidade dos
serviços de braquiterapia.].
METODOLOGIA
A solução Fricke usada foi preparada
utilizando-se 0,392g de sulfato ferroso
amoniacal, 0,060 g de cloreto de sódio, 22
mL de ácido sulfúrico diluídos em água
tridestilada para um balão volumétrico de
1.000 mL [2]. A solução foi, então, transferida
para um recipiente esférico de vidro de
volume de 11.6 mL contendo um tubo capilar
em forma de bastão, cuja extremidade fica
localizada no centro da esfera e
possibilitando
a
introdução
e
o
posicionamento da fonte de 192Ir. O sistema
de medida foi levado para diferentes centros
de braquiterapia, irradiou-se as amostras em
triplicatas com doses de 150 ou 300 cGy a
uma distância de 1,5 cm da fonte.
Das amostras irradiadas em triplicatas, são
realizadas três medidas para cada amostra,
totalizando nove medidas para cada
amostra. A medida das densidades ópticas
das
soluções
foi
realizada
em
espectrofotômetro UV-VIS (Beckman Couter
DU-640) no comprimento de onda de 304
nm, característico e mais estável da solução.
A determinação da dose radial leva em
consideração que a distância radial é igual a
1,5 cm e forma um ângulo de 90 com o eixo
transversal da fonte. Para a esfera utilizada,
o coeficiente de calibração calculado foi de
5,14 x 103, de modo que os resultados para
as doses radiais são obtidos de acordo com
a equação 1:
D( r 2,5, 90)  (DO.5,14.103 ) / f1 f 2 (cGy) (1)
f1  1  0,0069 (Tl  25) (2)
f 2  1  0,0012 Ti  25 (3)
onde: 5,14* 103 é o fator de calibração para
o recipiente a ser utilizado;
Tl: é a temperatura de medida e f l o fator de
correção;
Ti: é a temperatura de irradiação e f i é o fator
de correção;
DO: é a variação da densidade óptica
média da solução irradiada.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 57
RESULTADOS
A Tabela 1 apresenta os valores de dose
absorvida na água, observados nos hospitais
dos Estados do Nordeste e Sudeste
visitados.
realizada novamente por ser um hospital
tomado como padrão para os experimentos;
portanto, nota-se que se deve averiguar o
controle da qualidade nestas e em outras
Instituições do País.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
Tabela 1. Resultados obtidos nos Estados
visitados
300
300
300
300
300
300
300
300
300
300
Dose
prática
(cGy)
382,42
319,97
313,62
315,68
361,00
121,82
293,49
290,41
275,18
225,30
27,00
6,65
4,54
5,00
20,00
40,33
2,70
3,19
8,27
24,90
300
299,00
0,33
100
150
150
150
300
103,50
160,82
146,52
113,39
285,00
3,50
6,67
2,32
24,41
5,00
Estados
Visitados
Dose
teórica
(cGy)
RN
BA
PE(1ª.Instituição)
CE
AL
PE (2ª. Instituição)
PB
PI
AL (2ª. Instituição)
AL (1ª.
Instituição)*
PE (1ª.
Instituição)*
SE
RN*
RJ (1ª.Instituição)
RJ (2ª. Instituição)
PE (2ª.
Instituição)*
Erro
(%)
[1] SOUZA, V. L. B.; CUNHA, M. S.;
FIGUEIRÊDO, M. D. C; SANTOS, C. D. A.;
RODRIGUES, K. R. G.; LIRA, G. B. S.;
SILVA, D. B. MELO, R. T. O uso do sistema
de dosimetria Fricke na determinação da
dose
absorvidade
equipamentos
de
braquiterapia
do
Nordeste.
Revista
Brasileira de Física Médica, v. 4, n. 3,
p.
83 - 86.2011.
[2] OLSZANSKI, A.; KLASSEN, N. V.; ROSS
C. K. and SHORTT, K. R., The IRS Fricke
Dosimetry System, Ionizing Radiation
Standards,
Institute
for
National
Measurement Standards, National Research
Council, PIRS-0815, Ottawa, Ontario. 2002.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Ao CNPq/CNEN pelo apoio financeiro
através da bolsa de iniciação científica.
*visitas realizadas pela segunda vez.
CONCLUSÕES
Apenas Instituições dos Estados de
Pernambuco, Ceará, Paraíba, Piauí e uma
Instituição do Rio de Janeiro estão de acordo
com as recomendações das normas
internacionais da Agência Internacional de
Energia Atômica (IAEA) (5% entre a dose
prescrita e a dose medida). As visitas
realizadas pela segunda vez no Rio Grande
do Norte e Alagoas (1ª. Instituição) tinham a
intenção de se obter doses mais
apropriadas, entretanto isso não foi
observado, em Pernambuco a visita foi
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 58
Centro Regional de Ciências Nucleares do Centro Oeste
CRCN-CO
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 59
Comparação da Qualidade das Imagens Mamográficas Digitais – CR X
Convencionais do Estado de Goiás em 2012
Iury Rodrigues de Almeida e Rosângela da Silveira Corrêia
Centro Regional de Ciências Nucleares do Centro-Oeste – CRCN/CO
INTRODUÇÃO
O câncer de mama é o mais frequente na
população mundial feminina, excetuando-se
os casos de câncer de pele não melanoma.
Atualmente, o exame radiográfico da mama
é o método indicado para a detecção
precoce, cujo objetivo é produzir imagens
detalhadas com alta resolução espacial da
estrutura interna da mama para possibilitar
bons resultados diagnósticos [1].
Existem duas tecnologias disponíveis
atualmente
para
a
mamografia:
a
convencional que utiliza o sistema tela-filme
e a digital podendo ser DR (sistema de
radiografia digital direta) ou CR (sistema de
radiografia digital computadorizada)[3].
Com o proposito de comparar a qualidade
das imagens mamográficas dos serviços
instalados no estado de Goiás, a Secretaria
de Estado da Saúde (SES-GO) implantou,
em 2007, o Programa de Qualidade em
Mamografia no Estado de Goiás (PCQMGO). O programa monitora o desempenho
dos
equipamentos
(mamógrafos
e
processadoras) com a finalidade de
implementar ações corretivas nos serviços[3].
OBJETIVO
Comparar o padrão de qualidade da imagem
mamográfica de acordo com o tipo de
tecnologia do equipamento.
Mamografia de Goiás (PCQM-GO), em
2012. No PCQM-GO o serviço de
mamografia envia mensalmente uma
imagem mamográfica realizada em seu
equipamento utilizando-se um simulador que
corresponde a uma mama de 5,3 cm de
espessura quando comprimida, composta de
50% de tecido adiposo e 50% de tecido
glandular, que contêm em seu interior
estruturas anatômicas que simulam achados
mamográficos. A técnica radiográfica foi
estabelecida pelo controle automático de
exposição para uma tensão de 28kV.
Para a avaliação, considerou-se a
visibilização de estruturas anatômicas, a
presença de artefatos e uniformidade da
imagem. Foi realizada por dois avaliadores e
na discordância
utilizou-se um terceiro
avaliador. Os itens que apresentaram
conformidade receberam 1 ponto e cada
serviço teve somatório da pontuação. Os
resultados foram comparados de acordo
com o tipo de tecnologia do mamógrafo
(convencional ou digital - CR)
RESULTADOS
Foram avaliados 337 imagens onde 262
(78%) eram do sistema convencional e 75
(22%) do sistema digital - CR
Cada variável analisada foi pontuada em
conformidade e não conformidade de acordo
com o tipo de tecnologia utilizado
apresentado na TABELA 1.
METODOLOGIA
O banco de dados foi formado com
informações da avaliação da qualidade da
imagem dos serviços que participaram do
Programa de Controle de Qualidade em
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 60
TABELA 1- Frequência de imagens em conformidade com
os parâmetros de avaliação da qualidade segundo o tipo
de tecnologia.
Variáveis
Convencional
(n = 272)
Digital-CR
(n = 75)
P
n
%
n
247
91
43 57
<0,001
Microcalcificações 244
90
64 85
0,033
Fibras
256
94
74 99
1,00
Massas
219
81
69 92
0,092
Discos de baixo
contraste
186
68
61 81
0,102
Presença de
Artefatos
153
56
49 65
0,289
Uniformidade da
Imagem
195
72
30 40
<0,001
Resolução
espacial (Grades)
%
Entre os equipamentos convencionais a não
conformidade mais presente foi a presença
de artefatos na imagem (44%) o que
provocou a dificuldade de visibilizar
microcalcificações em 10% das imagens.
Nos digitais – CR a irregularidade mais
frequente foi a falta da uniformidade nas
imagens (60%) e resolução espacial (43%),
apresentando níveis de significância na
comparação com o sistema convencional.
A análise estatística do padrão de qualidade
entre as tecnologias apresentou p=0,757,
onde o percentual das imagens aprovadas
esta descrito na TABELA 2, que não teve
nível de significância na comparação das
tecnologias.
TABELA 2- Frequência das imagens aprovadas
com os parâmetros de avaliação da qualidade
segundo o tipo de tecnologia.
Convenciona Digital
l
(n=75) Valor de p
(n=262)
n
%
n
%
74
60 80
0,496
Qualidade da 218
Imagem
Artefatos/
Uniformidad
e
224
51
59
78
0,157
CONCLUSÕES
Observando os resultados infere-se que não
há diferença entre os dois sistemas no
quesito qualidade da imagem. O sistema
digital é do tipo digitalizado, onde somente
uma parte do sistema é digital, assim supõese que este sistema não sobressaía do
sistema convencional por não ser totalmente
um processo digital.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1] Programa Nacional do Controle do Câncer
de Mama,2013 disponível em:
http://www2.inca.gov.br/wps/wcm/connect/acoes
_programas/site/home/nobrasil/programa_contr
ole_cancer_mama
[2] Corrêa, R. S., Tecnologias e doses de
radiação para o rastreamento mamográfico
oportunístico no Estado de Goiás, Brasil,2013.
[3] Governo do Estado de Goiás, Secretária de
Saúde do Estado de Goiás, Monitoramento dos
Serviços de Mamografia em Goiás, disponível
em:
http://www.saude.go.gov.br/index.php?idMateria
=105002
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPq e CNEN.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 61
Reavaliação de Cálculos do Equivalente de Dose Efetiva Para o Programa
de Monitoramento Radiológico Ambiental do CRCN-CO
Marice Andrade Dourado e Rugles César Barbosa
Centro Regional de Ciências Nucleares do Centro Oeste – CRCN/CO
INTRODUÇÃO
O Centro Regional de Ciências Nucleares
desenvolve a atividade relativa ao Programa
de Monitoramento Radiológico Ambiental
(PMRA) dos depósitos de rejeitos radioativos
em Abadia de Goiás. Tais depósitos são
constituídos de um depósito final e outro
depósito denominado “contêiner de grande
porte”. O PMRA é desenvolvido realizando
coleta e análise via espectrometria gama de
amostras naturais de sedimentos, água
superficial e de poços e vegetação, além de
ser realizada a monitoração de radiação no
ar por leitura de Dosímetros Termo
Luminescentes (TLD’s), encapsulados em
embalagens de PVC e distribuídos no
CRCN-CO.
Para a melhoria do PMRA foi instalado um
conjunto de laboratórios no CRCN-CO para
calibração e leitura de dosímetros tipo TLD’s.
Para a utilização de tal instrumentação
laboratorial é necessário o desenvolvimento
e reavaliação da dosimetria e dos
instrumentos, para medida direta da dose
externa, além das estimativas de dose da
radiação cósmica na referida latitude do
CRCN-CO.
OBJETIVO
Reavaliar os cálculos do equivalente de dose
efetiva visando a obtenção de dados de
dosimetria e a realização da análise
comparando os dados de várias técnicas,
que registram doses da radiação oriunda das
contribuições cosmogênica e terrestrial que
compõem a denominada radiação de fundo.
A informação básica que deve ser obtida é a
contribuição da diferença entre os
equivalentes de dose terrestrial, mesmo os
de
mais
baixa
concentração
de
radionuclídeos primordiais, e a do
equivalente de dose, deduzidos a partir de
leituras dos TLD’s.
METODOLOGIA
Os Dosímetros Termo Luminescentes (TLD)
estão a um metro do solo contendo, cada
um, quatro pastilhas de cristais de Fluoreto
de Lítio dopado com Magnésio e Titânio
(LiF:Mg,Ti). Estes estão fixados em vários
locais das instalações do CRCN-CO em
distintos pontos geográficos espacialmente
separados por distâncias que variam de
100m a 1900m. As leituras dos TLD’s foram
extraídas do banco de dados do PMRA do
CRCN-CO.
Dentro do diâmetro de 1m, em torno dos
suportes de TLD’s, foi realizada a coleta das
amostras de solo, a uma profundidade de 20
cm. Essas amostras foram levadas à estufa,
marca Fanem e modelo 320-SE, para a
secagem, por cerca de 24hrs, a uma
temperatura de 65 ºC. As mesmas foram
colocadas dentro de frascos de polietileno de
1L e levadas para um espectrômetro da
marca Camberra, com detector coaxial de
germânio hiperpuro, modelo GX2518, com
eficiência relativa de 25%, pré-amplificador
modelo 2002 CSL e software Genie – 2000,
por
aproximadamente
15hrs.
Foram
identificados
e
quantificados
vários
radionuclídeos primordiais, além do Césio137 que foi desconsiderado em função de
ser produto do fallout no hemisfério sul e
objeto específico de estudo no PMRA.
RESULTADOS
O gráfico esboçado abaixo mostra a
evolução dos valores médios temporais e
espaciais do equivalente de dose,
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 62
registrados pelos TLD’s de 1997 a 2009
sendo mostrado em uma reta (sublinhado
em verde) cujo valor é de 49,56 +/- 5,96
nSv/h com uma variância espacial e
temporal dada por 5,93 e 29,62,
respectivamente.
Figura 1. Medida de taxas de dose nos pontos onde
se encontram os TLD’s, distribuídos nas instalações
do CRCN-CO.
A contribuição do equivalente de dose
efetiva, devido à radiação terrestrial, foi
fornecida a partir da medida concentração de
radionuclídeos no solo via espectrometria
gama. O cálculo foi realizado utilizando os
coeficientes de dose para exposição ao solo,
contendo radionuclídeos, a partir de um
modelo de “profundidade infinita” [50].
No gráfico acima identificamos também uma
barra (altere em negrito) cujo valor, calculado
via média das taxas de equivalente de dose
terrestrial, é de 22,98 +/- 0,46 nSv/h.
A estimativa para equivalente de dose
efetiva cósmica (altere em azul) foi obtida
utilizando dados de dose para a longitude em
torno de 16 graus ao nível do mar, e
inserindo na formula de Bouville et al [51]
para o ajuste de altitude de 0,898 m acima
do nível do mar e assim obtivemos o valor
estimado de 26,30 nSv/h.
CONCLUSÕES
O limite de dose 1mSv/ano (114 nSv/h) está
bem acima do background, cuja taxa média
é 49,56 nSv/h, e assim, apesar dos desvios
de origem espacial e temporal dos TLD’s, o
comportamento
coletivo
pode
ser
representado por um número que é uma
média absoluta. Esta média será uma melhor
aproximação da realidade dosimétrica,
quando maior for o número de TLD’s
distribuídos.
O trabalho mostra a necessidade já
mencionada em outros trabalhos, sobre o
tema [52] da necessidade de preparação e
implantação de um sistema de coleta de
dados da radiação de fundo no período préoperacional em escala de anos para a
determinação do equivalente de dose
efetiva. Além disso, é necessária a
introdução de auditoria e a participação de
programas intercomparações específico
para
TLD’s,
tanto
nacional
como
internacional
[53]
para
dosimetria
termoluminescente.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[50]Federal Guidance Report No. 12.
External Exposure to Radionuclides. Oak
Ridge National Laboratory Oak Ridge,
Tennessee 37831.
[51]Bouville, A.and W. M. Lowder. Human
population exposure cosmic radiation.
Radiat. Dosim. 24(1):293-299(1988).
[52]Environmental Radiation Monitoring in
the context of Regualations On The Dose
Limits to the Public Gladys Klemic US.
Departamento
Energy
Environmental
measuraments Laboratory New York, NY
10014-3621.
[53]Klemic G, J Shobe, T Gesell, and P
Shebell. 1995. “Results of the Tenth
International
Intercomparison
of
Environmental
Dosimeters.”
Radiation
Protection Dosimetry. 58:133–142.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Conselho Nacional de Desenvolvimento
Científico e Tecnológico – CNPq.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 63
Tecnologias e doses de radiação para o rastreamento mamográfico
oportunístico no Estado de Goiás, Brasil, 2013
Simeire Lucas da Silva e Rosangela da Silveira Corrêa
Centro Regional de Ciências Nucleares do Centro-Oeste – CRCN-CO
INTRODUÇÃO
A prevenção, a detecção precoce, o
diagnóstico e o tratamento adequado do
câncer de mama são elementos importantes
das políticas públicas para a melhoria da
saúde da mulher(1). Atualmente, o exame
radiográfico da mama é o método indicado
para a detecção precoce e, em alguns
países, o rastreamento populacional, com a
utilização da mamografia, foi implantado com
a finalidade de reduzir a taxa de
mortalidade(2,3).
No Brasil, não há uma política estabelecida
para o rastreamento populacional, o que leva
o Ministério da Saúde a recomendar a
realização de mamografia com periodicidade
de até dois anos para as mulheres na faixa
etária de 50 a 69 anos (4), que
espontaneamente procuram os serviços de
saúde, o que caracteriza como rastreamento
oportunístico.
A experiência internacional mostra a
importância da otimização das técnicas
radiográficas para o controle das doses em
mamografia quando são realizados os
programas de rastreamento (8).
OBJETIVO
Analisar as tecnologias e doses de radiação
empregadas
para
o
rastreamento
mamográfico oportunístico em Goiás em
2013.
METODOLOGIA
Estudo transversal, onde foram observados
os equipamentos de mamografia. Foram
estudadas as variáveis que definem as
tecnologias dos equipamentos e realizadas
medidas das doses de radiação nos exames.
A dose de entrada na pele (DEP) foi medida
em um simulador e usada para o cálculo da
Dose Glandular Média (Dg). Os valores de
DEP e Dg para cada equipamento foram
comparados com as normas nacionais e
internacionais.
RESULTADOS
Dos 131 mamógrafos, 82 usavam tecnologia
tela-filme (convencional), 47 radiografia
digital computadoriza (CR) e dois de
radiografia digital direta (DR). A DEP medida
em 7,3% dos equipamentos convencionais e
51,1% dos digitais-CR estavam acima do
valor de referência de 13 mGy. Em relação à
Dg, 8,5% dos convencionais e 53,2% dos
digitais-CR estavam acima do valor de
referência de 2,5 mGy. Os dois
equipamentos digitais-DR estavam dentro
dos valores de referência para DEP e Dg.
Quando comparadas as tecnologias, os
digitais-CR apresentaram DEP xxx e Dg 53%
acima dos convencionais.
A Tabela 1 mostra a distribuição de
mamógrafos por fabricante e tipo de
tecnologia.
Foram
identificados
12
fabricantes, sendo 86,3% dos equipamentos
eram importados e 13,7% de fabricação
nacional
Tabela 1: Sistemas mamográficos, segundo
fabricante do mamógrafo e do sistema de
registro da imagem, no Estado de Goiás, em
2013.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 64
Mamógrafo
Sistema convencional (A)
Kodak
Macrotec
Outros
Total
GE
24
13
2
39
Senographe600T
8
5
2
15
Senographe700T
3
3
0
6
Senographe800T
8
2
0
10
DMR
5
3
0
8
Alpha ST
0
0
0
0
Toshiba
2
4
0
6
VMI
7
4
3
14
Siemens
2
1
0
3
Elscint
3
0
0
3
Planmed
0
0
2
2
Instrumentarium
4
0
1
5
Phillips
1
1
0
2
Lorad
6
1
0
7
Giotto
0
0
0
0
Salgado&Herman
0
0
1
1
Total*
49
24
9
82
* não constam deste total 2 mamógrafos com
tecnologia Lorad/Selenia e Fuji/Amulet).DR
acordo
com adigitalizado
tecnologia, no
Estado deTotal*
Goiás, em
Sistema
(B)
2013.
Agf Fuj Kod Kônic Tota (A +
CONCLUSÕES
a
ak
a
l 25 B)64
7
8i
10
0
2 doses
2
3 radiação
0 apresentaram-se
7
22
As
de
heterogêneas
0
2
2 entre
0 as tecnologias
4
10 e os
tipos
à 3 saúde,
2
0de assistência
1
0
13 com
predominância
de 0doses mais
altas
3
1
4
8
16 nos
equipamentos digitais. A necessidade
0
3
0
0
3
3
de
otimização
das
técnicas
0
0
2 para
0 mamas
2
8
radiográficas
espessas
0
1densas
1 coloca
1
17
e/ou
a 3demanda
de
substituição
dos
0
1
2 em 0cerca 3de 37%
6
mamógrafos
atualmente
em
operação.
0
0
0
0
0
3
0
0
0
0
0
2
REFERÊNCIAS
BIBLIOGRÁFICAS
3
2
1
0
6
11
[1]
0 Perry
0 N, Broeders
1
0M, de Wolf
1 C, Törnberg
3
S,
Holland
R.,
von
Karsa
L.
European
4
0
2
0
6
13
guidelines for quality assurance in breast
0
1
0
0
1
1
cancer screening and diagnosis. 4th ed.
0
0
0 Office 0for Official
0 Publications
1
Luxembourg:
of the
14
13 European
19
1 Communities;
47
1292006..
Disponível
em:
http://ec.europa.eu/health/ph_projects/2002/
cancer/fp_cancer_2002_ext_guid_01.pdf
[2]Smith RA, Cokkinides V, Brawley OW.
Cancer screening in the United States, 2009:
a review of current American Cancer Society
guidelines and issues in cancer screening.
CA Cancer J Clin. 2009; 59:27–41.
[3] Brasil. Ministério da Saúde. Instituto
Nacional de Câncer. Parâmetros técnicos
para o rastreamento do câncer de mama:
recomendações para gestores estaduais e
municipais. Rio de Janeiro: INCA; 2009.
[4] Hendrick RE, Klabunde C, Grivegnee A,
Pou G, Ballard-Barbash R. Technical quality
control practices in mammography screening
programs in 22 countries. Int J Qual Health
Care 2002;14:219–26.
Figura 1: Frequência da dose de entrada no
simulador (Dose) e da dose glandular média (Dg), de
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPq e CNEN
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 65
Fallout de 137Cs em Frutíferas nas Imediações dos Depósitos Definitivos de
Rejeitos no Parque Telma Ortegal
Waldillene Gomes dos Santos e Eliane Eugênia Santos
Centro Regional de Ciências Nucleares do Centro Oeste – CRCN/CO
INTRODUÇÃO
O Parque Telma Ortegal, em Abadia de
Goiás, é uma unidade de Conservação
Ambiental com 1.600.000 m2. Esse local
abriga unidades administrativas de órgãos
públicos como o Batalhão Florestal da
Polícia Militar Ambiental e o Centro Regional
de Ciências Nucleares do Centro-Oeste, que
possui como objetivo principal abrigar e
monitorar, por meio do Programa de
Monitoração Radiológica Ambiental (PMRA),
os depósitos definitivos de rejeitos oriundos
do acidente radiológico com o 137Cs, ocorrido
em Goiânia em 1987 [1]. Além disso, o parque
contempla uma gama de frutíferas cujos
frutos são consumidos pelos funcionários e
visitantes em geral.
Jabuticabeira (Plinia trunciflora), Jenipapeiro
(Genipa americana), Aceroleira (Malpighia
glabra), Limoeiro (Citrus aurantifolia),
Gravioleira (Annona muricata), Cajueiro
(Anacardium occidentale), Tamarindeiro
(Tamarindus indica) e Pequizeiro (Caryocar
brasiliense), foram georreferenciadas e
coletadas para análise de fallout de 137Cs. O
fator de transferência de 137Cs para as folhas
é maior do que para os frutos [3], logo
escolheram-se estas para análise.
Analisar as concentrações de 137Cs de fallout
em frutíferas do parque Telma Ortegal.
Depois de coletadas e pesadas para
determinação da massa úmida, as folhas
foram secas em estufa da marca Fanem,
modelo 320-SE, à temperatura de 80°C
durante aproximadamente 24 horas. Após a
secagem determinou-se o peso seco. Por fim
foram calcinadas durante 48 horas a 450°C
até cinza branca, que foi pesada para
determinação da massa de cinzas [4]. As
amostras, sob forma de cinzas, foram
analisadas por espectrometria gama em dois
espectrômetros da marca Camberra, com
detector coaxial de germânio hiperpuro
(HPGe), modelo GX2518, com eficiência
relativa de 25%, pré-amplificador modelo
2002 CSL e software Genie-2000. O tempo
de contagem foi de 15 horas, em geometria
de frasco de polietileno com volume de 250
ml e os resultados são apresentados em
concentração de atividade de 137Cs em
Bq/kg de massa fresca.
METODOLOGIA
RESULTADOS
Amostras de folhas de diversas frutíferas,
como Abieiro (Pouteria caimito), Nespereira
(Eriobothrya japonica), Goiabeira (Psidium
guajava), Ingazeiro Mirim (Inga laurina),
Pitangueira (Eugenia uniflora), Mangueira
(Mangifera indica), Amoreira (Morus alba),
Os valores médios de atividade de 137Cs e
40
K por unidade de massa úmida nas
amostras variaram de <0,35 a 391,38 ± 3,05
Bq/kg e 81,24 ± 2,12 a 385,58 ± 8,20 Bq/kg,
respectivamente, como mostra a Tabela 1.
O PMRA contempla análise de 137Cs de
vegetação rasteira, água subterrânea e de
superfície, solo e ar no entorno dos
depósitos. Assim, tendo em vista as
dimensões do parque e a diversidade de
frutíferas, informações complementares a
este programa poderão somar subsídios aos
estudos de segurança dos depósitos
definitivos.
OBJETIVO
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 66
Amostra
n
Abiu
Acerola
Amora
Caju
Goiaba
Goiaba - Haras
Graviola
Ingá-mirim
Jabuticaba
Jenipapo
Limão Taiti
Manga
Nêspera
Pequi
Pitanga
Tamarindo
4
4
3
4
4
4
3
4
4
4
4
4
3
3
4
4
137
Cs
31,25 ± 0,33
11,11 ± 0,16
16,32 ± 0,24
12,11 ± 0,15
0,48 ± 0,09
0,83 ± 0,05
38,50 ± 0,38
<0,35
23,17 ± 0,24
0,7 ± 0,06
18,45 ± 0,22
<0,35
60,54 ± 0,55
2,02 ± 0,06
391,38 ± 3,05
21,38 ± 0,22
40
K
210,82 ± 4,70
197,50 ± 4,15
385,58 ± 8,20
150,40 ± 3,34
241,50 ± 5,26
183,04 ± 3,70
195,68 ± 4,32
268,79 ± 6,20
173,53 ± 3,65
210,96 ± 4,54
260,24 ± 5,24
248,36 ± 5,48
354,96 ± 7,53
81,24 ± 2,12
244,16 ± 5,54
119,87 ± 2,67
TABELA 1. Valores Médios de Concentrações
de Atividade de 137Cs e 40K em Bq/Kgúmida em
Folhas de Frutíferas.
De acordo com a Tabela 1, os valores
médios de atividade por unidade de massa
úmida de 40K são bem mais elevados do que
os valores médios de atividade de 137Cs. O
40
K é um isótopo do elemento K, essencial
para as plantas que, portanto, o contêm em
quantidades relativamente altas.
As folhas de pitanga apresentaram os
maiores valores médios de atividade de
137
Cs
Bq/kgúmida.
Para
efeito
de
entendimento,
considerando-se
a
137
concentração de atividade de
Cs
Bq/kgúmida nesta fruta, seu consumo* [5] e o
fator de conversão de dose para 137Cs, o
valor da dose efetiva devido à ingestão de
137
Cs nesta fruta seria de 0,0042 mSv/ano.
Este valor é inferior àquele estabelecido em
Normas da CNEN, cujo valor máximo de
dose efetiva de ingestão de radionuclídeos é
de 1 mSv/ano.
CONCLUSÕES
Os resultados de atividade de 137Cs
Bq/kgúmida nas frutíferas permitem afirmar
que estas não oferecem riscos radiológicos
para ao meio ambiente e nem para consumo
humano.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[54] International Atomic Energy Agency
(IAEA). Dosimetric and Medical Aspects of
the Radiological Accident in Goiânia in 1987.
Vienna, 1998.
[55]RIBEIRO, E. et al. Analytical results and
effective dose estimation of the operational
Environmental Monitoring Program for the
radioactive waste repository in Abadia de
Goiás from 1998 to 2008. Journal of
Environmental Radioactivity, v.102, p.145152, 2011.
[56]ANJOS, R. M. et al. Caesium, potassium
and ammonium distributions in different
organs of tropical plants. Environmental and
Experimental Botany, v.65, n.1, p.111-118,
2009.
[57]VASCONCELLOS, L.M., LAURIA, D.C.,
SILVA, L.H.C. Relação entre massa úmida,
seca e de cinza em materiais biológicos uma ferramenta para amostragens em
campo e análise de amostras. Química
Nova, v.22, n.6, p. 889-893, 1999.
[58]Instituto Brasileiro de Geografia e
Estatística. Pesquisa de Orçamentos
Familiares 2008-2009, Aquisição alimentar
domiciliar per capita Brasil e Grandes
Regiões. Rio de Janeiro, p. 55, 2010.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
________
*Por ausência de dados de consumo na literatura e órgãos oficiais,
optou-se por utilizar dados de consumo da uva (IBGE, 2010).
Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e
Tecnológico - CNPq/PIBIC.
Comissão Nacional de Energia Nuclear - CNEN.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 67
Instituto de Energia Nuclear
IEN
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 68
Identificação de Regimes de Escoamentos Bifásicos Verticais em um
Circuito de Circulação Natural
Amanda Cardozo Barbosa e José Luiz Horacio Faccini e Su Jian
Instituto de Engenharia Nuclear - IEN
INTRODUÇÃO
EQUIPAMENTO EXPERIMENTAL
O estudo dos escoamentos bifásicos é de
grande importância na engenharia nuclear,
visto que é necessário o seu controle durante
a refrigeração do núcleo do reator, em
operações normais ou mesmo em operações
emergenciais. Desse modo, tornam-se
essenciais os estudos de seus parâmetros e
regimes de escoamentos.
O CCN é composto por um aquecedor, um
trocador de calor, tubulações (perna quente
e perna fria), uma coluna de expansão e
circuitos de alimentação de água dos
sistemas primário e secundário. Um
controlador de potência permite ajustar
valores
de
potência
elétrica
para
alimentação
dos
resistores
elétricos
localizados no aquecedor, a fim de simular
várias condições de decaimento de energia
de um reator nuclear, em estado
estacionário. A coluna de expansão,
instalada na entrada do aquecedor, permite
a expansão
da água aquecida pelos
resistores até um tanque situado na sua
extremidade onde existe uma válvula de
alívio de pressão. Um sistema de aquisição
de dados permite a medição de
temperaturas, por meio de termopares
instalados ao longo do circuito, e a medição
de vazão de circulação natural, através de
um medidor eletromagnético de vazão
volumétrica. O comportamento do circuito é
monitorado através de um sistema
supervisório , que permite a aquisição de
dados de temperatura e vazão nos pontos de
medição, sendo os dados armazenados em
planilhas digitais.
OBJETIVO
O objetivo deste trabalho é desenvolver um
método de identificação que permita
reconhecer
os
variados
tipos
de
escoamentos bifásicos verticais que ocorrem
durante a operação do Circuito de Circulação
Natural (CCN) do IEN em circulação natural
bifásica água-vapor, por meio de técnicas de
visualização. Esse trabalho está sendo
realizado no Laboratório de TermoHidráulica Experimental do Instituto de
Engenharia Nuclear (LTE/IEN/CNEN).
METODOLOGIA
Os seguintes regimes de escoamentos
bifásicos em tubos verticais estão sendo
estudados: o escoamento de bolhas, em que
as bolhas de gás encontram-se distribuídas
em tamanhos e formas variadas em toda a
seção transversal do tubo; o escoamento
tipo “slug”, que se apresenta com grandes
bolhas de gás separadas por pistões de
líquido; e o escoamento tipo churn, no qual a
fase gás apresenta-se em grandes bolhas,
sem um formato definido, entranhadas com
líquido. Na literatura, alguns trabalhos
consideram o escoamento “churn” como
sendo uma transição para o anular.
A partir dos experimentos feitos no CCN,
imagens foram obtidas por uma câmera
filmadora de alta velocidade, e através
dessas imagens os tipos de escoamento
foram observados e analisados.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 69
International
Conference
on
Engineering - ICONE 12, 2004.
RESULTADOS
Resultados preliminares podem ser vistos na
Fig. 1.
Nuclear
[3]Vijuk,R.P., Bruschi, H., AP600 Offers a
Simpler Way to Greater Safety, Operability,
and Maintainability. Nuclear Engineering
International, p. 22-28, 1988.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNEN/CNPq
Figura 1. Regimes de escoamentos no
CCN.
CONCLUSÕES
É possível observar através das imagens
processadas os padrões de escoamentos
tipo bolhas, slug e churn.
Há grande importância em conhecer as
variações dos padrões para as diferentes
áreas da engenharia, e na nuclear, o seu
conhecimento é necessário para o
resfriamento de núcleo do reator.
Desse modo, os resultados preliminares
processados foram bem identificados.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1]Botelho, D. A. ; Faccini, J. L. H. ; De
Sampaio, P. A. B. ; Moreira, M. L. . Analysis
of Natural Circulation in a Thermal Hydraulic
Loop Similar to a Passive Nuclear Reactor
Cooling System. Revista Brasileira de
Pesquisa e Desenvolvimento, São Paulo, v.
4, n. 2, p. 184-189, 2002.
[2]Botelho, D. A. ; De Sampaio, P. A. B. ;
Moreira, M. L. ; Faccini,J. L. H. .
Development of a nuclear reactor two-phase
natural circulation CFD model. In: 12th
International
Conference
on
Nuclear
Engineering - ICONE 12, 2004, Arlington,
Virginia, USA. Proceedings of the 12th
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 70
Simulação Computacional do Trocador de Calor de um Circuito de
Circulação Natural Bifásica
Caio Caraciolo Rodrigues Elias, José Luiz Horácio Faccini e Su Jian
Instituto de Engenharia Nuclear - IEN
INTRODUÇÃO
Na indústria nuclear, o estudo da circulação
natural é vital, devido ao seu uso em
sistemas de segurança passiva presentes
em centrais nucleares avançadas. Uma de
suas aplicações consiste em remover o calor
residual do núcleo do reator, através de um
trocador de calor, de forma passiva.
OBJETIVO
O objetivo deste trabalho é a simulação
computacional do trocador de calor de um
Circuito de Circulação Natural (CCN)
instalado no IEN, que foi construído em
escala reduzida similar ao sistema de
remoção de calor residual de um reator
APWR.
Esta simulação foi realizada num software de
uso comercial, ANSYS CFX, a fim de se
melhor compreender o fenômeno que ocorre
no trocador de calor, em termos dos
gradientes de temperatura e da taxa de
transferência de calor.
METODOLOGIA
Foram feitas simulações computacionais em
software
comercial,
cujas
equações
governantes para resolução do problema
são as equações de Navier-Stokes [1]. A
geometria do trocador de calor foi
reproduzida no programa e uma malha foi
gerada a partir da geometria. Esta malha é
que determina os volumes de controle onde
as equações serão resolvidas. As condições
de contorno do problema são introduzidas no
programa, para que a solução possa ser
posteriormente gerada. Os dados utilizados
para a simulação foram obtidos de
experimentos realizados no CCN, Tab. 1.
TABELA 1. Dados de entrada do programa.
Entrada (°C)
Vazão (kg/s)
Título
Primário
107,7
0,001828535
0,001
Secundário
25,8
0,000830318
0
A vazão no circuito primário foi calculada a
partir dos dados obtidos experimentalmente,
utilizando-se as seguintes equações [2]:
𝑞 = 𝑚̇𝑐𝑝 ∆𝑇
𝑞ℎ = 𝑞𝑐
Figura 7. Circuito de Circulação Natural do
IEN.
(1)
(2)
Onde cp é a capacidade térmica do fluido
refrigerante, ΔT é a diferença de temperatura
entre a entrada e a saída do trocador de calor
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 71
em um dos circuitos de fluido e m é a vazão
mássica. A segunda equação expressa a
igualdade existente entre o calor cedido no
lado primário do trocador de calor e o
recebido no lado secundário.
Transferência de Calor e de Massa, LTC,
2008.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNEN/CNPq
RESULTADOS
O critério de avaliação da simulação é obter
as temperaturas na saída do primário e na
saída do secundário do trocador de calor, e
comparar os valores obtidos pela simulação
com os medidos no experimento realizado.
Para as simulações realizadas neste
trabalho, foram obtidos os
resultados
apresentados na Tab. 2.
TABELA 2. Resultados das simulações numéricas
comparadas com os resultados experimentais.
Primário
Temperatura de
Saída exper. (°C)
Temperatura de
Saída Simulação
(°C)
Erro estimado (%)
Secundário
75,8
97,6
73,3
3,30
85,4
12,5
CONCLUSÕES
Os resultados da simulação computacional
foram considerados satisfatórios. Tendo em
vista os resultados obtidos, pode-se afirmar
que
a
utilização
de
simulações
computacionais na indústria pode trazer
grandes benefícios como auxiliar no projeto,
principalmente na área nuclear, onde a
realização experimental em escala real é
quase impraticável.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[59] ANSYS (2013). ANSYS Help 15.
[60] Incropera, F. P., Dewitt, D. P., Bergman,
T. L., e Lavine, A. S., Fundamentos da
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 72
Desenvolvimento de Métodos de Cálculo para Reatores Nucleares
Avançados e Inovadores
Gabriel Augusto Gouvêa de Aká e Reinaldo Jacques Jospin
Instituto de Engenharia Nuclear - IEN
INTRODUÇÃO
As formulações integrais e os métodos
computacionais aplicados às engenharias
facilitam a solução de problemas definidos
por equações diferenciais. Neste trabalho foi
aplicado exatamente essa sequência para
simulação de casos eletromagnéticos.
Figura 1. Geometria dos elementos 3D e 2D.
OBJETIVO
Este trabalho de iniciação científica objetiva
comparar os resultados obtidos em
problemas de Eletromagnetismo 3D,
utilizando o método dos elementos finitos
(MEF), visando futuras aplicações nessa
área.
METODOLOGIA
Baseado na formulação integral das
equações de Maxwell, aplica-se o método
dos elementos finitos (MEF) para a
discretização do domínio, resultando na
solução de um sistema de equações
lineares. A utilização de uma interface
gráfica comercial denominada GID permite
uma interação simples entre usuário e o
programa Fortran. Uma comparação dos
resultados obtidos é feita com as obtidas por
Bastos [2] em 2D.
RESULTADOS
Onde µ representa a permeabilidade do
material cobre μ= 1.2566366x10−6[H/m], µ0
representa a permeabilidade do material
ferromagnético 1000 vezes maior, J é
corrente aplicada no fio de cobre J=
1.0[A/mm²].
Na Figura 2 estão representados a
discretização e o resultado obtido no GID,
utilizando o elemento nodal triangular.
Figura 2. Domínio discretizado 2D com 72
elementos.
Na Figura 3 estão representados a
discretização e o resultado obtido no GID,
utilizando o elemento tetraédrico.
Na Figura 1 estão representadas as
geometrias para os dois casos, conforme
literatura de Bastos.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 73
Figura 3. Domínio discretizado 3D com 3860
elementos.
Com as Figuras 2 e 3 podemos observar que
o aumento do número de elementos finitos,
seja no caso 2D ou 3D, possibilita uma
melhor definição do campo.
Na Tabela 1 é apresentado os valores
obtidos por Bastos utilizando o programa
COMSOL com 72 elementos no caso 2D e
os valores obtidos pelo MEF para o mesmo
caso.
TABELA 1. Valores do potencial vetor
magnético.
Coordenadas
(x,y)
(0.01,0.01)
(0.02,0.01)
(0.03,0.01)
(0.01,0.03)
(0.02,0.03)
(0.05,0.02)
Bastos
72 elem
1.5325
3.0651
3.3723
3.3723
7.3598
3.0645
MEF
72 elem
1.5325
3.0649
3.3723
3.3723
7.3596
3.0644
CONCLUSÕES
Verifica-se na tabela que os resultados
numéricos apresentados pelo programa
MEF são comparáveis aos apresentados por
Bastos (UFSC) e pelo programa comercial
COMSOL.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[61] BASTOS, J. P. A., SADOWSKI, N.
Electromagnetic modeling by finite
element
methods. Nova York: Marcel
Dekker Inc., 2003.
[62]FLEISCH, Daniel. A Student’s Guide to
Maxwell’s Equations. 1ed. Cambriged,
2008.
[63]GRIFFITHS, David J. Eletrodinâmica. 3
ed. São Paulo: Pearson, 2011.
[64]HALLIDAY,
David;
RESNICK.
Fundamentos
de
Física
Eletromagnetismo. 8 ed. v. 3. Rio de
Janeiro: LTC, 2009
[65]NASCIMENTO,
Francisco
Rogério
Teixeira
do.
Cálculo
de
campos
magnetostáticos com precisão utilizando o
método dos elementos finitos. 2013. 109f.
Dissertação (Mestrado em engenharia de
reatores) – Instituto de Engenharia Nuclear,
Rio de Janeiro, 2013.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Conselho Nacional de Desenvolvimento
Científico e Tecnológico - CNPq
Verifica-se nas figuras e na tabela que a
representação do potencial vetor magnético
A e consequentemente do campo magnético
H melhora muito com o aumento do número
de elementos finitos.
O método dos elementos finitos pode ser
considerado uma boa ferramenta para o
cálculo de campos magnetostáticos.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 74
Revisão Sistemática - Estrôncio e sua Interação com o Ambiente
Isabela Dias Ribeiro e Maria Angelica Wasserman
Instituto de Engenharia Nuclear - IEN
palavras-chaves “strontium soils”, “strontium
mobility” e “strontium radiovunerability”.
INTRODUÇÃO
O 90Sr, de 29 anos de meia-vida, é um
produto típico da fissão nuclear e portanto
um contaminante comum do solo. Dessa
forma, estudos de compreensão dos
processos de sorção e transferência do
estrôncio torna-se fundamental para o
planejamento de estratégias de remediação,
assim como a avaliação de instalações
industriais e seus riscos.
Surge, neste contexto, a revisão sistemática
como uma ferramenta importante para o
direcionamento de pesquisas. A revisão
sistemática foi um método desenvolvido por
uma rede de colaboração, inicialmente
voltada para a área da medicina, ganhando
destaque devido a sua capacidade de
identificar, avaliar e interpretar pesquisas
disponíveis e relevantes para uma área de
interesse.
Após a seleção, foram obtidos 82 artigos
relevantes e estes foram analisados em três
etapas: análise macro, meso e micro. Na
análise macro obtemos informações sobre a
evolução temporal, bem como seus
principais jornais e autores. Para a meso os
artigos foram classificados em mobilidade
deposição ou transferência, podendo ser em
sistemas terrestres ou aquáticos. Os artigos
foram ainda organizados em subdivisões
dentro de suas classificações, formando
assim a análise micro, mostrada na figura 1
OBJETIVO
Através da revisão sistemática obter o
estado da pesquisa de estrôncio no mundo
de modo a direcionar focos de pesquisas.
METODOLOGIA
A análise sistemática é dividida em três
etapas básicas: definição do tema, coleta de
artigos, análise e catalogação.
Foi definido como tema a interação do
estrôncio com o ambiente, incluindo
sistemas aquáticos, uma vez que interações
nesses sistemas podem nos fornecer
diretrizes para a pesquisa em solos.
A análise dos artigos utilizou como base o
Portal Capes. A busca foi feita usando como
Figura 8. Análise Micro
Para concluir a realização do trabalho foi
organizado um banco de dados que
agrupam todos os artigos utilizando as
classificações citadas, além de autor e ano,
de forma que é possível, através de um filtro,
buscar artigos que atendam a um
requerimento específico.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 75
RESULTADOS
CONCLUSÕES
Da análise temporal obtemos o gráfico da
figura 2, onde podemos ver o crescimento
das pesquisas a partir dos anos 90.
A partir dos resultados obtidos conclui-se
que a dinâmica temporal deve-se ao
acidente de Chernobyl, ocorrido em 1986,
que impulsionou as pesquisas na área
nuclear. Ainda na análise macro, viu-se uma
predominancia notável do Journal of
Environmental Radioactivity,
Viu-se com essa análise que a maioria dos
artigos se concentram em mobilidade e
transferência do estrôncio nos solos.
Figura 9. Análise Temporal
A figura 3 cita os principais jornais em
relação ao número de publicações.
Nos artigos de mobilidade o tema mais
abordado é a determinação Kd e os
parâmetros que o influenciam. Já os artigos
de transferência abordam principalmente o
FT e suas influências, utilizando muitas
vezes a comparação de diferentes solos. O
predomínio dos artigos referentes a FT se
deve a sua utilidade para o cálculo de dose,
muitas vezes usada como justificativa dos
trabalhos.
Da análise tiramos que conseguimos na
literatura dados importantes que podem ser
usados para a elaboração de modelos
teóricos sobre a movimentação do estrôncio
nos solos, sendo assim, promissora a
elaboração de trabalhos na área de
radiovunerabilidade de solos ao estrôncio.
Figura 10. Análise dos Jornais
Para autores, viu-se que não há destaque,
uma vez que cada um deles apresenta, no
máximo, dois artigos publicado.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
Da análise meso, obtivemos os resultados
apresentados da figura 4.
Curso de Revisão Sistemática On-line da
Univesp/Cochrane:[http://www.virtual.epm.b
r/cursos/metanalise/]
Munzlinger,
E.
Revisão
Sistemática.
Disponível
em:[http://pt.slideshare.net/ElizabeteMunzlin
ger/reviso-sistemtica-14288733]
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Figura 11. Análise Meso
CNPq
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 76
Plataforma Carpe dIEN:
Preservação e acesso à produção técnico-científica do IEN
Jamyllye Belo Tavares Ferreira e Luana Faria Sales.
Instituto de Energia Nuclear - IEN
INTRODUÇÃO
Nos últimos anos ocorreu uma explosão no
volume de informações produzidas pela
ciência, principalmente por conta do advento
tecnológico. No entanto. a preocupação em
preservar e acessar essa informação à longo
prazo vem acontecendo remotamente. Com
o desenvolvimento da tecnologia, a
sociedade científica discute sobre como
preservar as informações nascidas, em sua
maioria, em meio digital. Essa discussão se
dá em torno não apenas dos documentos
publicados – como são os livros e periódicos,
mas também em torno de outros
documentos que registram de alguma forma
a memória da pesquisa científica – por
exemplo, projetos, relatórios técnicos, dados
de pesquisa entre outros. As instituições
percebem a necessidade de registrar a
memória para legitimar atos conquistados,
recuperá-los e organizá-los para utilização
eficaz no futuro. Para isso buscam novas
tecnologias que possibilitem preservar e
recuperar as informações para gerações
futuras. A solução que vem sendo adotada
amplamente para preservação em longo
prazo dessa memória técnico-científica são
chamadas de repositórios digitais confiáveis
[1]. Os repositórios digitais podem ser
classificados de diversas formas. De acordo
com o IBICT [2], os repositórios digitais
“podem ser institucionais ou temáticos”.
Neste sentido, os repositórios institucionais
lidam com a produção científica de uma
determinada instituição. Por sua vez, “os
repositórios temáticos, com a produção
científica de uma determinada área, sem
limites institucionais.” [2]. Sendo institucional
ou temático, ambos favorecem a visibilidade
da pesquisa técnico-científica para a
sociedade, divulgando-a e provendo o
acesso à informação. Com isso, o repositório
funciona como um canal de comunicação
científica, pois oferece acesso aberto às
informações
técnico-científicas
e
ou
acadêmicas aperfeiçoando outras pesquisas
e resultando o desenvolvimento da
sociedade. Outra forma de classificar os
repositórios é quanto ao material a ser
preservado.
Nesse
caso,
tem-se
Repositórios de E-prints – aqueles que
“reúnem coleções de publicações científicas
on-line (publicadas ou não) por meio de
software.” [3] e Repositórios de Dados bancos de dados digitais que garantem o
acesso a resultados de pesquisa agora e no
futuro, tendo como perspectiva primordial o
acesso aberto ao que é considerado também
um patrimônio digital da humanidade [4].
OBJETIVO
Preservar o conhecimento produzido no IEN,
prover o acesso remoto à produção técnicocientífica do Instituto e fornecer maior
visibilidade às pesquisas realizadas no IEN.
METODOLOGIA
O Instituto de Engenharia Nuclear (IEN),
instituição de pesquisa ligada à Comissão
Nacional de Energia Nuclear (CNEN) vem
adotando para reunião e preservação da
memória técnico-cientifica da instituição a
tecnologia dos repositórios digitais. Neste
contexto,
o
repositório
denominado
Plataforma Carpe dIEN conteve em seu
projeto, após customização do software –
dSpace - próprio para essa finalidade, o
registro de dados referentes à produção
intelectual dos pesquisadores do Instituto.
RESULTADOS
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 77
Este projeto se encontra em andamento.
Assim, como resultados parciais tem-se:
produção
técnico-científica
dos
pesquisadores do IEN levantada de acordo
com as informações obtidas em seus
currículos lattes; Tabela para padronização
dos dados dos autores produzida e
alimentada; 200 documentos inseridos na
plataforma Carpe dIEN, podendo ser
acessada
no
endereço
<http://carpedien.ien.gov.br>. A próxima
fase do projeto se constitui na ampliação da
plataforma para abrigar também os dados de
pesquisa, assim a plataforma Carpe dIEN
será uma repositório institucional de e-prints
e dados de pesquisa, para essa etapa já
tem-se os tipos de dados produzidos no
Instituto mapeados.
<http://www.ibict.br/informacao-paraciencia-tecnologia-e
inovacao%20/repositorios-digitais.> Acesso
em: 15 jul. 2014.
CONCLUSÕES
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Conclui-se
que
enquanto
formato
tecnológico para preservação e recuperação
da produção intelectual dos pesquisadores,
a Plataforma Carpe dIEN vem sendo eficaz
ao que se propõe, pois além de reunir e
preservar a produção técnico-científica do
IEN em formato digital, atualmente, essa
produção, devido ao uso de padrões
internacionais de tratamento da informação
que propiciam a interoperabilidade com
sistemas do mundo todo, pode ser
recuperada via Google e Google Acadêmico,
ampliando a visibilidade da conhecimento
produzido na instituição.
PIBITI/CNPq
[3] WEITZEL, S.R. Os repositórios de eprints como nova forma de organização da
produção científica: o caso da área das
ciências da comunicação no Brasil.
Universidade de São Paulo, São Paulo,
2006, p.25.
[4] SURF: collaborative organisation for ICT
in Dutch higher education and research,.
2013. Disponível em < Disponível em:
http://www.surf.nl/en. Acesso em: 08 jun.
2014.> Acesso em: 15 jul 2014.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1] SAYÃO, Luis Fernando. Repositórios
digitais confiáveis para a preservação de
periódicos
eletrônicos
científicos. PontodeAcesso, v. 4, n. 3, p. 6894, 2011.
[2] IBICT. Repositório Digital. Brasília, DF,
2012.
Disponível
em:
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 78
Rastreamento de Pessoas em Vídeo para Avaliação de Dose de Radiação
Recebida em Plantas Nucleares
José Guilherme T. Monteiro, Paulo Victor R. Carvalho e Carlos Alexandre F. Jorge
Instituto de Engenharia Nuclear – IEN
INTRODUÇÃO
Este trabalho tem como objetivo o
desenvolvimento de um sistema para
rastreamento de pessoas em vídeo, para
monitoração de doses de radiação recebidas
por trabalhadores, em plantas nucleares.
OBJETIVO
O objetivo deste trabalho é continuar o
desenvolvimento de um sistema de
rastreamento de pessoas em víde,[1], onde
a proposta é avaliar a dose de radiação
recebida por trabalhadores no salão do
Reator Argonauta (IEN). Para tanto, alguns
métodos disponíveis na literatura foram
implementados, e uma base de dados de
vídeo mais extensa foi gerada. Além disso,
foi
desenvolvido
um
circuito
para
sincronização de vídeos, e está sendo
realizada a calibração das câmeras.
METODOLOGIA
Primeiramente, foi usado o método Misturas
Gaussianas (MoG) [2] implementado na
biblioteca OpenCV [3], para fazer a
subtração de fundo, com discriminação de
sombras. Como resultado desta etapa, o
algoritmo nos fornece o foreground
segmentando (pessoas).
Foi usado também um método para
rastreamento de alvos com base no
histograma de cores de uma região de
interesse (ROI), Camshift [4], também
implementado no OpenCV. Outro método
utilizado foi FragTrack [5]. Este também foi
combinado com o MoG de forma semelhante
ao Camshif, onde o MoG fornece a ROI para
inicializar o rastreamento com o FragTrack.
Os métodos MoG e Camshift foram
combinados da seguinte forma: o método
MoG fornece a ROI (bounding box) para o
método Camshift. Caso o Camshift perca o
rastreamento,
o
MoG
é
acionado
novamente.
O
método Tracking-Learning-Detection
(TLD) [6] foi também implementado. Este,
após ter uma ROI definida, aprende a forma
do alvo e o detecta e rastreia sempre que
este aparece no vídeo.
Para
avaliar
os
diversos
métodos
comparativamente, foi levantada uma base
de dados de vídeos tendo como o cenário a
sala do Reator Argonauta (IEN). Nestes
vídeos, os atores estão realizando diversas
tarefas com tipos e cores de roupas
diferentes de forma a possibilitar os testes
com as mais diversas situações encontradas
no cotidiano destas operações.
Para sincronizar os quadros dos vídeos das
diferentes câmeras, foi desenvolvido um
circuito para acionamento de flash. Para que
a localização das pessoas possa ser
calculada de forma satisfatória, foi
necessário compensar a distorção das lentes
das câmeras, através de calibração [7],
através de programas apropriados para
realizá-la de forma amigável.
Os métodos apresentados precisam ser
avaliados
comparativamente
com
o
rastreamento feito manualmente (ground
truth). Para tanto, está sendo utilizado um
programa para realizar a marcação
manualmente de forma amigável.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 79
RESULTADOS
As figuras a seguir ilustram resultados
obtidos.
Argonauta, poderemos obter resultados
online para as doses de radiação recebidas
pelos operadores.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[66]Jorge, C.A.F., Seixas, J.M., Silva, E.A.B.,
et al., “Improved People Detection in Nuclear
Plants by Video Processing for Safety
Purpose”, 2013 Int. Nuclear Atlantic Conf.
[67]Zivkovic,
Z.,
“Improved
Adaptive
Gaussian Mixture Model for Background
Subtraction,” 17th Int. Conf. Pattern
Recognition (ICPR), V. 2, pp. 28-31, 2004.
[68]Disponível em: http://opencv.org/.
Figura 1. Rastreamento pelo Camshift, de ROIs
obtidas com o MoG.
[69]Comaniciu, D., Ramesh, V., Meer, P.,
“Kernel-based Object Tracking,” IEEE Trans.
Patt. Anal. Mach. Intell., V. 25 (5), pp. 564577, 2003.
[70]Adam, A., Rivlin, E., Shimshoni, I.,
“Robust Fragments-based Tracking using
the Integral Histogram,” IEEE Conference on
Comput. Vision Patt. Recog. (CVPR), 2006.
[71]Kalal, Z., Mikolajczyk, K., Matas, J.,
“Tracking-Learning-Detection,” IEEE Trans.
Patt. Anal. Mach. Intell., V. 34 (7), pp. 199206, 2012.
[72]Hartley, R., Zisserman, A., Multiple View
Geometry in Computer Vision, 2nd Ed.
Cambridge Univ. Press, New York, 2004.
Figura 2. Acionamento do flash para sincronização
de vídeos, com circuito desenvolvido.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Programa Institucional de Bolsas
Iniciação Científica – PIBIC/CNPq.
CONCLUSÃO
Os algoritmos usados mostraram-se
promissores para o objetivo deste trabalho.
Futuramente, com a posição calculada da
imagem segmentada e rastreada aliada com
um mapeamento de taxas de dose de
radiação realizado na sala do Reator
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 80
de
Estudo do tubo de inox AISI 316 removido do circuito a sódio SS-60
Nathalia Salles Farias e Marcelo de S. Q. Bittencourt
Instituto de Engenharia Nuclear - IEN
INTRODUÇÃO
O comportamento de tensões nas estruturas
e componentes tem grande importância
devido ao efeito conjunto das tensões
residuais com as tensões aplicadas (cargas),
podendo ocasionar deformações plásticas
ou até mesmo culminar na fratura dos
mesmos. A existência de tensões residuais
ou aplicadas em um material implica na
variação da velocidade da onda ultrassônica
ao percorrer o material. A mudança dessa
velocidade através de um material elástico
sob
tensão
é
chamada
efeito
acustoelástico. Para ondas cisalhantes
com incidência normal à espessura de um
Tubo Inox AISI 316, se as direções das
tensões principais coincidem com as de
simetria do material e com os eixos
acústicos, vale a equação 1 entre tensão e
velocidade (ou tempo de percurso).
(1)
Para avaliar a tensão por ultrassom,
destaca-se a técnica da birrefringência
acústica, que não depende da temperatura
e nem da espessura do meio. Ela fornece a
avaliação do grau de anisotropia do material
em relação à onda ultrassônica e,
consequentemente, à tensão a que o
material está submetido. Só é necessário
saber a diferença entre as velocidades de
propagação de duas ondas cisalhantes
polarizadas
em
duas
direções
perpendiculares entre si. A birrefringência é
dada a partir da equação 2.
𝑻𝑳 −𝑻𝑻
𝑩=
𝟏
𝟐 (𝑻𝑻−𝑻𝑳)
OBJETIVO
Medir os tempos de percurso da onda
ultrassônica e consequentes diferenças
nestes tempos decorrentes do estado de
anisotropia encontrado no material, em
função dos processos de conformação e,
dessa forma, fazer uma avaliação
acustoelástica desse material.
METODOLOGIA
O sistema utilizado era composto de um
gerador de sinal ultrassônico da Panametrics
(EPOCH4 PLUS) e o osciloscópio Tektronix
(DPO3032), para captura da onda
ultrassônica. Foi usado um transdutor de
ondas cisalhante Panametrics de 2,25Mhz
(V154 – 2.25/.5” – 566597), que funciona
como emissor e receptor e é acoplado ao
material por um acoplante especial para
ondas cisalhantes da Panametrics SWC
(Shear Wave Couplant), garantindo um
perfeito acoplamento (sem ar) entre a
amostra em teste e o transdutor [1].
O material usado foi um tubo aço inox AISI
316 removido do circuito a sódio SS-60.
Inicialmente foi feita a marcação das áreas a
serem medidas no tubo, marcadas cinco
regiões a partir do cordão de solda
nomeadas como 12h+, 3h, 6h, 9h e 12h-,
sendo as regiões 12h+ e 12h- opostas em
relação ao cordão de solda e ao longo de
cada região marcados mais cinco pontos. No
total foram marcados 25 pontos no tubo aço
inox AISI 316. Em cada ponto foram
capturados trinta sinais com a direção de
polarização da onda ultrassônica cisalhante
alinhada com a direção de laminação do tubo
e outros trinta com a direção de polarização
transversal em relação à direção de
laminação do tubo. Esses trinta sinais em
cada direção foram feitos de maneira
continua nas duas direções. O transdutor foi
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 81
acoplado no tubo com acoplante de alta
viscosidade para capturar os sinais em cada um
dos 25 pontos marcados no tubo. A disposição
das regiões analisadas no tubo está apresentada
na figura 1.
Figura 1: Regiões analisadas
no tubo.
Após a captura do sinal eletrônico presente na
tela do osciloscópio através do programa
OpenChoice Desktop, foi feito o tratamento no
programa do laboratório de ultrassom
CHRONOS/IEN, sendo obtidos os tempos de
percurso nas duas direções. Foi então calculada
a birrefringência acústica de cada ponto para
avaliação do comportamento acustoelástico do
material [2].
RESULTADOS
A partir dos tempos médios nos dois sentidos de
polarização da onda ultrassônica, foram
calculadas as birrefringências acústicas nos
vinte e cinco pontos marcados no tubo, de
acordo com a equação (2). A Tabela 1 apresenta
a média dos tempos medidos.
A Figura 2 apresenta as birrefringências,
podendo
ser
observado
o
diferente
comportamento do tubo aberto e do tubo
fechado. Pode-se concluir sobre sua anisotropia
ou isotropia, e sua homogeneidade ou
heterogeneidade.
CONCLUSÕES
residuais mais bem distribuído do que disperso e
aleatório.
Tabela 1: Médias do tempo de percurso da onda
ultrassônica
TUBO ABERTO
TUBO FECHADO
REGIOES LONGITUDINAL TRANSVERSAL LONGITUDINAL TRANSVERSAL
2.57582E-06 2.59225E-06
2.57582E-06 2.59225E-06
2.5786E-06 2.59225E-06
2.5786E-06 2.59225E-06
3H
2.56829E-06 2.59155E-06
2.56829E-06 2.59155E-06
2.57139E-06 2.59579E-06
2.57139E-06 2.59579E-06
2.56144E-06 2.58803E-06
2.56144E-06 2.58803E-06
2.58847E-06 2.60019E-06
2.58847E-06 2.60019E-06
2.58839E-06 2.59899E-06
2.58839E-06 2.59899E-06
6H
2.57975E-06 2.59256E-06
2.57975E-06 2.59256E-06
2.58291E-06 2.59697E-06
2.58291E-06 2.59697E-06
2.58419E-06 2.59711E-06
2.58419E-06 2.59711E-06
2.57792E-06 2.59976E-06
2.57792E-06 2.59976E-06
2.58822E-06 2.60047E-06
2.58822E-06 2.60047E-06
9H
2.58433E-06 2.59663E-06
2.58433E-06 2.59663E-06
2.58943E-06 2.60001E-06
2.58943E-06 2.60001E-06
2.59207E-06
2.6022E-06
2.59207E-06
2.6022E-06
2.58736E-06 2.60141E-06
2.58736E-06 2.60141E-06
2.59161E-06 2.60532E-06
2.59161E-06 2.60532E-06
12H2.58057E-06 2.59839E-06
2.58057E-06 2.59839E-06
2.57273E-06 2.59373E-06
2.57273E-06 2.59373E-06
2.58251E-06 2.59881E-06
2.58251E-06 2.59881E-06
2.55435E-06 2.58248E-06
2.55435E-06 2.58248E-06
2.55941E-06 2.58391E-06
2.55941E-06 2.58391E-06
12H+
2.55541E-06 2.58399E-06
2.55541E-06 2.58399E-06
2.55835E-06 2.58461E-06
2.55835E-06 2.58461E-06
2.54908E-06 2.57711E-06
2.54908E-06 2.57711E-06
Birrefringência
Acustica
5,000000E-03
0,000000E+00
-5,000000E-03
3H
6H
9H 12H- 12H+
BIRREFRINGENCIA Tubo Fechado
BIRREFRINGENCIA Tubo Aberto
Figura 2. Birrefringência acústica do tubo aberto
e fechado.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
A análise dos valores de birrefringência
encontrados permite concluir, de forma geral,
que o tubo de aço apresentou um
comportamento anisotrópico heterogêneo, ou
seja, havia uma distribuição irregular de tensões
residuais
decorrente
do
processo
de
conformação. Também pode ser observado que
os valores da birrefringência do tubo aberto se
aproximaram
de
zero,
indicando
um
comportamento menos anisotrópico. Portanto, o
processo de conformação da laminação tenderia
a inserir no material um estado de tensões
[1] BITTENCOURT, M. S. Q., FONSECA, M.A.C.,
OLIVEIRA,
C.H.F.,
“Determinação
da
constante
acustoelástica de tubos API-5L-X70”, RIO OIL & GAS 2008,
IBP 1663_08, Rio de Janeiro, Brasil, 2008
[2] BITTENCOURT, M.S.Q., PAYÃO, J.C., LAMY, C.A., et
al, “Medida de Tempo de Percurso da Onda Ultrassônica
para Avaliação de Tensões”. In: III Conferência PanAmericana de Ensaios Não Destrutivos (PANNDT), Rio de
Janeiro, Rio de Janeiro, Brasil, 02-06 Junho 2003.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPq
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 82
Revisão Sistemática – Iodo e sua Interação com o Ambiente
Paula Amorim de Lima e Maria Angélica Wasserman
Instituto de Engenharia Nuclear - IEN
“Iodine mobility”. Finalizada a mesma, e
excluídas as duplicatas, havia 83 artigos.
INTRODUÇÃO
O Iodo é um halogênio de massa atômica
126,9g/mol, amplamente distribuído no
meio-ambiente e essencial para humanos e
outros animais, sendo encontrado em
comidas e adicionados em condimentos.129I
e 131I são espécies artificiais radioativas de
iodo, liberadas no meio ambiente por meio
de instalações nucleares, tendo o 129I uma
meia vida longa, acumulando-se assim, no
meio ambiente. (Shinonaga, 2001). Tendo
isso em vista, um estudo sobre tal elemento
se faz necessário.
A revisão sistemática em conjunto com a
análise estatística promove um estudo
profundo sobre o assunto, avaliando o
estado da arte e a qualidade das
informações. Dessa forma, adquire-se um
conhecimento mais amadurecido sobre
tema,
linhas
de
investigação/estudo
eficazes, conteúdo de qualidade para
produção científica, além de diretrizes para
as pesquisas futuras. (Munzlinger, xxxx)
Estes foram, então, submetidos à divisões
por tipo (revisão ou não), período, autor e
periódico (análise macro).
Em seguida, foi feita uma análise por
assunto geral (análise meso), incluindo
classificado os artigos que fugiam muito ao
tema, logo deveriam ser desconsiderados.
Depois
os
assuntos
gerais
eram
especificados
(análise
micro),
como
mostrado a seguir:
Figura 1. Análises Meso e Micro
Foi montado um banco de dados. Neste os
artigos foram tabelados conforme suas
classificações. Por meio do uso de filtros,
OBJETIVO
Realizar uma revisão sistemática com
análise estatística, obtendo o estado da arte
das pesquisas sobre Iodo, gerando banco de
dados e obtendo diretrizes de pesquisas.
METODOLOGIA
Para iniciar a revisão foi criada a pergunta:
como o comportamento do Iodo no ambiente
é influenciado?
artigos de assuntos específicos podem ser
selecionados e também é feita a análise
estatística.
Em seguida, através do Portal de Periódicos
da Capes, foi feita, em inglês, a busca para
coleta de artigos. Foram utilizadas algumas
palavras-chave, dentre as quais: “Iodine soil
contamination”; “I-131 transfer factor”;
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 83
RESULTADOS
Na divisão por período, foram obtidos os
resultados descritos a seguir:
dos artigos selecionados são mais atuais e a
soberania é Journal of Environmental
Radioctivity, seguido do Science of the Total
Environment.
O tipo de pesquisa mais comum é a análise
de concentração do elemento
em
determinados sistemas, que no caso do
último período, são solos e plantas.
Figura 2. Artigos por Período
As duas únicas revisões eram do período de
maior número de artigos: 2010-2015.
Verificou-se também que cada autor possuía
um ou no máximo dois artigos. O resultado
da divisão por periódicos pode ser ilustrado
pelo seguinte gráfico:
Remediação
Sistema
Análise
Comparação
Figura 3. Artigos por Periódico
Pela análise meso, obteve-se o gráfico:
O que mais notável é a influência
composição do solo na retenção do iodo
mesmo, principalmente pela presença
matéria orgânica e óxidos como os
alumínio e ferro.
da
no
de
de
Não foi encontrado artigo de estudo sobre
Iodo nos solos brasileiros, os quais, assim
como os africanos, são peculiares e
diferentes dos mais afetados por Chernobyl,
que são a maioria dos solos já analisados.
Dessa forma, observa-se a necessidade do
estudo dos parâmetros que influenciam a
mobilidade e transferência do iodo em/entre
os mais diversos sistemas, principalmente
no solo (e sistema solo-planta), o que
poderia ainda permitir um mapeamento de
vulnerabilidade do solo e, possivelmente,
mais pesquisas sobre remediação em caso
de contaminação.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[4]
Shinonaga, T,,Mu Transfer of Iodine
From Soil to Cereal Grains in Agricultural
Areas of Austria. The Science of the Total
Environment. v. 267, p. 33-40 2001.
[5]
Munzlinger, E, Revisão Sistemática.
Campina Grande, UFCG
Figura 4. Artigos por Assunto Geral
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CONCLUSÕES
CNPq
Concluiu-se que o número de artigos passou
a aumentar no período após o Acidente
Nuclear de Chernobyl (1986).e que maioria
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 84
Visualização dinâmica de dados de radiação nuclear em ambiente virtual
Sérgio da Silva Pereira – Orientadores: Antônio Carlos de Abreu Mol, D.Sc e
Victor Gonçalves Glória Freitas, M.Sc
Instituto de Engenharia Nuclear – IEN
INTRODUÇÃO
METODOLOGIA
O depósito de rejeitos é uma forma de isolar
o material radioativo para não contaminar o
meio externo, desta forma um problema
encontrado nesse local refere-se aos altos
níveis de radiação, tornando a gestão de
resíduos uma das atividades entre as mais
importantes da indústria nucelar. O
Planejamento antecipado das atividades na
área de risco é uma medida cautelar na
prevenção de acidentes. A simulação virtual
com uso da tecnologia de realidade virtual
possibilita o treinamento de trabalhadores,
com muitas vantagens, como: exibição do
cálculo da dose radioativa no local e no
trabalhador,
evitatar
exposições
desnecessárias, contribuir para otimização
do planejamento das atividades e simulação
de unidades ainda não construídas, ou, de
difícil acesso devido a restrições. No campo
da engenhara é notória as contribuições da
Realidade Virtual para visualização de
simulações
de
diversas
aplicações
abrangendo da concepção, planejamento,
operação e inclusive o treinamento. Na área
nuclear, operações, em instalações que
apresentem taxas de radiação acima dos
níveis naturais, tem sido simuladas com uso
da Realidade Virtual de acordo com Mól et
al. (2009) e Freitas et al. (2011b). A relevante
proposta deste trabalho consiste na
visualização dinâmica de dados de radiação
nuclear em ambiente virtual de forma lúdica
ao usuário.
Escolha e extração das dimensões físicas
do ambiente a ser modelado; medição
prática da taxa de radiação de alguns rejeitos
existentes,
modelagem do ambiente
utilizando a Ferramenta UNITY; modelagem
e
implementação
computacional
da
distribuição
da
taxa
de
radiação dentro do ambiente virtual;
Implementação, para efeitos de visualização
(microesferas), de uma malha de distribuição
de taxa de dose.
OBJETIVO
Desenvolver ambientes virtuais para
treinamentos de operações em depósitos de
rejeitos radioativos.
RESULTADOS
Pode ser visto nas imagens da figura1 as
sequências de eventos que apresentam o
resultado deste trabalho, em (a) pode ser
visto a área de armazenagem, na parte (b)
da figura, microesferas marcam os pontos de
referências para cálculo da taxa de radiação
na malha, a imagem (c) exibe os dados de
radiação na malha antes do movimento de
carga pela empilhadeira e em(d) é mostrado
a malha alterada em função da dinâmica da
movimentação
da
carga
radioativa,
continuando na figura 2, com a empilhadeira
afastada com a carga do local de origem,
uma imagem por dentro da malha e na figura
3 é apresentada a malha com quatro barris
disposto em pilhas de dois e afastados um
conjunto do outro, cada barril tem uma carga
radioativa de 12,5 uSv/h, em ambas as vistas
do perfil de radiação se pode perceber a
deformação e coloração da malha, em
função das influências das cargas de cada
barril e de atenuações decorrente da
blindagem sobre a radiação de um barril no
outro.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 85
vistas, (a) e (b) da mesma cena, com quatro
barris com taxa de radiação de 12,5 uSv/h
em cada um.
(a)
(c)
(b)
CONCLUSÕES
(d)
A criação de ambientes virtuais, por meio do
núcleo de desenvolvimento de jogos
“UNITY”, se mostrou uma boa ferramenta
para visualização, simulação e treinamento
virtual por proporcionar ao usuário a
sensação de estar no ambiente real, sem
correr os riscos inerentes ao mesmo.
Figura 1 – (a) Visão da área armazenagem;
(b) Microesferas de referência para cálculo
da taxa de radiação; (c) Visualização dos
dados de radiação na malha; e (d) Dinâmica
da malha de radiação em função da
movimentação da carga radioativa.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[6]
Freitas V.G.G.; Mól, A.C.A.; Shirru,
Roberto. Virtual reality for operational
procedures in radioactive waste deposits.
Progress in Nuclear Energy 71 (2014) 225 e
231.
[7]
Mól, A.C.A., Jorge, C.A.F., Couto,
P.M., Augusto, S.C., Cunha, G.G., Landau,
L., 2009. Virtual environments simulation
for dose assessment in nuclear plants.
Progr. Nucl. Energy 51 (2), 382e387.
Figura 2 - Visualização dinâmica de dados
de radiação nuclear em um depósito de
rejeitos virtual por dentro da malha
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Conselho Nacional de Desenvolvimento
Científico CNPq;
Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado
do Rio de Janeiro – FAPERJ.
(a)
Figura 3 – Visualização de perfil dos dados
(a) de radiação no depósito virtual em duas
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 86
Instituto de Perquisas Energéticas e Nucleares
IPEN
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 87
Desenvolvimento e Construção de um sistema para avalição de
catalisadores para a reforma a vapor do etanol visando à produção de
hidrogênio
Adenilson Almeida Silva e Estevam Vitorio Spinacé
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN
INTRODUÇÃO
A preocupação com o aumento na emissão
de poluentes ao meio ambiente nos últimos
anos tem aumentado os esforços no sentido
do desenvolvimento de tecnologias limpas e
eficazes para produção de energia, tanto
para produção d energia automotiva como
para
geração
de
energia
elétrica
estacionária. Portanto, o desenvolvimento
de tecnologias alternativas e mais eficientes
do ponto de vista energético e ambiental
deve ser de interesse para a sociedade
como um todo. As células a combustível são
dispositivos eletroquímicos que convertem
energia química de um combustível
diretamente em energia elétrica e calor e são
consideradas uma tecnologia promissora
para produção de energia pela sua alta
eficiência energética. As células de baixa
temperatura de operação do tipo PEMFC
(Proton Exchange Membrane Fuel Cell)
utilizando hidrogênio como combustível
apresentam eficiência elétrica da ordem de
40-50% [1].
A produção de hidrogênio a partir de fontes
renováveis tem sido um tema de grande
interesse nas últimas décadas. Para o Brasil,
o uso de etanol proveniente da cana de
açúcar possui um grande potencial para a
produção de hidrogênio, pois o etanol possui
um alto teor de hidrogênio e uma boa
infraestrutura para sua distribuição. O
processo mais utilizado para a obtenção de
hidrogênio a partir de hidrocarbonetos
provenientes de fontes fósseis ou renováveis
é o processo de reforma a vapor, onde a
fonte de hidrogênio é convertida em um
reator catalítico em uma mistura de gases
onde predomina o hidrogênio [2-4]. A reação
global de produção de hidrogênio a partir da
reforma a vapor de etanol (Eq. 1) leva à
formação de 6 mols de H2 por mol de etanol:
C2H5OH(v) + 3 H2O(v) → 2 CO2(g) + 6 H2(g) (1)
Dependendo das condições reacionais
temperatura, pressão, tipo de catalisador e
razão etanol / água outros subprodutos (CO,
CH4, CH3CHO, CH3COOH, C2H5OC2H5, etc.)
podem ser formados além de CO2 e H2 [2-4].
OBJETIVO
O
trabalho
tem
com
objetivo
o
desenvolvimento e a construção de um
sistema de testes catalíticos para a avalição
de catalisadores para a reforma a vapor do
etanol visando à produção de hidrogênio.
METODOLOGIA
Para o desenvolvimento do sistema para
avaliação de catalisadores na reforma a
vapor do etanol serão efetuadas as
seguintes etapas: Projeto, construção, testes
de funcionalidade e de segurança do
sistema.
RESULTADOS
Inicialmente foram definidos os parâmetros e
equipamentos
necessários
para
a
montagem do sistema de testes catalíticos.
Para realizamos o processo de reforma a
vapor do etanol inicialmente é necessário
aquecer uma mistura água: etanol na
proporção de 3:1 a qual é carregada na
forma de vapor ao reator catalítico utilizando
um gás de arraste (N2). O reator catalítico
será aquecido por um forno com controle de
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 88
temperatura. A mistura etanol-água passa no
leito catalítico a temperatura desejada
ocorrendo à formação dos produtos, os quais
devem ser posteriormente analisados por
cromatografia a gás (CG); um esquema é
mostrado na Fig 1.
dos gases e antes de entrar no leito catalítico
(localizado dentro do forno) temos um
manômetro (PI) para visualizar a pressão de
trabalho da reforma. Caso haja alguma
obstrução no reator, sua pressão aumentará
e será visualizada no manômetro (PI). Entre
a saída do reator e o cromatógrafo a gás a
linha de gás deverá ser mantida aquecida
para evitar a condensação dos produtos
formados. Para isso existe uma resistência
(TC-05) para manter a tubulação aquecida.
CONCLUSÕES
Fig. 1 Esquema do equipamento de
testes catalíticos para a reação de
reforma a vapor do etanol
As válvulas três vias (V3V-01, V3V-02 e
V3V-03) são específicas para direcionar os
fluxos dos gases para cada aplicação de
uso: ativação do catalisador, calibração do
cromatógrafo (CG), operação de reforma e
limpeza do sistema. As válvulas de retenção
(VRT-01, VRT-02, VRT-03, VRT-04 e VRT05) servem para garantir que os gases
passem em um único sentido, garantindo a
segurança do sistema. Existem dois
sistemas de vaporização para o etanol (VPRET) e para a água (VPR-AG) que são
aquecidos até a temperatura de ebulição de
ambos, que são arrastados pelo gás
nitrogênio (N2) para o sistema, pela
tubulação de inox até se encontrarem na
resistência (TC-04) que estará aquecida na
temperatura de trabalho. Essa resistência
tem a forma de uma espiral para garantir que
a mistura dos gases seja homogênea antes
de entrar no leito catalítico. Após a mistura
O projeto de construção do reator
para estudos de catalisadores nas
reações de reforma a vapor do etanol
foi concluído nesta primeira etapa do
projeto. A maior parte do material
necessário para sua construção
também já foi adquirido e agora
daremos início a etapa de
construção.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[73] B. C. H. Steele, A. Heinzel, Materials for uelcell technologis, Nature 2001, 414, 345-352
[74] M. Ni, D.Y.C. Leung, M.K.H. Leung, A
review on reforming bio-ethanol for hydrogen
production, International Journal of Hydrogen
Energy 2007, 32, 3238 – 3247
[75] A. Bshish, Z. Yaakob, B. Narayanan, R.
Ramakrishnan, A.Ebshish, Steam-reforming of
ethanol for hydrogen production, Chemical
Papers 2011, 65, 251–266
[76] M. Munoz, S. Moreno, R. Molina, Promoting
effect of Ce and Pr in Co catalysts for hydrogen
production via oxidative steam reforming of
ethanol, Catal. Today 2013, 213, 33– 41
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPq.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 89
Estudo de Métodos de Caracterização de Zeólita Y
Alberto Ermanno dos Santos Sansone, Kengo Imakuma e Humberto Gracher Riella
Instituto de Pesquisas Energéticas Nucleares – IPEN
INTRODUÇÃO
OBJETIVO
Materiais zeolíticos são um grupo de
minerais encontrados na natureza ou
sintetizados, caracterizados principalmente
por sua estrutura porosa.
Apesar de terem sido descobertas em sua
forma natural no século XVIII e sintetizadas
pela primeira vez no século XIX, foi só em
meados do século XX, com a observação do
peneiramento molecular, que seu potencial
de aplicação na indústria foi percebido. [1]
Devido
a
sua
estrutura
cristalina
microporosa, as zeólitas possuem grande
superfície interna que permite uma troca de
moléculas entre os espaços intracristalinos.
[2]
As zeólitas possuem aplicões na construção
civil, na indústria do papel, na agricultura, no
tratamento de água, purificação e separação
de gases, entre outras. [2] Como grande
parte das propriedades interessantes das
zeólitas está relacionada com sua estrutura
cristalina; por isso, torna-se imprescindível o
estudo detalhado da mesma, e um dos
métodos empregados nessa tarefa é a
Difração de Raios-X (DRX) em conjunto com
as técnicas de refinamento de Rietveld e de
Pawley.
Esses métodos consistem na comparação
do padrão de difração observado de uma
amostra com padrão de difração simulado,
obtido
a
partir
de
informações
cristalográficas das fases presentes. Através
do método de mínimos quadrados, o
difratograma teórico é ajustado ao
observado, e assim são corrigidos os
parâmetros cristalográficos utilizados para a
simulação.
Este trabalho visa testar métodos de
caracterização para uma zeólita Y em suas
diversas fases de produção a fim de verificar
sua qualidade frente a outras zeólitas
comercialmente disponíveis.
METODOLOGIA
A amostra de zeólita Y foi preparada pelo
Laboratório de Gaseificação do Centro
Tecnológico (CEN-TEC) da Universidade do
Sul de Santa Catarina (UNI-SUL), e a zeólita
comercial foi cedida pelo Centro de
Pesquisas e Desenvolvimento da Petrobras
(CENPES).
Os difratogramas de ambas as amostras
foram
medidos
no
Laboratório
de
Cristalografia Aplicada à Ciência dos
Materiais – CCTM – IPEN.
RESULTADOS
Os difratogramas obtidos por DRX são
apresentados nas Figuras 1 (sintetizada) e 2
(comercial).
Figura 12 Difratograma da zeólita Y sintetizada.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 90
Foram feitos também ajustes com o
refinamento de Rietveld, cujos resultados
estão nas Figuras 5 e 6.
Figura 13 Difratograma da zeólita comercial.
Figura 16 Refinamento Pawley da amostra sintetizada.
As Figuras 3 e 4 mostram os perfis de
difração após refinamentos Pawley.
Figura 17 Refinamento Pawley da amostra comercial.
Figura 14 Refinamento Pawley do difratograma da zeólita
sintetizada. Em vermelho, os pontos experimentais; em azul, o
refinamento; e em preto, a diferença entre os dois.
Os Rwp para Rietveld foram 42,23% para a
sintetizadas, e 42,04% para a comercial.
CONCLUSÕES
Vemos que o refinamento Pawley se mostrou
mais adequado para a quantificação das fases
das amostras.
Observa-se que alguns picos dos refinamentos
não se ajustam aos das amostras experimentais.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
Figura 15 Refinamento Pawley do difratograma da zeólita
comercial.
[77] CLIFTON, R. A. Natural and synthetic
zeolites, Washington: Bureau of Mines, 1987.
21p. (Information Circular; 9140).
[78]LUZ, A. B. Zeólitas: Propriedades e Usos
Os valores Rwp dos ajustes foram 10,60%
para a sintetizada e 10,27% para a
comercial.
Industriais. CETEM/CNPq, p. 4, 1995.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Fundação Educacional de Criciúma
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 91
Desenvolvimento de vidros porosos para o recobrimento de adsorvedores
utilizados como substrato artificial para bioindicadores de rios urbanos
Ana Paula Curcio, José Roberto Martinelli e Nilce Ortiz
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN
INTRODUÇÃO
picnometria a gás He e foram feitos testes de
durabilidade química.
Esferas de diatomito são utilizadas como
indicador da qualidade da água de rios, pois
adsorvem metais pesados. Porém, são
desgastadas
superficialmente
pela
correnteza. Para minimizar este desgaste
propôs-se recobri-las com uma camada
vítrea porosa. O processo Vycor será
investigado para este propósito.
Monólitos, partículas e pastilhas do vidro
foram submetidos ao processo de ataque em
HCl, sob diferentes concentrações e
períodos de exposição, para avaliar a
criação de poros por meio da solubilização
de fases vítreas em [3].
Os vidros classificados como Vycor tem
como composição básica 96,5SiO2 3B2O3
0,5Na2O (% em mol), com características
muito próximas dos vidros de sílica pura.
Estes vidros são obtidos a partir da
separação de fases ricas em boro
solubilizadas inicialmente em uma fase de
sílica [1,2].
OBJETIVO
Obter o recobrimento de esferas de diatomito
com vidros porosos e caracterizar as
propriedades
microestruturais
deste
material.
Foram preparadas pastilhas a partir da
compactação uniaxial de pós para estimar a
sinterização da camada vítrea que recobrirá
as esferas de diatomito. As pastilhas foram
aquecidas na faixa de 600 - 1000°C durante
2h.
RESULTADOS
Na TABELA 1 encontram-se as quatro
composições dos vidros estudados.
TABELA 3. Composições dos vidros a partir
de análises EDX
Vidros
(% em massa)
V1
V2
V3
V4
METODOLOGIA
SiO2
63,5 64,6 63,5 69,1
Vidros borossilicatos foram produzidos por
meio da fusão de compostos inorgânicos e
vertidos em moldes de aço a temperatura
ambiente. Os vidros foram cominuídos e a
distribuição granulométrica determinada por
espalhamento a laser. Monólitos e pós do
vidro foram submetidos a ataque ácido para
obter a formação de poros. A microestrutura
foi analisada por MEV e por BET. As
características térmicas dos vidros foram
determinadas por DSC, a composição
química por EDX, a densidade por
B2O3*
22,4 22,4 30,4 22,4
Na2O
4,4 9,1 2,1 3,0
* Teor estimado a partir do teor nominal dos
vidros.
Foram realizadas duas moagens do vidro
V2, com distribuições granulométricas
denominadas A e B, conforme dados
apresentados na TABELA 2. A densidade
igual a (2,625 ± 0,009) g.cm-3 foi determinada
por picnometria a gás He.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 92
TABELA 4. Distribuição do tamanho das
partículas
D10%
D50%
D90%
D médio
A (µm)
3,8
27,4
59,4
29,9
B (µm)
1,2
5,0
19,1
7,9
de lixiviação ácida e foi analisado por BET. A
área superficial do pó era de 2,18 ± 0,02 m²/g
e após o ataque passou a 326,10 ± 6,99
m²/g.
A partir dos pós obtidos foram feitas
pastilhas
posteriormente
tratadas
termicamente, figura 1.
600ºC
650ºC
Figura 2. Micrografia da amostra de vidro
após ataque com HCl 0,5M/5h
700ºC
CONCLUSÕES
800ºC
850ºC
Figura 1. Tratamento térmico
A pastilha submetida ao tratamento térmico
a 600°C apresenta superfície lisa e opaca,
resistência mecânica para manuseio, e
permite a passagem de luz. Esta
temperatura será utilizada para sinterizar os
pós que deverão recobrir as esferas de
diatomito. As pastilhas tratadas a partir de
700oC apresentam deformações nas bordas
indicando o amolecimento do vidro. Por meio
da análise de DSC determinou-se a tg do
vidro (~655°C). Os dados de DRX
mostraram que o material é amorfo.
A pastilha proveniente do tratamento térmico
de 600ºC e o monólito foram submetidos ao
processo de lixiviação ácida com HCl
0,5M/5h. Não se observou formação de
poros, apenas fissuras superficiais, figura 2.
O pó de vidro também passou pelo processo
Dentre as composições testadas apenas o
vidro V2 possuí características promissoras
para prosseguimento do trabalho. No
entanto, possui baixa durabilidade química.
O trabalho terá prosseguimento com as
caracterizações da amostra V4 e aplicação
da camada vítrea sobre as esferas de
diatomito.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[79] R.H Doremus, Glass Science Wiley,
1973.
[80] Thomas H. Elmer, Porous and
Recoonstructed
Glasses
Corning,
ENGINEERING.
[81]G. Toquer, et al., Effect of leaching
concentration and time on the morphology of
pores in porous glasses, J. Non-Crystalline
Solids (2011).
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
FAPESP, Capes.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 93
Estudo das redes sociais de cocitações sobre energia solar
Andre Santos Barros da Silva, Kengo Imakuma e Humberto G. Riella –
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN
INTRODUÇÃO
Uma rede social [1] é uma estrutura de
pessoas, grupos ou ideias, chamados nós,
conectadas por um ou vários tipos de
relações, chamadas arestas. Uma rede de
cocitações é uma estrutura composta por
artigos científicos e que é interconectada
pelas citações entre eles. A malha formada
por esta rede é feita por muitas ligações
devido ao grande numero que, normalmente,
cada artigo cita. Apesar do número de
citações diretas ser um bom indicativo de um
artigo potencialmente importante, é o
número de vezes que dois artigos são
citados juntos, isto é, cocitados, que pode
indicar uma ligação entre eles em termos de
campo de pesquisa. Por isso, para estudar
os campos de pesquisa gerados por um
conjunto de artigos, a rede de cocitações se
mostra mais adequada que a de citações.
Além disso, a rede de cocitações é
geralmente menos densa que a de citações,
tornando sua análise visual mais fácil.
OBJETIVO
Procurar frentes de pesquisa promissoras
que possam ser precursores nas mudanças
de paradigmas sobre o domínio de
conhecimento sobre energia solar.
METODOLOGIA
O software Citespace [2] foi concebido com
intuito de criar um grafo de diversos tipos de
redes, como redes de citações, cocitações,
palavras-chave etc. de um domínio de
conhecimento, com o fim de estudar sua
evolução temporal e a visualização de quais
trabalhos estão sendo amplamente citados,
representados por anéis vermelhos (Burst).
Um dos principais objetivos dos Citespace é
salientar
visualmente
as
mudanças
estruturais que ocorrem na rede de
cocitações e por conseguinte mudanças na
estrutura de um determinado ramo de
conhecimento. Para isso, o período
estudado é dividido em intervalos
(timeslices) e uma rede de cocitações é
gerada para cada um. Depois, o software
funde as redes, salientando mudanças
ocorridas de um intervalo para outro. A rede
resultante da fusão das redes dos intervalos
contém todos os nós que apareceram em
pelo menos uma rede de algum intervalo.
RESULTADOS
Figura 1: Rede de cocitações, as cores pro azul são
os trabalhos mais antigos, as cores para o vermelho
os mais recentes.
A rede foi formada pelos 3000 artigos mais
cocitados da Web Of Science (WoS), do
período de 1990-2014 com intervalos de 3
anos, com a palavra chave solar energy;
como esse termo retorna também trabalhos
que estudam o próprio Sol, aplicou-se um
filtro para as palavras-chave “astronomy” e
“astrophysics” para excluir esses artigos.
Foi possível verificar toda a evolução da rede
de cocitações sobre células solares, desde
seu surgimento em 1990, com o trabalho de
O’Regan, que foi o precursor e que mudou o
paradigma sobre placas de energia solar. A
visualização da rede apresenta isso de modo
simples com o circulo maior (Figura 1).
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 94
Foi possível mapear a rede e verificar quais
trabalhos recentes são os mais cocitados
pela comunidade cientifica [3].
Burst Referencia
24.85 Park SH, 2009, NAT PHOTONICS, V3, P297
24.56 Chen HY, 2009, NAT PHOTONICS, V3, P649
22.56 Liang YY, 2010, ADV MATER, V22,
19.59
Nazeeruddin MK, 1993, J AM CHEM SOC,
V115, P6382
17.37 Peet J, 2007, NAT MATER, V6, P497
16.79
Thompson BC, 2008, ANGEW CHEM INT
EDIT, V47, P58
16.32 Scharber MC, 2006, ADV MATER, V18, P789
15.61 Dennler G, 2009, ADV MATER, V21, P1323
TABELA 1: Trabalhos mais cocitados
Em seus resumos, estes trabalhos
apresentam termos comum sobre: materiais,
corantes, eficiência e produção.
CONCLUSÕES
Com
base
nas
publicações
mais
significantes pela comunidade cientifica,
Tabela 1, foi possível verificar que existe um
grande interesse por produção de materiais
e eficiência com células solares, as recentes
publicações concentram-se nos seguintes
materiais:

Células de polímeros – eficiência de
10%
 Células de plástico – eficiência de 3%
 Células de TiO2 – eficiência de 10%
Que atualmente apresentam valores de
eficiência muito baixo se comparado ao
silício, que tem alto custo de produção, e
possui uma eficiência de 30%[4], mas, com
as crescentes pesquisas, existe uma
possibilidade de absorção cada vez maior,
que pode chegar a mais de 50%. Esta
descoberta, teórica, feita pelo trabalho de
Nozik [5], pode ser a nova mudança de
paradigma.
Em suma foi possível criar um panorama dos
artigos que podem impactar na comunidade
cientifica (Tabela 1) e como foi a evolução
deste ramo de conhecimento, através da
Figura 1. Os termos mais relevantes
encontrados nessas publicações
são
indícios
de
frentes
de
pesquisas
promissores.
O Citespace encarrega-se de criar o grafo e
apresenta os dados substanciais, porém,
cabe ao usuário inferir a relevância dos
artigos processados.
Aqui,
abordar-se-ia
uma
questão
fundamental de como simular os primeiros
indícios de ideias potencialmente valiosas.
Aprofundar estudos relacionados a esses
indícios significaria investir em pesquisas de
impacto futuro.
O método aqui proposto pode ser aplicado
em qualquer ramo de conhecimento.
Este trabalho será validado, através de
consultas à especialistas da área de energia
solar
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1] Dorogovtsev, S.N. de Tal F, Evolution of
Networks: From Biological Nets to the
Internet and WWW (Oxford University Press
Inc., Nova York), 2008
[2] C. CHEN, Visual analysis of concept
change and information diffusion, Journal of
the American Society for information Science
and Technology, v. 57(3), p.359-377, 2006
[3] C. CHEN, Towards an explanatory and
computational theory of scientific discovery,
Journal of Informetrics, v.3, p. 191-209, 2009
[4] Michael Gratzel, Photoelectrocal Cells,
Nature, v. 414, P. 338-344, 2001
[5] A.J. Nozik, Quantum Ot Solar Cells,
Physica, v. 14, P. 115, 2002
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Fundação Educacional de Criciúma
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 95
Estudo das isotermas de adsorção de radionuclídeo pela fibra de coco
Beatriz de Castro e Goro Hiromoto
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN
INTRODUÇÃO
METODOLOGIA
Os rejeitos líquidos mistos (radioativos e
tóxicos) armazenados na Gerencia de
Rejeitos Radioativos (GRR) do Instituto de
Pesquisas
Energéticas
e
Nucleares
(IPEN/CNEN-SP) são na sua maioria
provenientes dos laboratórios de pesquisa.
Na literatura são descritos vários métodos
para tratamento desses rejeitos, porém,
nenhum deles é tido como referência para
tratamento de rejeitos radioativos líquidos.
Por esta razão, a busca por novas
tecnologias levou ao uso da biomassa no
tratamento de rejeitos radioativos, visando
principalmente a diminuição de volume.
A solução de Sr+2 (2 ppm) utilizada no
processo foi preparada a partir de Sr(NO3)2
sólido. Em um frasco de polietileno de 30 mL
foi adicionada 10 mL de solução de Sr, em
seguida 10 mg de fibra de coco ativada (3550 ou 50-80 mesh). A solução foi mantida
em agitação na mesa agitadora a
temperatura ambiente e, após o tempo de
contato, esta foi filtrada. A solução
remanescente foi acidulada com ácido nítrico
(HNO3) para 2% e analisada no ICP-OES.
Para este estudo foram realizados
experimentos em pH 3 e 6 nos diferentes
tempo de contato 5 mim; 10 min; 30 min; 60
min e 90 min . Todos os experimentos foram
realizados em triplicata.
O Brasil está entre os maiores produtores de
coco do mundo. As cascas de coco verde
têm sido descartadas nos aterros e
vazadouros a céu aberto (lixões) sendo,
como toda material orgânica, potenciais
emissores de gases e, ainda, contribuindo
para que a vida útil desses depósitos seja
diminuída, proliferando focos de vetores
transmissores de doenças, possíveis
contaminação de solo e corpos d’água, entre
outros problemas [1].
RESULTADOS
A quantidade do metal adsorvido pela fibra
de coco foi calculada utilizando a equação
(1) que segue:
 Ci  Cf
q  
m

V (1)


Onde:
OBJETIVO
Visando alternativas para o tratamento de
soluções aquosas contaminadas e a
utilização de uma biomassa abundante e
barata, este trabalho tem como objetivo
avaliar o potencial de remoção de estrôncio
de soluções aquosas pela fibra de coco para
posterior utilização no tratamento de rejeito
radioativo contendo esse elemento.
q - a quantidade de metal adsorvido pela fibra de coco
ou capacidade de remoção (mg);
Ci - concentração inicial de estrôncio, mg/L ;Cf concentração final de estrôncio mg L-1; m - massa do
sorvente na mistura reacional, (g); V - volume da
mistura reacional, (L).
Os resultados obtidos para a remoção de
estrôncio pela fibra de coco de 35 e 80 mesh
em pH 3 e 6 estão representados nas figuras
1 e 2 que seguem.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 96
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
q (mg/g)
1,8
-50
1,3
pH 3
pH 6
0,8
CNPq
0,3
-0,2 0
50
tempo (min)
100
Figura 1. Capacidade de remoção da fibra
de coco 35 mesh em pH 3 e 6
qe (mg/g)
1,8
-50
1,3
pH 3
pH 6
0,8
0,3
-0,2 0
50
Tempo (min)
100
Figura 2. Capacidade de remoção da fibra
de coco 80 mesh em pH 3 e 6
CONCLUSÕES
Pode-se concluir que a maior remoção de
estrôncio das soluções aquosas foi no
ensaio realizado com fibra de coco 80 mesh
e pH 6, após 60 minutos de contato,
removendo aproximadamente 32% do
estrôncio.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1] ROSA, M. F; SANTOS, F. J. S.;
MONTENEGRO,A.A.T;ABREU,F.A.P.;COR
REIA,D;ARAUJO,F.B.S.;NORÔES, E.R.V.
Caracterização do pó da casca de coco
verde usado como substrato agrícola.
Fortaleza: Embrapa Agroindústria Tropical,
2001. 6 p
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 97
Avaliação da concentração dos elementos traço Mn, Ti e V e do metal tóxico
Hg em sedimentos superficiais do rio Tietê, estado de São Paulo, pelas
técnicas de INAA e AAS
Bruno Tappiz e Déborah Inês Teixeira Fávaro
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN – CNEN/SP
INTRODUÇÃO
METODOLOGIA
O rio Tietê drena uma área composta por
seis sub-bacias hidrográficas em uma das
regiões mais ricas do hemisfério sul, ao
longo de sua extensão, sendo um dos rios
mais poluídos do mundo, especialmente no
trecho do município de São Paulo. Os metais
pesados estão presentes entre os principais
poluentes
originários
das
atividades
antrópicas, podendo ser encontrado sob
diferentes formas químicas nos principais
compartimentos do ambiente sejam eles da
atmosfera, água, solo, sedimento e
organismo vivos, sempre associados a um
alto fator de enriquecimento e a baixas taxas
de remoção [1]. Análise de metais pesados
em sedimentos fluviais tem sido utilizada
para um melhor entendimento das cargas
críticas e grau de toxicidade desses metais
em função das influências antrópicas em
bacias de drenagem, principalmente
relacionados aos efluentes domésticos,
industriais e agrícolas [2].
INAA - Na INAA comparativa a amostra é
irradiada juntamente com um padrão de
composição o mais similar possível da
amostra, nas mesmas condições. Após a
irradiação, amostra e padrão são medidos no
mesmo detector, o que permite que a
concentração desconhecida possa ser
diretamente calculada a partir das taxas de
contagem da amostra e do padrão e
conhecendo-se a massa do elemento no
padrão e a massa da amostra.
OBJETIVO
Este trabalho de pesquisa tem por objetivo
avaliar a concentração dos elementos traço
Mn, Ti e V pela técnica de Analise
Instrumental por Ativação com Nêutrons
(INAA) e do metal tóxico Hg por
espectrometria de absorção atômica (CV
AAS), em 11 amostras de sedimentos de
fundo abrangendo os trechos do alto e início
do médio rio Tietê.
AAS - A determinação de Hg total foi feita
pelo método de CV AAS, utilizando-se o
equipamento FIMS da Perkin Elmer.
Preparação das amostras: As amostras de
sedimento superficiais, coletadas em
diferentes pontos do Rio Tietê, foram secas
a 40°C e peneiradas em malha de 2 mm.
INAA: Irradiação e contagem. Pesaram-se
cerca de 100 mg de sedimento e do material
de referência (MR) BEN (Basalt) em
invólucros de polietileno, juntamente com os
padrões sintéticos dos elementos no reator
IEA/R1 do IPEN/CNEN-SP. Amostras de
sedimento, MR e os padrões sintéticos foram
irradiados na Estação Pneumática no4, sob
um fluxo de nêutrons térmicos de 6,6 x 1012
n cm-2 s-1, por um período de 15s. As
medidas das atividades gama foram feitas
utilizando-se um detector semicondutor de
Ge hiperpuro da marca CANBERRA ligado a
um espectrômetro de raios gama e eletrônica
associada. Na primeira contagem (300s)
logo após a irradiação, mediu-se a atividade
dos radioisótopos 51Ti e 52V. A segunda
contagem (1200s), feita após 1,5 horas da
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 98
irradiação, foram medidas as atividades dos
56
24
42
radioisótopos Mn, Na e K.
RESULTADOS
A TABELA 1 apresenta resultados
preliminares das análises, pela técnica de
INAA, das amostras T1A, T1B, TIC,
coletadas no município de Salesópolis
(Usina Parque do rio Tietê), próximo a
nascente do rio Tietê.
TABELA 1 – Resultados de Concentração (mg kg1
) para as Amostras de Sedimentos por INAA
Elementos
T1A
T1B
T1C
30813 ±
20204 ±
6989 ±
K
2598
873
461
1852 ± 26
1558 ± 37
419 ± 10
Na
196 ± 3
156 ± 2
247 ± 3
Mn
18,4 ± 1
20,8 ± 1,1
75 ± 4
V
986 ± 168
2328 ± 194
4357 ±
Ti
366
A Tabela 2 apresenta os resultados da
determinação de Hg total em materiais de
referência pela técnica de CV AAS. Os
valores de DPR de 1,4 a 3,3% e ER de 2,3 a
2,8%, comprovaram a precisão e a exatidão,
respectivamente, da metodologia de CV AAS
para Hg total em sedimentos. A Tabela 3
apresenta os resultados das amostras de
sedimentos dos pontos 1A (Salesópolis- Alto
Tietê) até o ponto 7 (Médio Tietê- Porto
Feliz). Pode-se observar os menores valores
de concentração no ponto 1A, com valores
bem maiores nos pontos 2A, 2B, 2C
(Santana
do
Parnaíba-Reservatório
Barragem Edgar de Souza) e 3A, 3B, 3C
(Pirapora do Bom Jesus–Barragem de
Rasgão), pontos localizados após a
passagem do rio Tietê pela Região
Metropolitana de SP (RMSP), aonde recebe
grande carga poluidora de industrias e
esgotos não tratados. A partir do ponto 4, os
valores de concentração decrescem para
níveis similares ao ponto 1. Os valores de Hg
total, nos pontos 2A, 2B, 2C, 3A, 3B, 3C
ultrapassaram o valor limite Threshold Effect
Level (TEL) de 170 ng g-1, adotado pela
CETESB.
TABELA 2 - Resultados de Hg Total nos Materiais
de referência, por CV AAS
Material
Desvio
Erro
Valor
Valor
Referencia
Padrão
Relatiencontrado
certificado
Relativo
vo
(ng g-1)
(ng g-1)
(%)
(%)
Estuarine
Sediment
SL1
(IAEA)
LS (CRM
580)
60 ± 2
40
3,3
-
127 ± 3
130
(80-180)
670 ± 19
2,4
2,3
1,4
2,8
651 ± 9
TABELA 3 – Resultados de Concentração de Hg
Total em Sedimentos (µg kg-1), por CV AAS
Amostras Hg total Amostras Hg total
34 ± 3
254 ± 3
T1A
T3B
70 ± 1
377 ± 2
T1B
T3C
146 ± 2
71 ± 2
T1C
T4
325 ± 7
135 ± 3
T2A
T5
379 ± 2
117 ± 2
T2B
T6
478 ± 2
73 ± 4
T2C
T7
498 ± 2
T3A
CONCLUSÕES
Os resultados obtidos, até o presente
momento, são preliminares necessitando a
complementação das análises nos demais
pontos amostrados, para uma conclusão em
relação aos níveis de metais tóxicos e
elementos traço, ao longo de toda a
extensão do rio Tietê.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[82] ELDERFIELD, H.; UPSTILI-GODDARD,
R.; SHOLKOVITZ, E. R. Geochimica et
Cosmochimica Acta, v. 54, p.971-991, 1990.
[83] BAIRD, C.; CANN, M. Química
Ambiental. 4º Porto Alegre: Bookman, 844 p,
2011.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPq
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 99
Desenvolvimento de um Modelo in vivo para o Estudo do Efeito
Fotodinâmico em Infecção Fúngica
Caetano Padial Sabino e Martha Simões Ribeiro
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN
INTRODUÇÃO
O estudo de terapias antimicrobianas
alternativas é um campo de investigação
promissor, particularmente devido ao uso
indiscriminado de antimicrobianos nas
últimas décadas, que acelerou a seleção de
cepas microbianas resistentes [1].
Candida albicans é um fungo oportunista,
comumente encontrado na microbiota
residente do ser humano, estando presente
em até 62% dos indivíduos saudáveis. A
ocorrência de resistência a alguns fármacos
amplamente empregados já foi relatada,
preocupando
diversas
organizações
internacionais de saúde [2].
A terapia fotodinâmica (PDT, do inglês
photodynamic therapy) surge como potencial
alternativa de tratamento para várias
doenças infecciosas de alta relevância
clínica [3]. A PDT causa morte celular
baseada na associação de fármacos
fotossensíveis (FS) à aplicação de luz com
comprimento de onda adequado. Ao
absorver um fóton o FS é promovido para um
estado excitado e após sofrer decaimento
para o estado intermediário, o FS pode
transferir energia para o oxigênio molecular
ou participar de um processo de
transferência de elétrons que levam à
geração de espécies reativas de oxigênio
(ERO) que possuem efeitos citotóxicos,
independentemente de mecanismos de
resistência a fármacos antimicrobianos
quimioterápicos tradicionais [3].
Trabalhos in vitro têm demonstrado os
positivos efeitos antimicrobianos da PDT em
várias espécies de Candida [4]. Entretanto,
os resultados e as conclusões obtidas nestes
estudos servem apenas de ponto de partida
para a aplicação in vivo, e outras diversas
questões necessitam ser avaliadas para que
esta terapia seja empregada na prática
clínica com sucesso.
OBJETIVO
Desenvolver um modelo de candidíase
localizada
no
tecido
vaginal
de
camundongos fêmeas para estudo do efeito
fotodinâmico antimicrobiano.
METODOLOGIA
Esta pesquisa foi submetida ao Comitê de
Ética em Pesquisa Animal do IPEN, tendo
sido considerada aprovada sob no. 2009/38.
Camundongos fêmeas BALB/c com idade
entre 6 e 8 semanas foram tratados com
estrógeno semanalmente para permitir o
estabelecimento e a manutenção da
infecção vaginal. A infecção foi induzida por
uma cepa de C. albicans bioluminescente
(CEC 789), 72 h após a primeira
administração do hormônio por meio da
deposição de 20 µL da suspensão de
leveduras (1x106 UFC/mL) na vagina dos
animais.
Cinco dias após a inoculação, a infecção
fúngica foi confirmada mediante análise
histológica com a coloração padrão PAS e a
recuperação dos microrganismos por
lavagem do canal vaginal com 50 µL de
solução salina fosfatada (PBS). Para
quantificar
o número
de unidades
formadoras de colônia por mL (UFC/mL), o
conteúdo obtido foi diluído seriadamente e
plaqueado em ágar Sabouraud com
cloranfenicol,
em
triplicata.
Animais
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 100
representantes de cada grupo foram
eutanasiados e o canal vaginal foi retirado
para preparação histológica.
Para avaliar a eficácia da PDT, os grupos
experimentais
foram anestesiados
e
receberam 20 µL da solução do FS (azul de
metileno, AM) depositado no do canal
vaginal em diferentes concentrações: 0 mM,
0,1 mM, 0,5 mM e 1 mM. Após aguardar 10
minutos para incorporação do AM pelas
células, a PDT foi realizada posicionando a
ponteira do laser na entrada do canal vaginal
com os seguintes parâmetros: = 660 nm,
(GaAlAs, Photon Lase III, DMC ), P= 100
mW, = 0,03 cm2 em modo contínuo, com
tempo de exposição de 6 min [5].
A análise da distribuição espacial do fungo e
do AM no canal vaginal foi feita por imagem,
via monitoramento de emissão de
bioluminescência e fluorescência. Para
indução da bioluminescência, 20 µL de
solução de coelenterazina (500 µg/mL) e AM
(1 mM) diluídos em PBS foram inoculados no
canal vaginal de animais previamente
infectados, onde em seguida uma câmera
ultrassensível (C2400-30H, Hamamatsu
Photonics, Bridgewater, NJ) foi utilizada para
captação da bioluminescência e uma câmera
de fluorescência (MaestroTM, CRI Inc,
Woburn, MA) monitorou a distribuição do FS.
RESULTADOS
O conteúdo da lavagem vaginal mostrou a
presença de células epiteliais enucleadas,
confirmando a ação do hormônio. A infecção
persistiu até o final do período experimental
e o aspecto da infecção corrobora com a
literatura [6].
Observamos que o FS está presente
principalmente na mucosa do canal vaginal
em distribuição coincidente com a infecção
induzida.
O número de células fúngicas recuperadas
de animais tratados com 1 mM de AM e não
irradiados (2,1x106 UFC/mL) não apresentou
diferença estatística em relação ao grupo
controle. Entretanto, após a PDT o número
de células viáveis foi significantemente
reduzido (~1log10), em relação ao controle,
para todas as concentrações de AM
testadas. Não foram encontradas diferenças
estatísticas entre os grupos PDT.
CONCLUSÕES
Neste trabalho, foi possível estabelecer um
modelo reprodutível de candidíase vulvovaginal em camundongas para estudo da
PDT. Nossos resultados mostram que a PDT
foi capaz de reduzir significativamente o
número de células fúngicas viáveis neste
modelo de infecção. No entanto, mais
trabalhos são ainda necessários para
otimização de nossos achados in vivo.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1] Bennadi, D. J Basic Clin Pharm, 5(1):1923, 2013.
[2] John, JF & Steed, LL. J S C Med Assoc.
109(2):54-8, 2013.
[3] Dai, T et al. Photodiagnosis Photodyn
Ther. 6(3-4): 170–188, 2009.
[4] Souza, RC et al. Lasers in Med Scien,
v.25, n. 3, p.385-9, 2010.
[5]
Machado-de-Sena,
RM
et
al.
Photodiagnosis Photodyn Ther. (ahead of
print) doi: 10.1016/j.pdpdt.2014.03.013,
2014.
[6] Calderon, L et al. Med Mycol, 41(2):1437, 2003.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
FAPESP, CNPq e CNEN.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 101
Avaliação da genotoxicidade em caráter pré-clínico da DOTATATO utilizado
para produção de radiofármacos no IPEN utilizando metodologia modificada
Camila Ayala Lira da Cruz, Ivette Zegarra Ocampo e Daniel Perez Vieira
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN
INTRODUÇÃO
O número de casos de câncer tem
aumentado de maneira considerável em todo
o mundo, principalmente a partir do século
passado, configurando-se, na atualidade,
como um dos mais importantes problemas
de saúde pública mundial. O número
estimado
para
2014/2015
é
de
aproximadamente 576 000 casos novos de
câncer no Brasil, incluindo os casos de pele
não melanoma, apresentadas por taxa bruta
de incidência por 100 000 habitantes [1].
Para a realização de tratamentos e
diagnósticos da doença são usados os
radiofármacos, sendo estes substâncias
emissoras de radiação e formadas por
compostos bioativos carregadores de
isótopos radioativos específicos [2], que
detectam os orgãos-alvo, tecidos ou células,
tendo também a capacidade de induzir dano
citotóxico ou genotóxico significativo nos
tecidos que se concentra. Utilizados em
quantidades-traço
para
diagnosticar
patologias e disfunções do organismo, e em
igual escala na terapia de doenças,
particularmente no tratamento de tumores
radio sensíveis. Porém antes de serem
utilizados passam por estudos pré-clinicos
como os testes in vitro e in vivo, para que
assim seja determinada a segurança
farmacológica deste composto.
tomando
como
parâmetros
várias
normativas internacionais [3]. Desta forma, o
objetivo do trabalho é contribuir com a
bateria de testes de genotoxicidade in vitro
com ensaios de frequência de micronúcleos,
utilizando quantidades estabelecidas de
DOTATATO não radiomarcado. O projeto é
continuidade e extensão de uma linha de
pesquisa do grupo, que avalia o potencial
genotóxico e citotóxico de radiofármacos do
IPEN segundo os termos do Edital Interno
IPEN/2013-2.
METODOLOGIA
Um dos testes de segurança toxicológica é o
de frequência de micronúcleos in vitro [4], um
sistema eficiente de teste genotoxicidade. A
técnica baseia-se na observação de
micronúcleos em células de mamífero (CHOKI) expostas a diversas concentrações do
mesmo composto. Os micronúcleos são
fragmentos derivados de dano (quebra) do
DNA adquirem a forma de micronúcleos,
com coloração análoga à dos núcleos
principais e com 5 a 30% de seu tamanho [5].
Neste teste são consideradas genotóxicas
as concentrações cuja frequência de células
binucleadas com micronúcleos ultrapassa
em duas vezes a frequência observada nos
controles (frequência espontânea).
OBJETIVO
RESULTADOS
Por meio da RDC 64 (Dez/2009), a ANVISA
determina a necessidade da realização de
testes pré-clínicos para atestar a presença
ou ausência de toxicidade de um dado
radiofármaco anteriormente ao seu registro.
Tais testes devem ser realizados em
contextos de qualidade experimental,
Os experimentos levaram em consideração
também a presença da fração S9, mistura
complexa derivada de fígado de ratos que
simula a degradação hepática. Com ou sem
S9, as células expostas a equivalentes a
1/10, 1 ou 10 vezes a concentração máxima
administrada em pacientes não mostraram
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 102
qualquer grau de genotoxicidade ou
aneugênese, com níveis estatisticamente
semelhantes (p<0,05) em relação aos
controles. (Figura 1)
[85] de Araújo, E.B.; Lavinas, T.; Colturato,
M.T.; Mengatti, J.; Rev. Bras. Ciências
Farm.; 44(1), p.1-12; 2008.
[86] International
Conference
on
Harmonisation of Technical Requirements
for Registration of Pharmaceuticals for
Human Use (1995) ICH Harmonised
Tripartite Guideline. S2A. Guidance on
Specific Aspects of Regulatory Genotoxicity
Tests for Pharmaceuticals.
[87] Organisation for Economic Cooperation and Development (2010) OECD
Guidelines for the testing of Chemicals – Test
487: In vitro Mammalian Cell Micronucleus
Test.
[88] Heddle JA, Fenech M, Hayashi M,
MacGregor JT. Mutagenesis. 26(1):3-10,
2011.
Figura1: Quantidade de células binucleadas
com micronúcleos (1-4) sem (A) ou com (B)
ativação metabólica por S9. Não há indução
de genotoxicidade das amostras em relação
aos controles de célula (CC) e controles
negativos (NaCl). Apenas controles positivos
(MTMC: mitomicina C; COLCH: colchicina;
BZP: benzo[a]pireno) induziram dano
estatisticamente
significante.
Barras
representam médias do erro-padrão. ():
p<0,01; (): p<0,001 (relação aos
controles CC).
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Projeto
financiado
com
recursos
orçamentários IPEN – Projeto contemplado
com verba do Edital Interno IPEN 2013/2.
CONCLUSÕES
DOTATATO foi considerado seguro para
utilização diagnóstica e terapêutica, desde
que mantido o limite máximo descrito.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[84]
Instituto
Nacional
de
Câncer
(INCA/PRO-ONCO) - Ministério da Saúde.
Estimativa da incidência de câncer no Brasil
2014. Rio de Janeiro, 2014.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 103
Efeito da Cristalinidade nas Propriedades Elétricas do Nafion para Célula a
Combustível de Etanol Direto
Cleverson Andrade Goulart e Fabio Coral Fonseca
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN
INTRODUÇÃO
METODOLOGIA
As células a combustível podem ser
definidas como dispositivos eletroquímicos
em que a energia química de um
combustível é convertida diretamente em
eletricidade de corrente contínua. Esta
tecnologia é considerada promissora por
converter energia de combustíveis
renováveis em energia elétrica sem agredir
(ou agredir pouco) o meio ambiente. Um
dos problemas tecnológicos para viabilizar a
comercialização das células a combustível
é o desenvolvimento de eletrólitos de alto
desempenho. O eletrólito usualmente
empregado em células a combustível de
troca protônica é um polímero
comercializado pela Dupont denominado
Nafion® [1]. O Nafion é utilizado devido suas
excelentes propriedades mecânicas e
elétricas em baixas temperaturas. É bem
conhecido que o aumento da cristalinidade
do Nafion diminui as propriedades de
condução elétrica [2]. No entanto, o
desempenho de células a combustível de
etanol direto (DEFC) usando membranas
Nafion com maior cristalinidade é maior [1].
Estudos sobre o efeito da cristalinidade na
condutividade protônica do Nafion e no
desempenho de células a combustível são
dificilmente encontrados.
Foram cortadas frações do cordão de
Nafion extrudado (NaEx-500 mg) para a
realização da prensagem. As condições de
prensagem foram 148,11 kgf/cm2 a 200ºC
por 5 min e 74 kgf/cm2 de carga a 230ºC por
10 minutos, em uma prensa hidráulica
seguido de resfriamento abrupto em água a
T ~ 0°C (quenching). A condutividade
elétrica dos filmes foi determinada por meio
de medidas de espectroscopia de
impedância eletroquímica [1]. Para os
testes na estação unitária foi preparado um
conjunto de eletrodos sobrepondo a
membrana com área efetiva de 5 cm2. Os
eletrodos são constituídos de tecido de
carbono recoberto com tinta à base de
carbono (Vulcan XC-72R) e emulsão de
Teflon (PTFE-TE-306Dupont). A camada
catalisadora consiste do recobrimento da
superfície do eletrodo com uma tinta à base
de platina (1 mgPt/cm2) e solução de Nafion
para o catodo e liga de platina/estanho
(1,20 mgPt-Sn/cm2) para o anodo. A
caracterização das fases cristalinas foi
realizada por difração de raios X na faixa
angular de 2θ de 20º-90º e velocidade de
varredura de 2º.min-1 usando radiação CuKα
com um difratômetro Rigaku-Multiflex.
RESULTADOS
OBJETIVO
O objetivo deste trabalho é o estudo do
efeito da cristalinidade do Nafion nas
propriedades elétricas e no desempenho
em célula de combustível de etanol direto.
A Figura 1 mostra os resultados de difração
de raios-X para as membranas extrudadas
e prensadas a 200 °C e 230 °C. Observa-se
que o pico para o NaEx ocorre ~17º que
está associada à fase cristalina do Nafion. A
cristalinidade no Nafion é formada pelo
ordenamento de segmentos de
tetrafluoretileno da cadeia polimérica.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 104
Observa-se que com o aumento da
temperatura de prensagem, seguida do
resfriamento abrupto, ocorre uma notável
redução da intensidade do pico o que indica
menor cristalinidade do material, fusão dos
cristalitos.
Figura 3: Gráfico da densidade de
potência (p) de célula DEFC com
temperatura de operação igual a 130ºC.
Figura 1: Gráfico padrões de raios-X para
membranas de NaEx prensadas em
diferentes temperaturas.
As diferenças na condutividade elétrica
devido a cristalinidade são apresentadas na
Figura 2.
Pela Figura 3 verifica-se que o desempenho
da membrana mais cristalina (230ºC) foi
inferior. Este resultado indica que a baixa
permeabilidade ao combustível líquido,
portanto, uma menor contaminação do
catodo pode explicar o observado. Observase a redução do efeito crossover do etanol.
CONCLUSÕES
A análise das medidas dielétricas permitiu
concluir que menor cristalinidade aumenta a
condutividade do material. Através dos
testes realizados em célula unitária foi
possível identificar que amostras cristalinas
apresentam melhor desempenho para
combustível líquido.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
Figura 2: Gráfico da condutividade em
função da temperatura.
Observamos na Figura 2 que as duas
amostras são termicamente ativadas. Em
todo intervalo analisado a amostra com
menor cristalinidade apresentou maior valor
de condutividade, que se acentua para
elevadas temperaturas. Submetendo essas
amostras para o teste em célula unitária
obtivemos os resultados a seguir.
[89] Matos, B.R.; Relação MorfologiaPropriedades Elétricas de Eletrólitos
Compósitos de Nafion para Célula a
Combustível de Alta Temperatura, Tese de
Doutorado, IPEN,2008.
[2] Alberti, G.; Casciola, M.; Anu.Rev.Mater.
Res., Vol. 33, pp 129-154, 2003.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPQ, CNEN
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 105
Desenvolvimentos de Tecnologia e Dispositivo para a Medição de Torque de
Fixação de Elementos Roscados
Eduardo José Nogueira, Jesualdo Luiz Rossi e Cristiano Stefano Mucsi
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares- IPEN
INTRODUÇÃO
O controle do torque de fixação de
elementos roscados (porcas, parafusos e
etc.) constitui fator importante na construção
de máquinas. Estes equipamentos garantem
a repetibilidade dos apertos dos elementos
de fixação. Os equipamentos deste tipo já
são disponíveis e utilizados no mercado da
automação. Por outro lado, há áreas em que
apertos de elementos roscados devem ser
realizados com igual cuidado, mas com
valores muito baixos de torque, para evitar a
destruição do substrato ou do próprio
elemento. Este é o caso da fixação de
implantes ortopédicos e especialmente
dentários, pois estes últimos, devem sofrer
apertos em torques menores que 60 Ncm.
Apresenta-se na Fig. 1 imagem de implantes
dentários na maxila e na Fig. 2 imagem de
pilar protético. Para se atingir a desejada
estabilidade implante-osso, é importante
definir o formato do implante pois a
estabilidade pode prejudicar a sustentação
da prótese (dente) que receberá uma alta
carga durante a mastigação. Isto pode
causar necrose óssea e falha de cicatrização
[1].
O efeito das microdeformações em metais
foram fundamentais para a construção de
um dispositivo de medida de baixos torques
por extensometria via strain gages, indicados
para o estudo de próteses dentárias [2].
a)
b)
Figura 2. Em a) implante, pilar e prótese; em b)
detalhe de implante e pilar cônico
OBJETIVO
Este trabalho teve o objetivo de apresentar o
processo de desenvolvimento de um
protótipo de dispositivo para a medição de
micro-torque, para a inserção e retirada de
elementos roscados, como os utilizados na
área de implantes dentários. A opção pelo
estudo de micro-torques deve-se pela
escassa literatura disponível. Outrossim,
este é um campo importante de estudo pois
permitem a integração de diversas áreas de
pesquisa, a mecatrônica, a eletrônica de
sinal, e design de equipamentos.
METODOLOGIA
Figura 1. Aspecto de dois implantes instalados
numa maxila
Ao longo do projeto, um dispositivo
torquímetro foi projetado e construído. Este
dispositivo é constituído de partes. Um
conjunto de medição do torque, com um
extensômetro colado à uma haste metálica e
mandril fixador do implante. Um sistema de
motor e engrenagens para o acionamento do
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 106
movimento do substrato que recebe o
implante. Um sistema de acionamento
eletrônico do motor com parâmetros
controlados. E um sistema de aquisição de
dados baseado no programa LabView da
National Instruments.
implantes é apresentado no gráfico da Fig. 5
em Ncm.
RESULTADOS
Na Fig. 3 pode ser observada a imagem do
torquímetro, projetado e construído, com a
descrição de suas várias partes.
Figura 5. Curva de microdeformação
versus tempo e torque versus tempo,
para remoção de pilar protético de
implantes, obtida no torquímetro.
CONCLUSÕES
Figura 3. Imagem do protótipo do dispositivo de
ensaio com as discriminações das partes
principais.
A calibração do torquímetro foi realizada
aplicando uma massa conhecida na
extremidade de uma haste de comprimento
conhecido.
As
microdeformações
observadas por extensometria de strain
gages na barra de medida do torque, são
apresentadas na Fig. 4, com as respectivas
incertezas.
Rigidezdo torquímetro
90,00
80,00
70,00
Os resultados dos experimentos realizados estão
possibilitando a aplicação do dispositivo no estudo de
estabilidade da inserção de pilares protéticos em implantes
ortodônticos e de seus pilares.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1] Lioubavina-Hack N, Lang NP, Karring T.
Significance of primary stability for
osseointegration of dental implants. Clin Oral
Implants Res. 2006;17:244-50.
[2]Ceoni, FC, Rossi, JL, Souza AC, Colosio,
MA. Residual stresses measurements using
strain gages - aluminum wheels. Materials
Science Forum. 2012;727-728:1925-30.
60,00
momento torçor [Ncm]
O dispositivo em desenvolvimento está operando e
apresentou desempenho excepcional, quanto ao controle da
operação do motor de passo, facilidade e rapidez de
operação, sensibilidade ao torque e, finalmente; facilidade
de sofrer modificações, graças à abordagem de concepção
em partes.
50,00
40,00
30,00
20,00
10,00
0,00
0,0005600
0,0005800
0,0006000
0,0006200
0,0006400
0,0006600
0,0006800
micro deformação _V/V
Figura 4. Medidas de microdeformações pela
aplicação de torque em uma barra instrumentada
com strain gages.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPq
O resultado da medição do torque aplicado
durante a remoção de pilar protético de
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 107
Avaliação da biossorção de Urânio natural por hidroxiapatita e farinha de
osso
Eliakim George Alves e Júlio Takehiro Marumo
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN
INTRODUÇÃO
OBJETIVO
Metais pesados são lançados no meio
ambiente como resíduos de processos
industriais, mineralógicos e agrícolas, agindo
como fontes de poluição em potencial
trazendo riscos ambientais e ao ser humano
[1]. O tratamento destes metais por meio de
técnicas tradicionais pode não ser viável,
dependendo
de
suas
propriedades
radioativas, composições químicas e
concentrações. As técnicas tradicionais,
como troca-iônica, precipitação e processos
eletroquímicos são aplicáveis de acordo com
certos fatores como custo, tempo, eficiência,
mas não são aplicáveis para soluções de
baixas concentrações ou traços [2]. A
biossorção é um método alternativo que
associa simplicidade, baixo custo, rapidez,
alta seletividade de sorção e dessorção e
considerável eficiência, podendo ser
utilizada quando os métodos tradicionais não
se comportam de maneira eficaz, no caso do
tratamento
de
resíduos
a
baixas
concentrações, podendo haver a reutilização
da espécie adsorvente [3]. Esta técnica
baseia-se na captação de espécies
metálicas em solução por materiais
biossorventes
através
de
diversos
mecanismos, como adsorção, troca-iônica,
complexação, coordenação, quelação e
microprecipitação,
ocorrendo
separadamente ou em combinação [4]. A
hidroxiapatita, Ca5(PO4)3OH, e eficiente na
remoção de metais pesados em solos
poluídos, devido a sua capacidade de
adsorver moléculas. O cálcio presente em
sua composição pode ser substituído por
ions Pb2+, Cd2+, Cu2+, Zn2+, Sr2+, Co2+ e Fe2+.
O objetivo deste trabalho é determinar a
capacidade máxima de biossorção e o tempo
de equilíbrio de hidroxiapatita e farinha de
osso em soluções sintéticas de Urânio
natural.
METODOLOGIA
Os sistemas monocomponente de Urânio
natural foram preparados a partir de seu
respectivo nitrato, pela dissolução deste em
água destilada, com ajuste a pH 4 por adição
de ácido nítrico medido por pHmetro. Foram
medidos volumes fixos destas soluções para
os experimentos de tempo de contato iguais
a 5 mL e introduzidos em vials. Pesaram-se
massas fixas de 0,1g de biossorvente
(farinha de osso comprada no comercio local
e hidroxiapatita produzida no CCTM/IPEN)
que foram introduzidas nas respectivas
soluções de Urânio, deixando-as sob
agitação em shaker a 130 rpm, variando o
tempo de contato entre as soluções e os
biossorventes. Os tempos estabelecidos
foram 5, 10, 15, 30, 60, 120, 240 e 360
minutos. A agitação era interrompida e as
soluções contendo os biossorventes foram
filtradas e diluídas 10 vezes em solução de
ácido nítrico pH 4 para analise em ICP-OES.
A concentração final para cada tempo de
contato foi expressa como a média aritmética
dos resultados das quadruplicatas. Os filtros
contendo o biossorvente foram secos e
levados ao descarte de resíduos sólidos.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 108
RESULTADOS
O cálculo da capacidade de biossorção é
feito através da fórmula [5]:
mostra-se
um
melhor
biossorvente,
removendo maior massa de íons por massa
de biossorvente.
CONCLUSÕES
q =[(CO - C)V] / M
(1)
Onde q é a capacidade de biossorção no
equilíbrio (em mg/g); CO é a concentração
inicial da solução (em mg/L); C é a
concentração final da solução (em mg/L); V
é o volume da solução inicial (em L) e M é a
massa utilizada de biossorvente (em g). A
figura 1 apresenta o gráfico dos
experimentos de variação do tempo de
contato para ambos os biossorventes. Nos
experimentos de tempo de contato de Uranio
natural com os biossorventes, os sistemas
Urânio-farinha
de
osso
e
Urâniohidroxiapatita alcançaram o estado de
equilíbrio em 240 e 60 minutos,
respectivamente, com capacidade máxima
de biossorção igual a 28,27±0,17mg/g e
20,75±1,02mg/g, respectivamente.
Conclui-se ser possÍvel determinar o
potencial biossorvente dos materiais citados
nas referidas soluções sintéticas de Urânio,
bem como o tempo de equilíbrio dos
sistemas. A hidroxiapatita e a farinha de osso
podem ser utilizadas como alternativas de
baixo custo no tratamento de rejeitos
radioativos.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1] ARAVINDHAN, R; RAO, J.R.; NAIR, B.U.,
et al. Removal of basic yellow dye from
aqueous solution by sorption on green alga
Caulerpascal pelliformis. J. Hazard. Mater.
142, p. 68-76, 2007.
[2] DEANS, R J.; DIXON, B. G. Uptake of
Pb2+ and Cu2+ by novel biopolymers, Water
Res., 26, p. 469-472, 1992 .
[3] DA SILVA, E. A. Estudo de remoção dos
íons Cromo(lIl) e Cobre(ll) em coluna de leito
fixo pela alga marinha Sargassum sp. Tese
de Doutorado - Universidade Estadual de
Campinas, 2001
[4] BONIOLO, M. R Biossorgao de Uranio
nas cascas de banana. Dissertagao de
Mestrado Instituto de Pesquisas Energeticas
e Nucleares, Sao Paulo -SP, 2008.
Figura 1. Diferença entre capacidade de sorção
de urânio por farinha de osso (preto) e
hidroxiapatita (cinza) com seus respectivos
desvios-padrão.
A farinha de osso é um melhor biossorvente
para remoção de Urânio em comparação
com a hidroxiapatita, mas necessita de um
maior tempo de contato para que se alcance
o estado de equilíbrio. A farinha de osso
[5] GADD, G.M. Biosorption: critical review of
scientific
rationale,
environmental
importance and significance for pollution
treatment. J Chem Technol Biotechnol, v. 84,
p.13-28, 2009.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Agradecemos
financeiro.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
ao
CNPq
pelo
Pág. 109
apoio
Estudo sobre a aplicabilidade de cascas de árvore no biomonitoramento da
poluição atmosférica
Eliane Conceição dos Santos, Mitiko Saiki
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN – CNEN/SP
INTRODUÇÃO
METODOLOGIA
Nos últimos anos tem se ampliado o
interesse na utilização de cascas de árvores
no
biomonitoramento
da
poluição
atmosférica. No entanto para este uso é
necessário um estudo detalhado sobre os
parâmetros que afetam no acúmulo dos
poluentes nas cascas. Nos trabalhos
anteriores foram apresentados os resultados
das análises das cascas das espécies
Sibipiruna (Caesalpinia peltophoroides) e
Tipuana (Tipuana tipu) (Benth.) analisadas
pelo método de análise por ativação com
nêutrons (NAA) para a verificação da
homogeneidade da amostra preparada e dos
seus teores dos elementos com os diâmetros
dos troncos [1]. Posteriormente, foi feita a
comparação entre a composição elementar
das cascas de duas espécies arbóreas bem
como entre camadas distintas das cascas
[2]. Dando continuidade a este estudo, no
presente trabalho serão apresentados os
resultados da comparação entre os teores
dos elementos em cascas coletadas em
pontos de amostragem de diferentes níveis
de poluição e em faces opostas dos troncos
de uma árvore. Além disso, serão
apresentados os limites de detecção e de
quantificação dos elementos obtidos na NAA
e os resultados do controle de qualidade
analítico dos resultados.
As cascas de árvore foram coletadas no
Campus da Cidade Universitária de São
Paulo a 1,5 m do solo. Para comparação
entre pontos de amostragem com diferentes
níveis de poluição foi selecionado um ponto
com baixo fluxo veicular (Ponto 1) e um com
alto fluxo (Ponto 2). Para análise, foi
realizada a limpeza das cascas seguida da
remoção de cerca de 2 mm de espessura da
sua camada externa para a moagem em um
micro-moinho. Para NAA, alíquotas das
amostras na foram de pó foram irradiadas
juntamente com os padrões sintéticos de
elementos por um período de 16 h no reator
nuclear IEA-R1. As atividades gama
induzidas
foram
medidas
pela
espectrometria de raios gama e as
concentrações dos elementos foram
calculadas pelo método comparativo.
OBJETIVO
O presente trabalho tem como objetivo
avaliar os fatores que afetam na composição
elementar das cascas de árvores com a
finalidade de utilizá-las no monitoramento da
poluição atmosférica aplicando o método de
NAA.
RESULTADOS
Para o controle de qualidade dos resultados,
foi calculado o parâmetro Z-score [3] para os
resultados da análise do material de
referência certificado (MRC) Mixed Polish
Herbs (INCT-MPH-2) no qual foi obtido |Zscore| < 2, considerado satisfatório a um
nível de confiança de 95%.
A Tabela 1 mostra que os valores de limites
de detecção (LD) e quantificação (LQ) dos
elementos são inferiores aos resultados das
concentrações de elementos das cascas e
isto indica que o método de NAA é adequado
para análise deste tipo de matriz.
Na comparação entre as concentrações dos
pontos com diferentes níveis de poluição, os
resultados da Figura 1 mostram que os
teores dos elementos nas cascas coletadas
no Ponto 1 diminuem com o aumento do
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 110
diâmetro do tronco, provavelmente devido à
lixiviação da casca. No Ponto 2 há um
aumento nas concentrações, o que indica
um acúmulo com a idade da árvore.
Tabela 1. Limites de detecção (LD) e de
quantificação (LQ) dos elementos na análise
da casca de Tipuana.
Elementos
Tipuana
LD
LQ
Co, ng g-1
1312,7 + 13,4
3,6
11,3
Cr, µg g-1
1,75 + 0,02
0,03
0,09
Fe, µg g-1
583,1 + 3,1
2,2
6,8
1734,5 + 4,6
2,0
5,5
Rb, µg g-1
5,00 + 0,07
0,12
0,36
Sb,ng g-1
854,8 + 2,7
3,2
9,8
La, ng g
-1
Concentração
Ponto 2
Tabela 2. Concentrações de elementos em
cascas coletadas nas faces opostas (A e B)
do tronco da Tipuana.
Elementos
Face A
Face B
-1
607,6 + 8,5
876 + 12
-1
Co, ng g
Cr, μg g
2,41 + 0,02
6,67 + 0,05
-1
690,9 + 4,0
2134 + 11
-1
Fe, μg g
La, μg g
2,09 + 0,01
4,62 + 0,01
-1
3,53 + 0,07
5,51 + 0,09
-1
682,9 + 2,4
1534,5 + 3,6
Rb, μg g
Sb, ng g
CONCLUSÕES
Os resultados do MRC indicaram boa
exatidão e boa precisão, além disso, os
limites de detecção e determinação
indicaram a alta sensibilidade da NAA,
portanto o procedimento utilizado é
adequado para a determinação de
elementos em cascas de árvores.
A comparação entre os resultados obtidos
para os dois pontos de amostragem indica
que os teores dos elementos variaram com o
ponto de amostragem bem como com o
diâmetro do tronco. Além disso, os
resultados indicaram variação nos teores
dos elementos entre cascas coletadas de
faces opostas do tronco da árvore.
Os resultados indicaram que os parâmetros
estudados devem ser considerados na
coleta de cascas de árvore para uso no
biomonitoramento da poluição atmosférica.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
Diâmetro do tronco (cm)
Figura 1. Concentrações de elementos em
cascas da Tipuana de troncos com
diferentes diâmetros coletados nos pontos
de amostragem 1 e 2 (µg g-1, *mg g-1)
A Tabela 2 mostra que cascas coletadas em
faces opostas de um mesmo tronco (Faces
A e B) apresentaram concentrações distintas
de elementos. Isto se deve, entre outros
fatores, a inclinação do tronco, que pode
ocasionar diferença na lixiviação dos
elementos da casca.
[90] Santos, E. C.; Saiki, M. Resumos do
XVIII Seminário Anual PIBIC/ CNPq, 2012.
[91] Santos, E. C.; Saiki, M. Resumos do XIX
Seminário Anual PIBIC/ CNPq, 2013.
[92] Thompson, M. Analyst. v. 125, p. 385386, 2000.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPq / FAPESP / CNEN
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 111
Biossorção de urânio por Limnobium Laevigatum e Pistia Stratiotes
Fernando Cozim Melges e Júlio Takehiro Marumo
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN
INTRODUÇÃO
O uso de materiais biológicos para a
remoção de substâncias em solução é
conhecido
como
biossorção.
Os
mecanismos envolvidos no processo de
biossorção não são claros devido à
complexidade química dos materiais
biológicos. Adsorção, troca iônica e
complexação/coordenação
podem
ser
importantes mecanismos na remoção da
substância da solução [1]. A habilidade que
a biomassa possui de remover metais
pesados da solução pode ser utilizada no
tratamento de rejeitos radioativos.
OBJETIVO
Estudar a capacidade de remoção de urânio
em solução aquosa pelas macrófitas
Limnobium Laevigatum e Pistia Stratiotes.
METODOLOGIA
As soluções aquosas de urânio foram
preparadas dissolvendo nitrato de urânio em
água destilada com pH previamente ajustado
em 4, com ácido nítrico e hidróxido de sódio.
As macrófitas Limnobium Laevigatum e
Pistia Stratiotes foram fornecidas pelo Prof.
Edson Antônio da Silva da Universidade
Estadual do Oeste do Paraná. As duas
biomassas foram lavadas e então secas a
60°C por 24 horas. Depois elas foram
trituradas e separadas para obtenção de
partículas de tamanho entre 0,297 e 0,125
mm. Os experimentos de biossorção foram
realizados em triplicata por ensaios em
batelada. Nesses 0,1g da biomassa foi posto
em contato com 5 ml de solução. O sistema
foi agitado com o auxílio de um agitador
mecânico à temperatura ambiente (≈ 23°C)
pelo tempo necessário para se atingir o
equilíbrio
físico-químico,
definido
experimentalmente. Em seguida papel filtro
foi utilizado para separar a biomassa da
solução, que foi então analisada. As
concentrações das soluções de urânio foram
determinadas pelo Espectrômetro de
Emissão Óptica por Plasma Acoplado
Indutivamente (ICP-OES), modelo 7000 DV
(Perkin Elmer). A curva de calibração foi
criada
utilizando
soluções
padrões
preparadas através da diluição de uma
solução padrão de urânio. O comprimento de
onda utilizado para a quantificação dos íons
de urânio foi 424,167 nm. Primeiramente
foram realizados experimentos para se
determinar o tempo necessário para o
sistema entrar em equilíbrio. Depois foram
realizados experimentos para se avaliar o
comportamento do sistema quando há uma
mudança na concentração de urânio na
solução.
RESULTADOS
A quantidade de urânio removida da solução
por quantidade de biomassa q (mg/g) foi
determinada pela seguinte equação:
𝑞=
(Ci−Ce)
m
V
(1)
Em que V representa o volume inicial da
solução (L), m representa a massa do
biossorvente (g) e Ci e Ce representam a
concentração inicial e final respectivamente
(mg/L).
A captação das espécies de urânio como
função do tempo de contato entre biomassa
e solução é apresentada na Figura 1.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 112
Figura 1. Captação do urânio em função do tempo de contato, concentração inicial 150 mg/L
isotermas de biossorção de urânio utilizando
Limnobium Laevigatum e Pistia Stratiotes
respectivamente.
0,024
0,024
0,020
0,020
0,016
0,016
q (mmol/g)
q (mmol/g)
Diversos modelos de isotermas foram
utilizados para descrever os dados
experimentais. As Figuras 2 e 3 mostram as
0,012
0,008
0,008
0,004
0,000
0,00
0,012
0,004
EXPERIMENTAL DATA
RADKE-PRAUSNITZ
TOTH
0,02
0,04
0,06
0,08
0,10
0,000
0,00
EXPERIMENTAL DATA
TWO-SITE LANGMUIR
TOTH
0,02
0,04
0,06
0,08
0,10
Ceq (mmol/L)
Ceq (mmol/L)
Figura 2. Representação da melhor e pior
isoterma para os dados experimentais de
biossorção de urânio em Limnobium.
Figura 3. Representação da melhor e pior
isoterma para os dados experimentais de
biossorção de urânio em Pistia.
CONCLUSÕES
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
Os resultados mostram que a biossorção de
urânio em ambas biomassas é rápida e em
apenas 1 hora o equilíbrio é atingido entre a
biomassa e a solução. O modelo de RadkePrausnitz é o que melhor descreve a
biossorção de urânio em Limnobium, e o
modelo Langmuir Dois sítios é o que melhor
descreve a biossorção de urânio em Pistia.
[93]GADD, G.M. Biosorption: critical review
of
scientific
rationale,
environmental
importance and significance for pollution
treatment. J Chem Technol Biotechnol, v. 84,
p.13-28, 2009.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Agradecemos
financeiro.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
ao
CNPq
pelo
Pág. 113
apoio
Estudo de viabilidade técnica e econômica da reativação do Circuito
Experimental a Água do Centro de Engenharia Nuclear do IPEN
(CEA/CEN/IPEN)
Flávia Paladino Biaty, Marcelo da Silva Rocha e Otavio Luis de Oliveira
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN
INTRODUÇÃO
O Circuito Experimental a Água (CEA) do
Centro
de
Engenharia
Nuclear
(CEN/IPEN/CNEN-SP), também conhecido
como “Loop 70”, é uma planta semi-industrial
de testes termohidráulicos, podendo operar
como um circuito de reatores tipo BWR
(Boiling Water Reactors) ou PWR
(Pressurized Water Reactors) [1].
Projetada e construída na década de 1980,
deixou de ser utilizada ao longo do tempo e
hoje se encontra desativada.
Este projeto de pesquisa faz parte de um
plano de ação para a reativação do CEA,
sendo uma atividade constante do Plano de
Negócios do CEN/IPEN/CNEN-SP desde o
ano de 2013.
Para desenvolver o trabalho está sendo
utilizada a metodologia de Plano de
Negócios. Este funciona como um roteiro
que está proporcionando ampla visão do
empreendimento e que permite definir as
estratégias para se alcançar um objetivo
final.
Tal metodologia permite obter e organizar
grande quantidade de informações de forma
pragmática. Tendo em vista que esta é uma
ferramenta
concebida
e
aplicada,
principalmente, para a iniciativa privada, a
adaptação de sua estrutura para a realidade
de uma instituição pública vem sendo
necessária.
Para este trabalho estão sendo utilizadas as
diretrizes apresentadas em [2], assim como
os modelos do SEBRAE [3, 4] e do CIETEC
[5].
OBJETIVO
RESULTADOS
O objetivo deste trabalho é elaborar um
Plano de Negócios a fim de analisar a
viabilidade técnica e econômica relacionada
à
reativação
do
referido
Circuito
Experimental a Água (CEA).
Por meio dele será possível obter as
diretrizes e ações que definirão o futuro da
instalação, dadas as características e fatores
críticos de sucesso e fracasso presentes no
cenário em questão. Desta forma, caso o
projeto seja viável, os investimentos
necessários serão realizados de maneira
otimizada.
METODOLOGIA
Um documento vem sendo estruturado a
partir do modelo de Plano de Negócios
sendo possível obter um panorama da
situação do empreendimento ao longo da
pesquisa.
Por meio da análise de documentos
relacionados à construção da instalação [6]
e de reuniões com funcionários da CNEN
(que participaram da construção e da
operação do circuito) foram obtidas
informações
sobre
sua
origem,
planejamento e os fatores que levaram a sua
desativação.
A partir de [7,8] foram verificadas cerca de
50 instalações de teste em diversos países,
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 114
sendo os principais Estados Unidos, França,
Alemanha, Suíça, Japão e Coreia do Sul.
Assim, verificou-se quais ainda estavam em
funcionamento e quais seus principais
serviços oferecidos.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
A partir da análise do histórico e dos dados
levantados de outras instalações foram
definidos os serviços que serão realizados
após a reativação do CEA, os quais foram
divididos em três grupos principais: medição
de parâmetros termohidráulicos, teste de
equipamentos e análise de transientes
decorrentes de acidentes.
[2] BARON, ROBERT A.; SHANE, SCOTT A.
– “Empreendedorismo - Uma Visão do
Processo” – Thomson Pioneira – 2006.
Para
definir
os
fatores
críticos
(sucesso/fracasso) do empreendimento, foi
realizada uma análise estratégica conhecida
como
Análise
SWOT
(Strengths,
Weaknesses, Opportunities and Threats).
Na análise foram identificados 68 pontos
relevantes que influenciam diretamente o
empreendimento e que subsidiaram a
definição das metas a serem cumpridas para
viabilizar o sucesso da reativação do CEA.
Na sequencia foi possível elaborar um
cronograma físico-financeiro.
CONCLUSÕES
A metodologia de plano de negócios
(adaptada ao setor público) aplicada ao
estudo de viabilidade de reativação do CEA
tem se mostrado adequada.
O levantamento do histórico da instalação
tem demonstrado grande importância na
compreensão dos motivos que levaram à
desativação da instalação. Além disso, a
metodologia permitiu identificar inúmeros
fatores críticos (sucesso ou fracasso) que
influenciam diretamente sua total reativação.
Finalmente, tal desenvolvimento permitiu
vislumbrar
inúmeras
aplicações
da
instalação que poderão contribuir para o
desenvolvimento cientifico e tecnológico da
indústria nuclear.
[1] Descrição do circuito experimental do
IPEN – Instituto de Pesquisas Energéticas e
Nucleares – Relatório 1981/1982.
[3]EAD SEBRAE – “AE – Aprender a
Empreender”,
<http://www.ead.sebrae.com.br/queroempreender/ae-aprender-a-empreender/>,
acessado em 15/07/2013.
[4] EAD SEBRAE – “IPGN – Iniciando um
Pequeno
e
Grande
Negócio”,
<http://www.ead.sebrae.com.br/queroempreender/ipgn-iniciando-um-pequeno-egrande-negocio/>, acessado em 15/07/2013.
[5] CIETEC – Centro Incubador de Empresas
de
Base
Tecnológica,
<http://www.cietec.org.br>, acessado em
15/07/2013.
[6] FERNANDES FILHO, THOMAZ L. –
“Análises de Eventuais Acidentes em
Circuito Experimental de Água, Utilizando o
Código RELAP4” – IPEN – São Paulo, 1980.
[7] The History of Nuclear Power Plant
Safety,
<http://users.owt.com/smsrpm/nksafe/testfa
c.html>, acessado em 30/11/2012.
[8] NEA Research and Test Facilities
DataBase (RTFDB) <https://www.oecdnea.org/rtfdb/public/index.cgi>
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Os autores agradecem o apoio financeiro na
forma de bolsa de iniciação científica
oferecida pelo CNPq e pela CNEN.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 115
Efeitos do Fármaco Cloridrato de Propanolol para o anfípoda Hyalella azteca
Hayani Perez e Sueli Ivone Borrely
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN
INTRODUÇÃO
Com o avanço da medicina e da produção
das indústrias farmacêuticas, fármacos cada
vez mais resistentes e em quantidades não
desprezíveis estão sendo despejados nos
esgotos residenciais e contaminando os
efluentes e o ambiente aquático. Segundo
Dezotti [1], o monitoramento de fármacos
residuais no meio ambiente vem ganhando
interesse devido à diversidade de
substâncias que são frequentemente
encontradas em efluentes de Estações de
Tratamento de Esgoto (ETEs) e em águas
naturais, em concentrações na faixa de μg/L
a ng/L.
O Cloridrato de Propanolol ou apenas
Propanolol está entre essas substâncias
passíveis de serem detectadas no meio
aquático. Este fármaco atua no controle da
hipertensão e da ansiedade, podendo ser
usado também no controle de tremores
causados por determinados psicotrópicos
[2]. Quando no ambiente aquático, estes
resíduos podem se depositar ao fundo dos
rios (sedimento), atingindo os organismos
bentônicos, como crustáceos e moluscos.
Estes, por sua vez, podem transferir esses
resíduos através da cadeia trófica.
Para estudos de toxicidade de sedimentos é
comum utilizar a Hyalella azteca, que são
animais bentônicos e detritívoros, duas
características essências quando se
pretende
analisar
sedimentos.
Sua
sensibilidade e seu fácil manejo em
laboratório fazem da Hyalella azteca um
organismo frequentemente usado em
ensaios ecotoxicológicos com sedimentos. O
estudo dos sedimentos complementa a
avaliação da qualidade das águas em rios e
reservatórios.
Os anfípodas empregados no presente
estudo são da espécie Hyalella azteca,
apresentam um ciclo de vida em torno de
120 dias e a partir de 40 dias atingem a fase
adulta, quando já pode ser observado o
comportamento de cópula [3].
OBJETIVO
Determinar a concentração letal do fármaco
propanolol para o organismo Hyallela azteca.
METODOLOGIA
Para determinar as concentrações de efeito
para Hyallela utilizou-se o Cloridrato de
Propanolol (80mg). Um comprimido foi
dissolvido em água destilada com a ajuda de
um agitador magnético. Esta solução inicial
foi transferida a um balão volumétrico de
1000ml e completada com água destilada. A
partir da solução de 80 ppm foram
preparadas soluções para o ensaio: 20, 10,
5 e 2,5ppm, estas diluídas em água de
cultivo, perfazendo volume de 200ml para o
ensaio. Para o controle foi utilizada água
proveniente de Salto/SP, a mesma água
utilizada no cultivo dos organismos.
Foram preparadas 10 réplicas de cada
concentração mais o controle, cada réplica
recebeu 20ml de solução das respectivas
concentrações, um pequeno pedaço de
malha de nylon, servindo como substrato,
uma gota alimento, R.L. (Solução composta
por ração de peixe e levedura), sendo então
adicionado um organismo neonato. A partir
desse momento se inicia efetivamente o
ensaio e a exposição do organismo-teste ao
composto de interesse. O ensaio foi mantido
durante 96h em incubadora com fotoperíodo
de 16h e mantidos a 26°C±1.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 116
A validação da metodologia dos ensaios foi
realizada por meio de testes com o cloreto
de potássio (KCl).
RESULTADOS
Na figura 1 foram apresentadas as
concentrações do Propanolol que resultaram
em mortalidade para a Hyallela azteca,
enquanto que na figura 2 foram
apresentadas as concentrações do cloreto
de potássio que causaram efeito ao mesmo
organismo – teste.
Neonatos vivos
Ensaio com Propanolol
15
10
5
0
Neonatos vivos
Concentrações (ppm)
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1] DEZOTTI,M.;BILA,D.M. FÁRMACOS NO
MEIO AMBIENTE. Quim. Nova, Vol. 26, No.
4, 523-530, Rio de Janeiro.2003.
[2] EMS S/A, 2014. Propanolol – Cloridrato
de Propanolol 80mg.. São Paulo.
[3]PEREZ,H. Avaliação metodológica de
cultivo de Hyallela azteca para ensaios
ecotoxicológicos.
Apresentação
anual,
Simpósio de iniciação cientifica. São Paulo.
2012.
[4]ABNT. ASSOCIAÇÃO BRASILEIRA DE
NORMAS TÉCNICAS.
Toxicidade em
sedimento – Método de ensaio com Hyalella
spp (Amphipoda).nº15470,2007.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Figura 1: Sobrevivência versus concentração de
propranolol.
Ensaio com KCL
Neonatos vivos
alta do propanolol para esse anfípoda. Para
o ensaio com substância referência a
mortalidade superior a CL50 foi observada a
partir de 200 ppm de KCL.
Ao CNPq pelo auxílio financeiro e ao
IPEN/CTR pela oportunidade de estágio e
aprendizado.
15
10
5
0
Neonatos vivos
Concentrações (ppm)
Figura 2: Sobrevivência versus concentração de
cloreto de potássio.
CONCLUSÕES
Os ensaios foram conduzidos de acordo com
metodologia padronizada [4], sendo que 10
ppm < CL50 < 20 ppm, desse modo
confirmamos uma toxicidade relativamente
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 117
Caracterização do fluxo de nêutrons epitérmicos do reator IEA-R1 utilizando
o método bare triple monitor para o uso em análise por ativação
João Pedro de Oliveira Flores e Renato Semmler
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN
INTRODUÇÃO
O método k0[1] de ativação neutrônica,
desenvolvido pelo Institute for Nuclear
Sciences, em Gent, Bélgica, é uma técnica
de análise por ativação com nêutrons
considerada “quase absoluta”, que, em
razão da sua excelente exatidão e
praticidade, surgiu como técnica alternativa
e complementar ao método comparativo,
que tem sido utilizado com sucesso em
inúmeros experimentos realizados pelo
Laboratório de Ativação Neutrônica (LAN) do
IPEN.
Nesse método do k0 há a necessidade da
caracterização precisa da instalação de
irradiação e torna-se necessário a
determinação da razão entre os fluxos de
nêutrons térmico e epitérmico (f) e do
parâmetro () relacionado com a distribuição
de
fluxo
de
nêutrons
epitérmicos,
aproximadamente dada por 1/E1+. Estes
parâmetros são característicos da posição
de irradiação no reator nuclear. A
determinação destes parâmetros depende
de dois fatores de correção: Gth (fator de
correção para autoblindagem para os
nêutrons térmicos) e Ge (fator de correção
para autoblindagem para os nêutrons
epitérmicos).
utilização do método k0 de ativação
neutrônica no Laboratório de Ativação para
irradiações de curta duração (até 30min).
METODOLOGIA
O valor do parâmetro alfa foi determinado
pelo método bare triple monitor, porém com
a correção nos fatores de auto blindagem Gth
e Gep (autoblindagem para nêutrons térmicos
e epitérmicos respectivamentes).
Ambos os fatores Gth e Gep foram
determinados
utilizando
modelos
matemáticos encontrados na literatura[5-7].
A razão (f) entre os fluxos de nêutrons
térmico e epitérmico foi determinada pelo
método dos “bi monitores” utilizando-se os
dois isótopos do Zircônio (97Zr, 95Zr)
considerando agora os fatores de
autoblindagem.
RESULTADOS
Os valores obtidos para os fatores de
correção de autoblindagem Gth e Gep são
mostrados na TABELA 1.
TABELA 1 – Valores de Gth e Ge obtidos
Nuclídeo
197
O objetivo principal do presente trabalho
consistiu na determinação dos parâmetros 
e f do espectro de nêutrons epitérmicos E(1+) para a estação pneumática do reator
IEA-R1, utilizando o método bare triple
monitor[2] e o método dos bi-monitores[2]
considerando agora as correções para os
fatores
de
autoblindagem.
Uma
caracterização precisa desta posição de
irradiação possibilitará a implantação e
Au
94
Zr
96
Zr
Gth
Gep
0,9980  0,0005
0,9899  0,0004
1,0000  0,0007
0,9808  0,0001
0,9990  0,0002
0,9988  0,0010
Ambos os fatores de autoblindagem tiveram
influência sobre os parâmetros α e f que
foram recalculados como mostra a TABELA
2.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 118
TABELA 2 - Valores de  e f obtidos antes e depois
das correções
Parâmetros

f
Após as
correções
0,0396 ± 0,0006
35,43 ± 0,23
Antes das
correções[4]
0,0392 ± 0,0008
35,41 ± 0,23
A metodologia para a obtenção desses
resultados foi discutida melhor no trabalho
anterior.
[5]
MARTINHO
E,
SALGADO
J,
GONÇALVES I.F.Journal of Radioanalytical
and Nuclear Chemistry, Vol. 261, No. 3 637–
643.(2004)
[6] MARTINHO E., GONÇALVES
SALGADO
J..Applied
Radiation
Isotopes 58 371–375. (2003)
I.F.,
and
[7] GONÇALVES I.F., MARTINHO E,
SALGADO J.Applied Radiation and Isotopes
56 945–951. (2002)
CONCLUSÕES
Neste período, foi concluído o aprendizado e
uma familiarização com a metodologia de
cálculo dos fatores de autoblindagem. Os
fatores de correção Gth e Ge foram
determinados para os monitores 198Au, 95Zr e
97Zr. Os valores de  e f redeterminados
estão dentro de 1 desvio padrão sendo
portanto
compatíveis
com
aqueles
calculados anteriormente (mesmo não
levando em conta as correções para
autoblindagem nos cálculos anteriores).
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPq – PIBIC/PROBIC
Por outro lado os objetivos pretendidos para
o presente trabalho ficaram comprometidos
devido ao não funcionamento do reator IEAR1.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1] SIMONITS A, DE CORTE F, HOSTE J
Journal of Radioanalytical and Nuclear
Chemistry, 24, 31–46, 1975.
[2] DE CORTE F, MOENS L, SIMONITS A,
DE WISPERLAERE A, HOSTE J. Journal of
Radioanalytical and Nuclear Chemistry, 52,
295, 1979.
[3] SEMMLER R, FIGUEIREDO A. M. G.,
FLORES J. P. O., GONÇALEZ O. L.,
FEDERICO C. A.. XXXV Reunião de
Trabalho sobre Física Nuclear no Brasil,
Maresias, SP, 2012
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 119
Contribuição à garantia da segurança alimentar do pescado consumido na
cidade de São Paulo pela determinação de elementos por análise por
ativação com nêutrons
Karen Campos Fabiano e Edson Gonçalves Moreira
Instituto de Pesquisa Energéticas e Nucleares - IPEN
INTRODUÇÃO
OBJETIVO
O consumo de peixes no Brasil vem
aumentando durante os anos, por este ser
considerado um alimento fonte em proteínas
e ácidos graxos poliinsaturados. Por esse
motivo, o controle da qualidade do pescado
por parte das autoridades sanitárias
brasileiras tende a se intensificar, tendo
como preocupação importante a presença
de contaminantes inorgânicos com teores
considerados acima dos limites permitidos
para consumo. Dentro deste contexto, o
Laboratório de Ativação com Nêutrons do
IPEN - CNEN/SP participou de projeto de
cooperação técnica da Agência Internacional
de Energia Atômica voltado para a América
Latina (IAEA ARCAL CIII) visando à garantia
da
qualidade
alimentar
por
biomonitoramento de contaminantes em
moluscos e peixes. Nesta etapa do projeto, o
objetivo foi o cálculo dos limites de detecção
(LD) e quantificação (LQ) feitos através da
análise do material de referência NRCC
DORM-2 (músculo de cação) e, também, a
avaliação das incertezas do processo. O LD
indica o valor mínimo que pode ser
detectado por um método analítico e o LQ
está relacionado com a menor quantidade
que um determinado analito pode ser
quantificado através de um método analítico,
que nesse trabalho foi a Análise por Ativação
com Nêutrons Instrumental (INAA). A
avaliação da incerteza do processo de
medição é feita para permitir a interpretação
correta dos resultados.
Proporcionar
uma
visão
geral
da
determinação de elementos em pescados,
através da técnica de INAA de forma a
contribuir para a garantia da segurança
alimentar na cidade de São Paulo.
METODOLOGIA
As amostras dos peixes a serem analisados
foram obtidas através da Companhia de
Entrepostos e Armazéns Gerais de São
Paulo (CEAGESP). Para análise, as
amostras foram lavadas com água purificada
e limpas. Depois de eviscerado e limpo, o
tecido comestível foi liofilizado, moído e
peneirado. A determinação dos elementos
foi realizada com utilização de espectrômetro
de germânio hiperpuro após irradiação no
reator nuclear de pesquisa IEA-R1 por 8h e
sob fluxo de nêutrons térmicos de cerca de
1012 cm-2 s-1. Os radionuclídeos formados
foram identificados e as concentrações dos
elementos foram calculadas pelo método
comparativo. Para validação do método e
cálculo de LD e LQ foi analisado o material
de referência certificado (MRC) NRCC
DORM-2. O LD e LQ foram calculados a
partir da equação 1, 2 e 3 [1].
LD = 3,29 𝜎0
(1)
LQ = 10 𝜎0
(2)
𝜎0 =
√𝑅𝐹
(3)
𝑡𝑣
Onde:
RF = número de contagens da radiação de
fundo sob o pico do analito;
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 120
𝑡𝑣
= tempo total de medição da amostra
(tempo vivo).
Na TABELA 2 os resultados apresentados
são os da incerteza na amostra do material
de referência NRCC DORM-2.
RESULTADOS
Na TABELA 1 são apresentados os
resultados para LD e LQ para os elementos
detectados.
TABELA 1. Limites de Detecção, LD, e
Quantificação, LQ, em mg/kg, Determinados por
INAA, com utilização de 0,150 g de Amostra do
Material de Referência NRCC DORM-2.
Elemento
LD, mg/kg
LQ, mg/kg
As
Br
0,026
0,033
0,080
0,10
Co
Cs
Fe
0,018
0,015
7,2
0,054
0,046
22
K
289
878
Na
0,31
0,94
Rb
Sc
Se
Zn
0,49
0,0021
0,32
0,21
1,50
0,0064
0,99
0,65
Na Figura 1 são apresentadas as fontes de
incerteza associadas a cada uma das
grandezas envolvidas no cálculo de
concentração do método de INAA.
TABELA 2. Concentrações dos Elementos,
em mg/kg, Obtidas por INAA, para NRCC
DORM-2 (músculo de cação).
Elementos
As
Co
Cr
Fe
K (g/kg)
Na (g/kg)
Se
Zn
Concentração (mg/kg)
15,12 ± 0,56
0,0140 ± 0,0034
14,61 ± 0,59
133,2 ± 8,5
6,0 ± 1,4
3,406 ± 0,063
0,65 ± 0,11
5,14 ± 0,22
U, %
3,7
24
4,0
6,4
24
1,8
17
4,2
CONCLUSÕES
Do ponto de vista da detecção dos analitos,
o método de INAA utilizado é satisfatório
uma vez que os valores de concentração
calculados para os elementos nas amostras
de peixe são maiores do que os resultados
estimados para os limites de detecção, LD, e
quantificação, LQ, a partir da matriz do
material de referência NRCC DORM-2.
REFERÊNCIA BIBLIOGRÁFICA
[94]CURRIE, L. A. Nomenclature in
evaluation of analytical methods including
detection and quantification capabilities
(IUPAC Recommendations 1995). Anal.
Chim. Acta 391, 105-126, 1999.
[95]MOREIRA, E. G.; VASCONCELLOS, M.
B. A.; SAIKI, M.. Uncertainty assessment in
instrumental neutron activation analysis of
biological materials. J. Radioanal. Nucl.
Chem., 269 (2), 377-382, 2006.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNEN, CNPq, FAPESP, IAEA.
Figura 1. Diagrama de causa e efeito para a
determinação de elementos por INAA [2].
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 121
Avaliação de associação de compostos orgânicos, considerados
interferentes endócrinos, em sólidos suspensos de amostras de água da
represa do Guarapiranga, SP
Larissa Limeira da Silva e Elaine Arantes Jardim Martins
Instituto de Pesquisa Energéticas e Nucleares - IPEN
INTRODUÇÃO
Os estudos de corpos d’águas e sedimentos
contaminados são muito importantes para
pesquisas ambientais. O diagnóstico de
substâncias poluidoras, com características
orgânicas e inorgânicas, nas águas
superficiais e no sedimento de fundo é uma
importante ferramenta na avaliação da
poluição de reservatórios. A avaliação da
qualidade dessas águas tem como
referência de legislação a Resolução
n°357/2005
do
CONAMA
[1],
complementada pela Resolução n° 430, de
13/05/2011 [2].
Com intuito de avaliar as possíveis perdas no
processo de tratamento das amostras,
especificamente na etapa de filtração onde
pode ocorrer retenção dos compostos de
interesse devido à associação destes aos
sólidos suspensos que ficam retidos nas
membranas de filtração, este projeto de
pesquisa visa um estudo aprofundado para
determinar os compostos orgânicos que
possam se associar aos sólidos suspensos
em amostras de água. As matrizes avaliadas
neste trabalho são os sólidos suspensos e
água de amostras da represa do
Guarapiranga,
localizada
na
Região
Metropolitana de São Paulo (RMSP), sendo
considerada a maior e mais ameaçada entre
as 8 represas que compõe esse sistema, por
estar inserida em uma região altamente
populosa.
Interferentes endócrinos são substâncias
químicas sintéticas ou naturais, que
possuem a capacidade de agir sobre o
sistema endócrino de seres humanos e
animais através da mimetização dos
hormônios naturais estimulando respostas
diferentes das que seriam originalmente
geradas [3]. As atividades antrópicas são a
maior fonte de interferentes endócrinos no
meio ambiente e a presença desses
compostos nas águas superficiais está
diretamente relacionada com a eficiência dos
processos de tratamento de esgoto.
OBJETIVO
Determinar 15 compostos (cafeína, estrona,
androstano,
progesterona,
estradiol,
etinilestradiol, pentaclorofenol, bisfenol-A,
dietilftalato,
dibutilftalato,
nonifenol,
coprostanol,
colesterol,
colestanol
e
estigmasterol), sendo alguns considerados
interferentes endócrinos, que possam estar
associados aos sólidos suspensos em
amostras de água da Represa do
Guarapiranga.
METODOLOGIA
Para os estudos deste período foram
utilizadas amostras de água coletadas na
represa do Guarapiranga em 11/09/2012, em
frascos de vidro âmbar e mantidas
refrigeradas até análise no Laboratório de
Análises Química e Ambiental (LAQA) do
CQMA/IPEN. Para os estudos de adsorção
foram adicionadas, às amostras avaliadas,
concentrações conhecidas de uma misturapadrão contendo os compostos estudados e
deixados em contato pelo período de uma
semana. Essas amostras foram filtradas em
membranas de PTFE com porosidade de
0,45 µm, onde ficam retidos os sólidos
suspensos. As membranas foram então
submetidas ao processo de extração com
solventes em ultrassom. Foram realizadas
análises do teor de interferentes endócrinos
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 122
orgânicos nas amostras de água superficial
de acordo com metodologia existente no
LAQA[3-5], além dos testes realizados nas
membranas. Foram estudados os solventes
MeOH, Acetona, Hexano, ACN e a mistura
DCM:MeOH a fim de avaliar o mais
apropriado para a extração dos compostos
estudados.
Adaptando a metodologia sugerida pela
literatura, realizou-se a extração das
membranas em ultrassom por 1h30 com
duas vezes 15 mL de solvente. O volume de
solvente foi reduzido em fluxo suave de N2 e
avolumado a 1 mL. Deste extrato
avolumado, 500 µL foi derivatizado e ambos
foram analisados por CG/EM utilizando
métodos desenvolvidos no LAQA [3,5] e
validados conforme recomendado no
documento pelo INMETRO[6].
estudo mais aprofundado a
aperfeiçoar essa metodologia.
fim
de
RESULTADOS
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
Observou-se nos resultados que fica retida
na membrana uma quantidade significativa
dos compostos estudados, dependendo do
solvente utilizado. É preciso considerar que
houve problemas de adaptação do método
ao novo equipamento de ultrassom, não
sendo possível avaliar a % de recuperação e
a efetividade da metodologia adotada. Além
do estudo dos solventes, foi feita a avaliação
da afinidade de cada composto com a parte
sólida da amostra; mostrando que os
melhores resultados obtidos foram com
extração em meio diclorometano e metanol
[6;4]. Foi possível observar que o dietilftalato,
pentaclorofenol, bisfenol-A, progesterona e
etinilestradiol apresentam baixíssima ou
nenhuma afinidade com a parte sólida. Já
para os demais compostos estudados foi
observada uma afinidade moderada com a
parte sólida.
No estudo de extração observou-se que
tanto em amostras de água como em sólidos
suspensos retidos nas membranas nessas
mesmas amostras, foram encontradas
quantidades significativas dos compostos
estudados, sugerindo a eficácia do processo
por Ultrassom, porém ainda é preciso um
[1] BRASIL. MDUM/Conselho Nacional do
Meio Ambiente (CONAMA). Resolução n°
357 de 18/03/2005, Brasília, DF, 2011.
Disponível
em:
<http://www.mma.gov.br/port/conama/> em:
17/07/14.
[2] BRASIL. MDUM/Conselho Nacional do
Meio Ambiente (CONAMA). Resolução nº
430, de 13 de maio de 2011, Brasília, DF,
2011.
Disponível
em:
<http://www.mma.gov.br/port/conama/> em:
17/07/14.
[3] OTOMO, J.I.; MARTINS, E.A.J.;
MARQUES, M.N.; PIRES, M.A.F. In: 7°
CONIC, 2007, Sorocaba.
[4] BRITO, C.F. Dissertação de MestradoIPEN/USP, 2009.
[5] OTOMO, J.I., Dissertação de mestrado,
IPEN/USP, 2010.
[6] INMETRO – DOQ–CGCRE-008. V. 03.
Fev. 2010.
CONCLUSÕES
Os resultados obtidos neste segundo
período para um melhor entendimento da
dinâmica dos compostos estudados em
relação à afinidade com a parte sólida das
amostras de água foram bem satisfatórios,
considerando que uma parte significativa do
que foi adicionado ficou retido na membrana
filtrante.
Os solventes e misturas de solventes
avaliados na etapa de extração por
ultrassom contribuíram para a elucidação do
processo associação dos compostos de
interesse aos sólidos suspensos que ficam
retidos nas membranas de filtração.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPq/PIBIC e FAPESP
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 123
Caracterização de Amostras de Lâminas Cristalinas para Produção de
Filmes Finos
Lidia Ernestina Santana e Niklaus Ursus Wetter
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN
finas lâminas (de espessura de um cm, como
pode ser observado na figura 2).
INTRODUÇÃO
Pesquisas na área de ótica freqüentemente
requerem materiais com superfícies planas e
paralelas, gerando a necessidade de
preparação de amostras que atendam a esta
demanda. Para tanto, técnicas de polimento
destes materiais são utilizadas para
preparação de amostras com a qualidade
requerida para o desenvolvimento de
pesquisas nesta área.
A primeira etapa de preparação das
amostras inclui o corte, que define a
geometria da amostra, e a lapidação, que
retira o excesso de material da superfície
que será polida. Estes procedimentos
preparam a superfície para o seu
acabamento,
com
qualidade
ótica
necessária para sua utilização e, evitando
que o tempo de polimento
seja
excessivamente longo.
Neste trabalho de iniciação científica foi
realizado o polimento de lâminas cristalinas
de Nd:YLF, com o objetivo de utilizá-las
como parâmetro no crescimento de filmes
finos que poderão futuramente ter aplicações
em desenvolvimento de lasers.
Fig. 1 – Cristal Nd:YLF
Fig. 2 – Lâminas de Nd:YLF
Estas lâminas são fixadas no Jig, como é
possível observar na figura 3. A lapidação e
o polimento são realizados em politriz
especializada para polimento de cristais.
OBJETIVO
Este trabalho tem como objetivo a
caracterização de lâminas cristalinas para
serem utilizadas como parâmetro no
crescimento de filmes finos.
Fig. 3 – Lâminas presas com cera no
disco de ferro.
METODOLOGIA
RESULTADOS
O procedimento consiste no Corte de cristal
de YLF, (figura 1), dopado de neodímio em
Dois procedimentos foram realizados.
Inicialmente apenas uma lâmina foi polida, e
posteriormente, foram polidas 6 lâminas.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 124
Após o polimento, a qualidade das
superfícies das amostras foram analisadas
em um microscópio óptico com aumento de
quatro vezes, para constatar o resultado [1].
Em seguida, para verificação da superfície, a
amostra
foi
analisada
com
luz
monocromática e polarizada fazendo-se uso
de um substrato ótico, de planicidade
determinada em λ/10 para medir o desvio da
planicidade em frações do comprimento de
onda [2]. O resultado pode ser observado
nas figuras 4 e 5, logo abaixo:
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1] FYNN, G. W. POWELL W.J.A. “ Cutting
and Polishing optical and electronic
materials”. 2a ed. Bristol: Adam Hilger, 1988.
[2] HARIHARAN, P. ."Interferometric testing
of optical surfaces: absolute measurements
of flatness", Opt. Eng. 36, 2478 (1997).
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Conselho Nacional de desenvolvimento
Cientifico e Tecnológico, CNPq.
Fig. 4. Primeiro procedimento: Franjas
de interferência.
Fig 5. Segundo procedimento: polimento
de 6 amostras cristalinas.
CONCLUSÕES
Neste trabalho de iniciação científica foi
estudada a técnica de polimento de
superfícies com qualidade ótica. Foi obtido
êxito no trabalho, visto que as superfícies
polidas apresentam qualidade ótica, e estão
sendo utilizadas pelo laboratório de
crescimento de cristais para o crescimento
de filmes finos que poderão futuramente ser
utilizados na produção de lasers de alta
potência.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 125
Avaliação da genotoxicidade em caráter pré-clínico da Ubiquicidina utilizada
para produção de radiofármacos no IPEN utilizando metodologia modificada
Luma Ramirez de Carvalho, Ivette Zegarra Ocampo e Daniel Perez Vieira
Instituto de Pesquisas energéticas e Nucleares - IPEN
INTRODUÇÃO
A incidência do câncer no Brasil, como em
todo o mundo, acompanha o envelhecimento
populacional decorrente do aumento da
expectativa de vida. O número estimado
para 2014/2015 é de aproximadamente 576
000 casos novos de câncer no Brasil,
incluindo os casos de pele não melanoma,
apresentadas por taxa bruta de incidência
por 100 000 habitantes [1].
São usuais protocolos de diagnóstico e
tratamento e tratamento de tumores que
envolvem a administração de radiofármacos,
que são compostos bioativos carreadores de
isótopos radioativos específicos e que tem a
capacidade de tornar células, tecidos ou
órgãos-alvo detectáveis, além de terem a
capacidade de induzir dano genotóxico ou
citotóxico significativo nos tecidos em que se
concentram [2].
Para correta utilização destes compostos em
pacientes, são necessárias baterias de
testes in vitro e in vivo, que compõem os
denominados estudos pré-clínicos, e sua
função é a de determinar a eficácia e a
segurança
farmacológica
de
um
determinado composto [3].
OBJETIVO
genotoxicidade in vitro com ensaios de
frequência de micronúcleos, utilizando
quantidades estabelecidas de ubiquicidina
não radiomarcado. O projeto é continuidade
e extensão de uma linha de pesquisa do
grupo, que avalia o potencial genotóxico e
citotóxico de radiofármacos do IPEN
segundo os termos do Edital Interno
IPEN/2013-2.
METODOLOGIA
Um dos testes de segurança toxicológica é o
de frequência de micronúcleos in vitro [4], um
sistema eficiente de teste genotoxicidade. A
técnica baseia-se na observação de
micronúcleos em células de mamífero (CHOKI) expostas a diversas concentrações do
mesmo composto. Os micronúcleos são
fragmentos derivados de dano (quebra) do
DNA adquirem a forma de micronúcleos,
com coloração análoga à dos núcleos
principais e com 5 a 30% de seu tamanho [5].
Neste teste são consideradas genotóxicas
as concentrações cuja frequência de células
binucleadas com micronúcleos ultrapassa
em duas vezes a frequência observada nos
controles (frequência espontânea).
RESULTADOS
Por meio da RDC 64 (Dez/2009), a ANVISA
determina a necessidade da realização de
testes pré-clínicos para atestar a presença
ou ausência de toxicidade de um dado
radiofármaco anteriormente ao seu registro.
Desta forma, o objetivo do trabalho é
contribuir com a bateria de testes de
Os experimentos levaram em consideração
também a presença da fração S9, mistura
complexa derivada de fígado de ratos que
simula a degradação hepática. Com ou sem
S9, as células expostas a equivalentes a
1/10, 1 ou 10 vezes a concentração máxima
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 126
administrada em pacientes não mostraram
qualquer grau de genotoxicidade ou
aneugênese, com níveis estatisticamente
semelhantes (p<0,05) em relação aos
controles.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Projeto
financiado
com
recursos
orçamentário IPEN – Projeto contemplado
com verba do Edital Interno IPEN 2013/2.
CONCLUSÕES
Ubiquicidina foi considerada segura para uso
em humanos, desde que mantido o limite
máximo descrito.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1] Instituto Nacional de Câncer (INCA/PROONCO) - Ministério da Saúde. Estimativa da
incidência de câncer no Brasil 2014. Rio de
Janeiro, 2014.
[2] de Araújo, E.B.; Lavinas, T.; Colturato,
M.T.; Mengatti, J.; Rev. Bras. Ciências
Farm.; 44(1), p.1-12; 2008.
[3]
International
Conference
on
Harmonisation of Technical Requirements
for Registration of Pharmaceuticals for
Human Use (1995) ICH Harmonised
Tripartite Guideline. S2A. Guidance on
Specific Aspects of Regulatory Genotoxicity
Tests for Pharmaceuticals.
[4] Organisation for Economic Co-operation
and Development (2010) OECD Guidelines
for the testing of Chemicals – Test 487: In
vitro Mammalian Cell Micronucleus Test.
[5] Heddle JA, Fenech M, Hayashi M,
MacGregor JT. Reflections on the
development of micronucleus assays.
Mutagenesis. 2011 Jan;26(1):3-10.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 127
“Caracterização dos Componentes do Veneno de Crotalus durissus
terrificus”
Marcela Di Giacomo Messias e Nanci do Nascimento
Instituto de Pesquisa Energética e Nuclear - IPEN
INTRODUÇÃO
METODOLOGIA
O gênero de serpentes Crotalus tem se
destacado ao longo do tempo, pois há
grande interesse na pesquisa de substâncias
bioativas de seu veneno. Este gênero, no
Brasil, é representado por uma única
espécie, Crotalus durissus, classificadas em
subsespécies como, Crotalus durissus
terrificus, Crotalus durissus collilineatus,
Crotalus durissus cascavella, Crotalus
durissus ruruima e Crotalus durissus
marajoensis. Essas subespécies são
distribuídas
geograficamente,
e
são
encontradas nas mais diversas regiões do
Brasil [1]
O “pool” de veneno de Crotalus durissus
terrificus foi cedido gentilmente pelo CEVAP
– Centro de Estudos de Venenos Animais de
Botucatu, já liofilizado. Foram pesados 20ug
do veneno e dissolvidos em 1,2 ml tampão
Formiato de Amônio 100mM em pH 3,0. O
pH ácido é preferível pois quando este
veneno é dissolvido em pH básico, a fração
de crotoxina pode precipitar. Para
caracterização do veneno no equipamento
ÄKTA Purifier, utilizamos a coluna Superdex
75 10/300 GL (GE Healthcare), que foi
previamente ambientada com o tampão
Formiato de Amônio. Utilizamos absorbância
de 280 nm, com um fluxo de 0,6 ml/min. Os
picos indicados no cromatograma foram
coletados, congelados à -80ºC e liofilizados
para realização de novos experimentos, que
serão: Eletroforese (SDS-PAGE), para
comparativo
dos
cromatogramas
e
Zimografia para verificar a ação proteolítica
do veneno.
Os venenos de serpentes são complexos,
pois possuem atividades biológicas diversas.
Suas proteínas estão presentes em 90 a
95% do peso seco do veneno, nestas, estão
inclusas enzimas, toxinas não enzimáticas e
proteínas não tóxicas. Já a fração não
representada por proteínas compreendem
cátions
metálicos,
carboidratos,
nucleosídeos, aminas biogênicas e níveis
menores de aminoácidos livres e lipídeos.
Então, quando se elucida a especificidade do
perfil proteômico dos venenos de serpentes,
as oportunidades de aplicabilidades na
medicina se tornam amplas, portanto, a
importância
da
pesquisa
sobre
a
caracterização das peçonhas se torna de
grande valia [2].
OBJETIVO
O trabalho tem como objetivo caracterizar as
frações do veneno bruto da espécie Crotalus
durissus terrificus.
RESULTADOS
Normalmente, quando o veneno crotálico é
separado
em
frações,
através
de
cromatografia de exclusão molecular,
encontram-se quatro frações conhecidas: a
crotoxina, crotamina, giroxina e convulxina.
Este veneno, possui um complexo que
constitui 50% do total, denominada
crotoxina, composta por subunidades
denominadas fofolipase A2, e crotamina
[3,4].
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 128
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPQ
Figura 1. Os picos obtidos através da
cromatografia de exclusão molecular (Gel
Filtração), respectivamente: convulxina (I),
giroxina(II), crotoxina (III), crotamina (IV) e
peptídeos (V).
CONCLUSÕES
O método cromatográfico foi eficiente no
isolamento das toxinas do veneno da
cascavel brasileira, estando pronto para a
etapa de caracterização.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[96]Pinho, F. M. O. & Pereira, I. D. (2001)
Ofidismo. Rev. Ass. Med. Brasil.27(1): 24.
[97]Caproni, P. (2009). Ação da Bothrops
toxina-1 do veneno total de Bothrops
jararacussu irradiados sobre o sistema
imune. 60f. Dissertação (Mestrado) Instituto de Pesquisas Energéticas e
Nucleares, Universidade de São Paulo,
São Paulo.
[98] Puig, J., Vilafranca, M., Font, A. (1995).
Acute intrinsic renal failure and blood
coagulation disorders after a snake bite in
dog. J Small Anim Tract; 36: 333-336
[99] Roodeted, A.R., Dolab, J.A., Segre, L.
(1996). Fisiopatologia Y Diagnóstico del
ataque por serpientes venenosas. Una
breve actualización; 77: 64-71.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 129
Avaliação da citotoxicidade, fototoxicidade e genotoxicidade do óleo fixo de
Pterodon emarginatus Vogel
Marcelly Tochimi Uemura, Patricia Santos Lopes e Monica Beatriz Mathor
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN
INTRODUÇÃO
Pterodon emarginatus Vogel é facilmente
encontrada no cerrado e pode ser usada
como promotores de permeação ou agente
antioxidante devido à presença de
diterpenos e flavonóides.
OBJETIVO
O objetivo deste estudo foi avaliar a
citotoxicidade,
fototoxicidade
e
genotoxicidade do óleo fixo de sucupira.
METODOLOGIA
Os ensaios foram realizados sob condições
assépticas, em ambiente controlado,
utilizando
materiais
e
reagentes
esterilizados, no laboratório do Centro de
Tecnologia das Radiações - Instituto de
Pesquisas Energéticas e Nucleares (CTRIPEN-CNEN /SP). Células da linhagem Balb
3T3 (CCL-163, ATCC), cresceram em meio
DMEM, suplementado e foram incubadas a
37°C e 5% de CO2 na concentração de
2x104(cel/poço). Nos testes de citotoxicidade
as concentrações da amostra (1,25; 2,50;
5,00; 10,0; 20,0; 40,0; 80,0; 160 µg/100µL) e
do solvente PEG 400 (1,11; 0,555; 0,277;
0,139; 0,069; 0,035; 0,017; 0,009 μL/100μL)
foram adicionadas a placas de 96 poços e
incubadas por 24 horas. Para os testes de
fototoxicidade as células foram cultivadas da
forma já descrita e dispostas em 4 placas
sendo 2 para o óleo fixo de sucupira e duas
para o solvente PEG 400. Foram
adicionadas as amostras nas concentrações
(0,3125; 0,0625; 0,125; 0,25; 0,50; 1,00;
2,00; 4,00 μg/100 μL) para o extrato, já para
o solvente (1,11; 0,555; 0,277; 0,139; 0,069;
0,035; 0,017; 0,009 μL/100 μL). Após 1 hora
da adição das amostras, as placas foram
transferidas para câmara de ensaio de
fototoxicidade onde permaneceram por
1 hora (5 J/cm2) [1]. Após o período de
24 horas em ambos os testes, o meio de
cultura foi retirado e adicionada a solução do
corante vital MTS. Após 3 horas de
incubação, foi realizada a medida de
absorbância (490 nm) em espectrofotômetro
de placa de ELISA [2]. No ensaio de
genotoxicidade foi utilizada a linhagem de
células CHO-K1 (2×104 cel/poço), em meio
RPMI e incubadas durante 48 horas a 37 ° C
em 5% de CO2. O teste foi realizado em
duplicado, com e sem a presença de um
sistema de ativação metabólico S9. Antes da
exposição das células ao óleo fixo de
Sucupira em três concentrações diferentes
(0,09; 0,17 e 0,34 μg/ml) definidas no método
de teste de citotoxicidade. Procedimento foi
baseado no guia da OECD 487 [3].
RESULTADOS
O experimento de citotoxicidade mostrou
que todas as concentrações testadas do óleo
fixo não foram citotóxicas, observando-se
índice de viabilidade celular de 100%. O
solvente PEG 400, nas concentrações
testadas, não interfere no resultado,
mantendo a viabilidade celular (Dados não
mostrados). Desse modo, todas as
concentrações foram consideradas seguras
na faixa de concentração considerada ativa.
Na tabela 1 observa-se que os valores para
CBPI para amostras com S9 não apresenta
um aumento no número de ciclos de células
em comparação com os respectivos
controles de células.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 130
Tabela 9 - Médias do CBPI (Cytokinesis-Block
Proliferation Index) e RI (Replication Index)
Sem S9
Amostras
CBPI (0.01 ±
erro)
Com S9
RI (%) (± DP)
CBPI (0.01 ±
erro)
RI (%)
(± DP)
nenhum dos ensaios nas diferentes
concentrações testados no intervalo em que
há ação antioxidante (0,097 a 25,0 µg/
100µL) de acordo com Dutra et al. (2008).
-------------
CHO-K1 Controle (CC)
1,71
--------------
1,61
-
Controle Negativo NaCl (NaCl)
1,59
82,53 ± 4,20
1,66
109,07
±
17,06
Controle Clastogenico Mitomicina
C (MTMC)
1,71
100,44 ± 10,27
-------------
-----------
Controle Clastogenico Benzo [α]
pireno (BZP)
---------------
---------------
1,16
27,08
± 4,46
Controle Aneugenico Colchicina
(COLCH)
1,65
99,29 ± 4,52
------------
-----------
Solvente PEG 400 Controle (PEG
400)
1,68
96,56 ± 5,39
1,63
103,21
±
13,65
Controle Óleo Fixo de Sucupira
0,09mg/mL (C1)
1,57
80,28 ± 7,27
1,62
102,15
±
15,63
Controle Óleo Fixo de Sucupira
0,17mg/mL (C2)
1,59
83,32 ± 12,48
1,65
107,10
±
12,75
Controle Óleo Fixo de Sucupira
0,34mg/mL (C3)
1,59
83,33 ± 1,04
1.66
108.16
±
14.49
Na tabela 1, para todas as amostras, com a
exceção de o benzo [α] pireno com S9,
valores de RI foram superiores a 50%,
resultando em baixas quantidades de células
citostáticas, garantindo a integridade celular.
Figura 2: Gráfico criado pelo programa Phototox®,
com as leituras feitas da fototoxicidade do óleo fixo de
Sucupira (C) e do solvente PEG 400 (B), na presença
e na ausência de radiação UVA.
O potencial de fototoxicidade é avaliado por
um software [4] usando duas medidas: Fator
de Foto-Irritabilidade (PIF) e a média do
efeito fototóxico (MPE). De acordo com o
preconizado pela OCDE 432 [2] o óleo fixo
com MPE igual a 0.046 e PIF igual a 1 não
apresenta fototoxicidade, assim como o
solvente onde MPE é -0.012 e PIF igual a 1.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[100]OECD. In vitro 3T3 NRU phototoxicity
test. Guideline for testing ofchemicals.
OECD/OCDE, n. 432, 2004.
[101]ICCVAM, 2006. Peer review panel
report: The use of in vitro basal cytotoxicity
test methods for estimating starting doses for
acute oral systemic toxicity testing. NIH
publication nº: 07-4519. ResearchTriangle
Park:
NationalToxicologyProgram.
Disponível
em:
<http://iccvam.niehs.nih.gov/methods/invitro.
htm>. Acesso em: 25 fev. 2010.
[102]Test No. 487: in vitro Mammalian Cell
Micronucleus test (MNvit), 2010. IN:
<http://www.oecdilibrary.org/docserver/download/9748701e.p
df?expires=1366471876&id=id&accname=g
uest&checksum=7BD6F0DF313C48D36907
E9E8E540CCCC>.
[103]PHOTOTOX®: Statistical Software
Phototox Version 2.0 for OECD Test
Guideline
432.
Disponível
em:
http://www.oecd.org/searchResult/0,3400,en
_2649_201185_1_1_1_1_1,00.html>
Acesso em: 29 set. 2008.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPq, bolsa PIBIC - Instituto de Pesquisas
Energéticas e Nucleares.-Ipen/CNEN-SP.
CONCLUSÕES
De acordo com os resultados o óleo fixo
Sucupira não apresentou toxidade em
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 131
Estudo da correção fenotípica do nanismo após eletrotransferência do
gene do hormônio de crescimento humano em camundongos anões
imunodeficientes
Mayara Ledier de Azevedo e Cibele Nunes Peroni
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN
INTRODUÇÃO
A terapia gênica consiste na introdução de
genes funcionais em células específicas de
um indivíduo ou animal. Esta transferência
de material genético visa a reposição de um
gene defeituoso/ausente ou a introdução de
novas funções na célula [1]. Para aumentar
a eficiência dessa metodologia in vivo, a
injeção direta de DNA plasmidial pode ser
utilizada
em
conjunto
com
a
eletrotransferência.
OBJETIVO
O objetivo principal é a realização de estudos
que nos levem em direção à máxima
correção fenotípica possível do nanismo,
utilizando
camundongos
anões
imunodeficientes (lit/scid), tratados com o
gene do hormônio de crescimento humano
(hGH) e a técnica da eletrotransferência.
METODOLOGIA
Camundongos anões imunodeficientes da
linhagem CB17-Ghrhr lit/+ Prkdc scid/Bm
(lit/scid), foram anestesiados com uma
mistura de quetamina e xilazina, via
intraperitoneal. Os pêlos da região do
músculo quadríceps e tibial anterior foram
raspados. O músculo quadríceps foi exposto
para receber a injeção com a enzima
hialuronidase (20 U/50 µL) e para o tibial
anterior não exposto houve uma alteração do
volume final desta enzima (20 U/20 µL).
Após 30 minutos, foram injetados 50 µg do
plasmídeo pUC-UBI-hGH, que possui o gene
do hGH, em um volume de 20 µL/animal. Em
seguida, foi realizada a eletroporação nestes
músculos, utilizando os parâmetros já
padronizados anteriormente: 8 pulsos de 20
ms e 0,5 s de intervalo e 90 V/cm [2] ou uma
combinação de um pulso alto e curto (800
V/cm e 100 µs) e um pulso baixo e longo
(100 V/cm e 400 ms), que denominamos
HV/LV. Solução salina foi administrada,
como controle, em um volume de 20
µL/animal. Para todos os experimentos
foram alterados os volumes de todas as
administrações, onde o volume de
hialuronidase, da solução para diluição do
pUC-UBI-hGH e da solução salina do grupo
controle passou de 50 μl para 20 μl/animal,
uma vez que foi observado que o volume
anterior era um pouco grande em relação ao
tamanho do músculo destes camundongos
anões. O sangue dos animais foi coletado
para dosagem de hGH por radioimunoensaio
e o peso dos mesmos foi monitorado
utilizando balança digital, durante um ensaio
de 60 dias, assim como as medidas iniciais e
finais do comprimento total do corpo (da
ponta do nariz ao final da cauda), da cauda
e dos fêmures direito e esquerdo, com
paquímetro digital.
RESULTADOS
Foi realizado um experimento utilizando os
músculos quadríceps e tibial anterior com o
principal objetivo de observar se a
administração do plasmídeo pUC-UBI-hGH,
sem a exposição prévia do músculo, seria
capaz de expressar o hGH na circulação de
camundongos lit/scid. Após 3 dias da
administração, foi coletado o sangue para
determinação de hGH no soro destes
animais. Como pode ser observado na
Figura 1, os grupos que apresentaram os
maiores níveis deste hormônio foram
tratados no músculo quadríceps com
exposição (5,03 ± 2,15 ng hGH/mL), ou no
músculo tibial anterior sem exposição (3,45
± 0,91 ng hGH/mL), seguidos de
eletrotransferência de alta e baixa voltagem
(HV/LV).
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 132
(salina), indicando a importância de
realização deste tipo de tratamento em
animais mais jovens.
Figura 1: Níveis de hGH no soro de camundongos lit/scid após a
administração do plasmídeo pUC-UBI-hGH ou de salina, seguida
de diferentes protocolos de eletrotransferência; salina, sem
exposição do músculo quadríceps, seguida de eletrotransferência
com 90 V/cm (
); salina, com exposição do músculo quadríceps,
seguida de eletrotransferência HV/LV (
);pUC-UBI-hGH, no
músculo quadríceps com (
) e sem exposição (
), seguida de
eletrotransferência com 90 V/cm; pUC-UBI-hGH, no músculo
quadríceps sem (
) e com (
) exposição, seguida de
eletrotransferência HV/LV; pUC-UBI-hGH, no músculo quadríceps
exposto, seguida de eletrotransferência com 90V/cm, (
); pUCUBI-hGH, no músculo tibial anterior sem exposição, seguida de
eletrotransferência HV/LV (
).
Com base nos resultados do experimento
anterior, foi realizada uma administração do
DNA plasmidial nos músculos tibial anterior
direito e esquerdo. Após 30 dias, a variação
de peso corpóreo do grupo tratado de 40
dias, em relação ao dia inicial ao tratamento
foi de 3,64 g, um valor muito superior ao do
grupo de 80 dias que foi de 2,07 g e do grupo
controle, de -0,01 g/camundongo/dia. Após
ter sido observada uma estabilização na
variação de peso corpóreo dos grupos
tratados, foi realizada uma segunda
administração (dia 41) utilizando os mesmos
parâmetros da primeira cirurgia. No final do
tratamento de 60 dias, a inclinação da curva
de variação de peso do grupo de
camundongos jovens tratados de 40 dias
(0,083 g/camundongo/dia) foi o dobro da do
grupo tratado de 80 dias (0,040
g/camundongo/dia) e ambas foram bem
superiores em relação a do grupo controle
(0,001
g/camundongo/dia).
Para
os
camundongos de 40 dias foi obtido um
aumento de peso corpóreo de 84%, em
relação aos valores iniciais.
Todos os parâmetros de crescimento foram
superiores para o grupo de camundongos de
40 dias em relação aos de 80 dias e controle
Figura 2: Variação de peso de camundongos lit/scid de 40 (
)
e 80 dias (
) no momento da administração de DNA plasmidial
ou solução salina (
), seguida de eletroporação, nos músculos
tibial anterior direito e esquerdo e de camundongos scid sem
tratamento de 40 (
) e 60 (
) dias.
CONCLUSÃO
A partir dos resultados obtidos podemos
concluir que os maiores níveis de hGH
presentes no soro dos camundongos dos
grupos tratados foram no músculo
quadríceps com exposição e também no
músculo tibial anterior, seguidos de
eletrotransferência, utilizando um pulso alto
e curto e um pulso baixo e de longa duração
(HV/LV). Este tipo de eletrotransferência é
interessante, pois o primeiro pulso auxilia na
permeabilização celular e o segundo no
transporte eletroforético do DNA através da
membrana, além de ser menos invasivo.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1] Edelstein M. L., Abedi M. R., and Wixon,
J. Gene therapy clinical trials worldwide to
2007 - an update. J. Gene Med. 2007; 9:
833-842.
[2] Higuti E., et.al. Growth responses
following a single intra-muscular hGH
plasmid administration compared to daily
injections of hGH in dwarf mice. Curr Gene
Ther. 2012; 12: 437-443.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPq e FAPESP
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 133
Caracterização Microestrutural e Magnética de Ligas e Ímãs Sinterizados
Obtidos por Hd
Melissa Rohrig Martins da Silva e Dr. Hidetoshi Takiishi
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN
Uma das grandes contribuições tecnológicas
no
desenvolvimento
de
materiais
magnéticos é a aplicação de hidrogênio na
obtenção de ímãs permanentes de terras
raras. O processo de decrepitação por
hidrogênio (HD) é utilizado na obtenção de
ímãs permanentes sinterizados, com a
finalidade de melhorar suas propriedades
magnéticas e, também, diminuir custos de
fabricação [1, 2].
OBJETIVO
O objetivo deste trabalho consiste na
caracterização microestrutural e magnética
de ímãs permanentes preparados via HD à
base da mistura das ligas de Pr20FeBalB5Cu2
e Pr14FebalCo16B6Nb0,1(AlSiCuGaGd)0,3 com
a finalidade de se obter uma terceira liga de
composição
Pr16FebalCo11,07B5,69Nb0,07Cu0,82(AlSiGaGd)0,21.
METODOLOGIA
Utilizou-se a mistura das ligas de
Pr14FebalCo16B6Nb0,1(AlSiCuGaGd)0,3
e
Pr20FeBalB5Cu2, ambas em estado bruto de
fusão,
obtendo-se
a
composição
Pr16FebalCo11,07B5,69Nb0,07Cu0,82(AlSiGaGd)0,21.
Em um procedimento análogo, a composição
final desejada foi produzida a partir das
mesmas matérias primas, porém a liga
Pr14FebalCo16B6Nb0,1(AlSiCuGaGd)0,3
foi
submetida à tratamento térmico prévio
(1070°C por 20 horas).
Posteriormente, cada uma das misturas de
ligas passou pelo processo de decrepitação
por hidrogênio (HD). Após este tratamento
as ligas obtidas foram moídas em moinho
planetário por 90 min com velocidade de 150
rpm.
Os
pós
foram
compactados
isostaticamente com pressão de 200 MPa. A
sinterização foi feita com três patamares
como mostra a figura 1 e permaneceu a
1060°C por 1 hora.
1100
60 min
1000
900
7°C/min
800
Temperatura (°C)
INTRODUÇÃO
20 min
700
600
500
5°C/min
400
20 min
300
200
5°C/min
100
0
0
50
100
150
200
250
300
Tempo (min)
Figura 1: Temperatura (ºC) em função do
Tempo (min.) nos patamares de
sinterização.
A caracterização das ligas e ímãs foi feita por
meio de Microscopia Eletrônica de Varredura
(MEV) e as propriedades magnéticas foram
determinadas utilizando o Permeâmetro.
RESULTADOS
Na figura 2(A), observa-se a presença de
quatro fases: a fase matriz Pr2(FeCo)14B (ᶲ),
a fase rica em praseodímio Pr3(FeCo) (Pr), a
fase de Laves Pr(FeCo)2 (ᶯ) e a fase rica em
ferro FeCo (Fe). Após o tratamento térmico
(1070ºC
–
20
horas)
da
liga
Pr14FebalCo16B6Nb0,1(AlSiCuGaGd)0,3 a fase
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 134
rica em ferro (Fe) foi absorvida pela matriz,
como se observa na figura 2 (B):
Tabela 1: Propriedades Magnéticas dos
Ímãs HD
Liga
Br
[KG]
iHc
[KOe]
bHc
[KOe]
(BH)máx
[MGOe]
FQ
razão
S/TT
2,2
5,9
1,9
1
0,27
C/TT
9,2
6,8
5,5
18,48
0,6
CONCLUSÕES
A partir dos resultados obtidos, pode-se
concluir que:
O tratamento térmico, a 1070°C por 20
horas, foi eficiente, pois eliminou a fase rica
em ferro (Fe), como confirmam as
micrografias apresentadas.
Figura 2: Micrografias obtidas por MEV da
liga Pr14FebalCo16B6Nb0,1(AlSiCuGaGd)0,3 (A) antes do Tratamento Térmico, e (B)
após o Tratamento Térmico.
Na tabela 1 podem ser verificadas as
propriedades magnéticas dos ímãs obtidos
neste estudo. O ímã produzido com a
mistura
cuja
liga
Pr14FebalCo16B6Nb0,1(AlSiCuGaGd)0,3
foi
submetida
ao
tratamento
térmico,
apresentou
elevados
valores
de
propriedades magnéticas em relação à
mistura nas quais nenhuma das ligas foram
tratadas termicamente.
Foram obtidas melhores propriedades
magnéticas para o ímã preparado com a
mistura
na
qual
a
liga
Pr14FebalCo16B6Nb0,1(AlSiCuGaGd)0,3
foi
tratada termicamente, sendo: Br = 9,2 KG
(remanência); iHc = 6,8 KOe (coercividade
intrínseca); bHc = 5,5 KOe (coercividade
indutiva); BH máx = 18,48 MGOe (produto de
energia máximo) e FQ = 0,43 (fator de
quadratura), comprovando que a fase rica
em ferro é prejudicial as propriedades
magnéticas.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[104] Harris, I. R The potencial of hydroggen
in permanent magnet production. J. Less
Common Metals, v.131, p. 245-262, 1987.
[105] Ragg, O.; Keegan, G.; Nagel, H.;
Harris, I.R. The HD e HDDR process in the
production os Nd-Fe-B permanent magnets.
Int. J. Hydrogen Energy, v. 22, n.2/3, p.
333-342,1997.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Bolsa de Iniciação Cientifica CNPq/CNEN
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 135
Caracterização físico-química das cerâmicas arqueológicas de Cusco-Peru
Patricia Ramos Carvalho e Casimiro Sepúlveda Munita
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN
INTRODUÇÃO
METODOLOGIA
A contribuição das ciências exatas à
Arqueologia é conhecida como Arqueometria. Existem vários métodos de análises
aplicados a estudos Arquiométricos, XRF,
ICP-MS, AAN, SEM, LIBS, etc [1]. Entre os
métodos para a identificação da fonte de
matéria prima usada na fabricação dos
objetos, encontra-se o método de análise por
ativação com nêutrons (AAN) que apresenta
várias vantagens em relação aos outros
métodos analíticos [2]. AAN é caracterizado
por ser um método qualitativo e quantitativo
e envolve dois processos: 1) irradiação da
amostra, transformando os elementos
estáveis em radioativos pela reação (n, γ); e
2) medida da atividade induzida.
Por outro lado, a datação tem sido uma
importante contribuição para a Arqueologia,
uma vez que permite contextualizar o objeto
dentro do espaço temporal em que foi
fabricado. Existem vários métodos de
datação, entre eles podem ser citados a
datação por termoluminescência (TL) e
luminescência
opticamente
estimulada
(LOE) para amostras inorgânicas, incluindo
fragmentos cerâmicos [3].
Neste trabalho foram analisadas 48
amostras de cerâmicas de 5 sítios
arqueológicos de Cusco, Peru, por AAN, e os
resultados preliminares foram apresentados
no Seminário de 2013 [4]. Durante o período
foram estudados 2 métodos de datação: TL
e LOE.
O procedimento de AAN já foi apresentado
no Seminário de 2013 [4].
Os métodos de datação por TL e LOE
baseiam-se no fato que os cristais iônicos,
como o quartzo, constituinte nas cerâmicas,
quando aquecidos durante a queima, zeram
o sinal luminescente acumulado. Para
determinar a idade é necessário medir a
dose acumulada, Dac, e a dose anual, Dan. A
razão Dac/Dan fornece a idade da cerâmica.
A obtenção da idade de um material
cerâmico por técnicas de TL e LOE está
fortemente relacionada à preparação das
amostras. Os procedimentos envolvidos são:
1) a superfície é lixada, retirando
aproximadamente 1 mm; 2) trituração do
fragmento em almofariz de ágata. Esse pó é
peneirado, obtendo um material com
granulometria entre 75 - 200 μm; 3) a seguir,
é submetido a tratamento com H2O2, no qual
permanece em repouso por 24 horas; 4)
posteriormente, é lavado com água
destilada, a fim de retirar o material orgânico.
Ao resíduo, adiciona-se HF 50%, mantendo
sob agitação por 1 hora para remoção da
superfície dos cristais de quartzo. Em
seguida, esse material é lavado com água
destilada; 6) por fim, adiciona-se uma
solução de HCl 6M, mantendo em repouso
durante 1 hora, seguido de lavagem; 6) a
amostra é separada em alíquotas, uma para
a medida da emissão natural e as outras,
para medida da emissão após irradiação
com diferentes doses.
Cabe salientar que todo este processo é feito
em uma sala semi-escura, utilizando-se
apenas uma lâmpada vermelha.
O equipamento usado para emissão de TL
foi um leitor automático tipo Daybreak
modelo 1100 Automated TL System,
fabricado por Systems Inc., operando no
Laboratório LACIFID do IF-USP.
OBJETIVO
Caracterização química de 48 fragmentos
cerâmicos de 5 sítios arqueológicos de
Cusco, Peru, por AAN, TL e LOE.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 136
As medidas de LOE foram realizadas em um
leitor Riso TL/OSL DA-15 do Laboratório de
Datação e Vidros da UNIFESP de Santos.
RESULTADOS
Para obter a idade do fragmento, realizaramse medidas da Dac e da Dan da cerâmica.
Para calcular a Dan utilizaram-se as
concentrações de U, Th e K, determinadas
por AAN.
Para determinação da Dac, por TL, foi
utilizado o método da dose ativada por meio
da curva de calibração que relaciona a
intensidade de luz emitida pelos cristais com
a dose de radiação absorvida pelos mesmos.
Para a aplicação do método separou-se a
amostra em várias alíquotas e submeteu-se
a irradiação gama de 2, 5, 10, 15 Gy; as
curvas de emissão foram obtidas com uma
taxa de aquecimento de 50°C/s, desde a
temperatura ambiente até 500°C.
Para calcular a Dac por LOE, utilizou-se o
método SAR (single-aliquot regenerationdose), no qual, foi medida a LOE natural da
amostra, ficando descarregada da energia
acumulada desde a última vez em que foi
exposta à luz (bleached). Em seguida,
regenerou-se a LOE natural através da
aplicação de diferentes doses de radiação e
tratamentos térmicos. A seguir, o sinal LOE
(Lx) foi medido por meio de uma
fotomultiplicadora. Mudanças de sensibilidade que ocorreram durante o processo de
regeneração laboratorial da LOE foram
verificadas por meio da resposta da LOE a
uma dose teste (Tx), que é constante. Assim,
para a mesma dose de radiação, a razão das
intensidades de cada evento foi constante. A
Dac foi calculada por meio da interpolação da
curva Lx/Tx em função da dose.
Em ambas as técnicas, o cálculo da idade da
amostra foi obtido dividindo a Dac pela Dan.
Com o propósito de estudar os métodos de
datação descritos, realizaram-se testes com
4 amostras.
CONCLUSÕES
Uma vez que o reator do IPEN-CNEN/SP
esteve em manutenção desde Junho de
2013, não foi possível analisar as amostras
por AAN. Entretanto, durante o período
aprendeu-se, tanto a parte teórica quanto a
parte experimental, para fazer análises de
datação por TL e LOE, estando apta para
aplicar os métodos nas amostras vinculadas
ao projeto.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1] Jones, A., Archaeometry, 46, 327-338,
2004.
[2] Munita, C., Canindé, 6, 159-181, 2005.
[3] Ikeya, M., New application of ESR:
Dating, dosimetry and microscopy, Scientific
World, 1993.
[4] Carvalho, P., XIX Seminário anual PIBIC,
X Seminário anual PROBIC, III Seminário
anual PIBITI, 207-208, 2013.
[5] Aitken, M. J. Thermoluminescence
Dating, Academic Press, 1985.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPq – CNEN
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 137
Estudo da Degradação de Compostos de Borrachas Bromobutílicas pelo
Processo de Radiação Gama
Paula Gabriela Silva Pereira, Sandra Regina Scagliusi, e Ademar Benévolo Lugão
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN
INTRODUÇÃO
METODOLOGIA
A borracha bromobutílica (BIIR) é um
copolímero de isobutileno e isopreno,
contendo 1,9 a 2,1% de bromo [1]. Possuem
muitas outras aplicações além de utilização
em câmaras de ar de pneus, tais como
paredes laterais do pneu, montagem de
motores automotivos, para fins especiais,
capas de correia transportadora, e
aplicações farmacêuticas [2]. A halogenação
da borracha butílica (Fig.1) tem por
finalidade criar outros pontos de reatividade
nas unidades funcionais da borracha butílica
e
aumentar
as
possibilidades
de
vulcanização, inclusive com agentes de
vulcanização como o óxido de zinco e
resinas fenólicas [3].
A borracha bromobutílica usada neste
estudo foi o Bromobutyl X2 da Exxon Mobil
Chemical. As amostras foram prensadas em
prensa hidráulica a temperatura de 180°C
por 4 minutos. Depois de vulcanizadas os
corpos de prova foram irradiados na
Embrarad/CBE, com raios gama em fonte
Cobalto 60 (60Co) em ar, a taxa de 5 kGy/h,
com 5, 15, 25, 50, 100, 150 e 200 kGy de
dose total absorvida.
Caracterização das Amostras
Todos os ensaios foram realizados de
acordo com as normas da ASTM (American
Society for Testing and Materials) [6], as
propriedades mecânicas estudadas foram:
tensão e alongamento na ruptura. Para o
teste de inchamento foram utilizados corpos
previamente pesados e imersos em tolueno
até estabilização do peso (mais ou menos
cinco dias).
RESULTADOS
Figura1: Estrutura da borracha butílica halogenada
A irradiação gama provoca efeitos nas
propriedades
dos
vulcanizados
das
borrachas bromobutílica, especialmente
mostrado nas análises mecânicas [4]. O
principal efeito da radiação ionizante nestas
borrachas é a cisão de cadeia acompanhada
de redução significativa da massa molar [5].
OBJETIVO
Estudo da degradação controlada das
borrachas bromobutílica.
A
borracha
bromobutílica
mostrou
significativa
degradação
sob-radiação
ionizante. Os resultados para tração e
alongamento na ruptura em diferentes doses
de radiação são apresentados na Fig. 2.
Observou-se um decréscimo de valores de
tensão e de alongamento na ruptura
proporcional à dose aplicada, evidenciando
a ocorrência de cisão de cadeia com
diminuição da massa molar que restringe a
mobilidade molecular e consequentemente o
estiramento da borracha. Para doses mais
elevadas, ou seja, acima de 100 kGy
redução abrupta de valores indicando a
degradação da cadeia polimérica
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 138
600
Tensão
Alongamento
500
8
400
6
300
4
200
2
100
0
Alongamento na ruptura (%)
Tensão na ruptura (MPa)
10
0
0
5
15
25
50
100
150
as propriedades mecânicas da borracha
bromobutílica. Os valores de inchamento
mostraram também estabilidade mássica
após 24 horas sugerindo já para doses
baixas (5 kGy) a diminuição da densidade de
reticulação em função da cisão de cadeia.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
200
Doses (kGy)
Figura 2: Efeito das doses de irradiação nos
resultados de tensão e alongamento na ruptura das
amostras irradiadas e não irradiadas.
A Fig. 3 mostra o índice de inchamento das
amostras irradiadas e não irradiadas dos
compostos de borrachas bromobutílica que
foram determinados comparando-se a
massa (g) inicial da amostra com a massa (g)
final, as variações em %. O grau de
inchamento foi calculado de acordo com a
equação: Q = (M – Mo)/Mo.
0 kGy
5 Kgy
15 kGy
25 kGy
50 kGy
100 kGy
150 kGy
200 kGy
175
Inchamento (%)
140
105
70
35
0
24
48
72
96
120
Tempo (h)
Após a vulcanização e a irradiação observase que ocorre uma estabilidade mássica de
todos os compostos depois de 24 horas,
sugerindo a existência de espaços vazios na
rede polimérica devido à cisão de cadeia e a
presença ainda de alguns pontos de
reticulação.
CONCLUSÕES
[106] NAGDI. K. Rubber as an Engineering
Material: Guidelines for Users. Munique;
Vienna; Nova York; Barcelona: Hanser
Publishers, 1 ed, 1993.
[107] EXXON MOBIL CHEMICAL. Exxontm
Bromobutyl Rubber Compounding and
Applications Manual, p.4-82, 2007.
[108] COOPER, W. J.; CURRY, R. D.;
O'Shea K. Model Vulcanization Systems
for Butyl Rubber, Halobutyl Rubber, And
BIMSM Elastomers, Exxon Mobil Chemical,
2006
[109] ZAHARESCU, T.; POSTOLACHE, C.;
GIURGINCA, M. The Structural Changes in
Butyl and Halogenated Butyl Elastomers
During Gamma Irradiation, Journal of
Applied Polymer Science, v. 59, n. 6, p.
969-974, 1996.
[110] CHANDRA, R., SUBHASH, V.,
VERMA, A. K., Changes in physical
properties and molecular structure of butyl
rubber during γ radiation. Polymer, v. 23,
1457-1460, 1982.
[111] ANNUAL
BOOK
OF
ASTM
STANDARDS.
Standard
Terminology
Relating to Rubber, v. 09, 01 e 09.02, 2008.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPQ PROCESSO: 161916/2013-9
Pode-se concluir que o efeito da radiação
gama provocou a cisão de cadeia e alterou
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 139
Espectroscopia de Absorção no Infravermelho (FT- IR) no acompanhamento
de queimadura de pele tratada por laser de femtosegundos
Pedro Arthur Augusto de Castro, Denise Maria Zezell
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN
INTRODUÇÃO
METODOLOGIA
Queimaduras de pele causadas por
acidentes com água fervendo ou solventes
inflamáveis são os principais responsáveis
pela hospitalização de cerca de 100.000
pacientes/ano no Brasil. A redução da
mortalidade
dos
cerca
de
2.500
pacientes/ano [1] está relacionada a fatores
como proteção precoce da área queimada,
redução dos esforços metabólicos do
paciente, e principalmente pelo controle da
infecção. Colonias de microorganismos
confinados no tecido queimado e invadindo
o tecido viável ao redor da queimadura,
interferem na epitelização, contração e
deposição de colágeno. Lasers de pulsos
ultracurtos (femtossegundos) e altíssima
intensidade prometem ser uma alternativa ao
debridamento cirúrgico do tecido queimado e
necrosado. A técnica de absorção no
infravermelho por transformada de Fourier
(FTIR) permite a caracterização de amostras
biológicas a qual fornece informações sobre
os principais constituintes químicos da
amostra, sendo útil no acompanhamento dos
estágios de cicatrização das lesões de pele.
Foram utilizados 433 espectros obtidos no
espectrofotômetro
de
absorção
no
infravermelho por transformada de Fourier
(FTIR ThermoNicolet 6700) de amostras de
pele de rato Wistar queimada, queimada e
ablacionada por laser de femtossegundos ou
debridada por bisturi [2].
OBJETIVO
A motivação desse estudo é avaliar os
efeitos do debridamento cirúrgico e ablação
com lasers de femtossegundos, em peles de
ratos nos vários momentos cicatriciais,
utilizando espectros de FTIR.
Para obtenção dos espectros foi utilizada a
técnica de micro-ATR (refletância total
atenuada) na qual a amostra permanece em
contato físico com o diamante, que possui
um alto índice de refração na região do IR. O
feixe incide no cristal em um determinado
ângulo e a onda evanescente penetra em
uma pequena profundidade na amostra, e é
refletida até o detector.
A diferença nos espectros dos vários tipos de
tratamento da pele é sutil, sendo necessária
avaliação computacional para comparação
entre os mesmos. Não há na literatura um
consenso da melhor forma de analisar ou
mesmo de normalizar os espectros. A
presença de vapor de água e CO2 no
ambiente de medida causa interferências no
espectro
dificultando
a
análise
e
interpretação dos dados.
Nesta primeira fase do trabalho, optou-se por
normalizar vetorialmente os espectros[3],
separar as áreas de interesse, no caso
Amida I ( 1600 - 1750 cm-1) e Amida II ( 1440
- 1480 cm-1 ), ilustrado na figura 1, calcular
as áreas de interesse para que em seguida
fosse calculado a razão entre as áreas sob
as bandas de Amida I e Amida II, utilizandose o software OriginPro8.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 140
RESULTADOS
Nos 112 espectros analisados a área da
Amida II não ocorreu grandes variações. No
entanto, nos espectros de ratos queimados a
Amida I sofreu uma considerável diminuição
na área. Em uma segunda etapa, será
realizada avaliação estatística dos dados,
assim como a automatização dos cálculos
das áreas sob as bandas pelo Matlab.
literatura.
Rev.
Bras.
Queimaduras.
2012;11(4):246-250.
[2] Oliveira dos Santos, Carolina Benetti,
Vitor Bianchin Pelegati, Carlos Lenz Cesar,
Wagner de Rossi, Ricardo Elgul Samad,
Nilson Dias Vieira Junior, Telma Maria
Tenório Zorn, Denise Maria Zezell. “Imaging
of nonlinear microscopy of burned skin
treated by ultra-high intensity laser pulses”.
Biomedical Spectroscopy and Imaging,
2014. v.2014/05/28, pg 1–8.
[3] Siegfried Wartewig, "IR and Raman
Spectroscopy - Fundamental Processing",
Wiley-VCH, 2003.
CONCLUSÕES
Nesse estudo ao comparar as áreas de
Amida I e Amida II, observou-se que não
ocorreu variação significativa na área de
Amida I e em alguns espectros de pele
queimada a área de Amida II decaiu
consideravelmente.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1] Cruz BF, Cordovil PBL, Batista KNM.
Perfil epidemiológico de pacientes que
sofreram queimaduras no Brasil: revisão de
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 141
Influência do Estanho na Absorção de Hidrogênio em Ligas à Base de
LaMgAlMnCoNiSn
Rafael Gitti Tortoretto Fim e Hidetoshi Takiishi
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN
em baquelite, seguidas de lixamento e
posteriormente polimento.
INTRODUÇÃO
O hidrogênio é uma fonte altamente
promissora de energia, especialmente
quando há uma redução de fontes de
energia
não
renováveis.
Compostos
intermetálicos possuem a característica de
reagir com o hidrogênio e formar hidretos
metálicos, que podem ser uma alternativa
para a aplicação no transporte e
armazenamento de hidrogênio [1].
RESULTADOS
A Figura 1 mostra as micrografias das ligas
La0,7Mg0,3Al0,3Mn0,4Co0,5-xNi3,8Snx, (X = 0,1 e
0,3).
OBJETIVO
Analisar a influência do estanho (Sn) na
microestrutura
das
ligas
La0,7Mg0,3Al0,3Mn0,4Co0,5-xNi3,8Snx, (X = 0,1 e
0,3) e sua influência na absorção de
hidrogênio, utilizando as técnicas de
Fluorescência de Raios-X (FRX), Difração RX com quantificação por Rietveld (DRX) e
Microscopia Eletrônica de Varredura (MEV).
METODOLOGIA
As ligas foram compradas de acordo com a
especificação e foram obtidas por fusão dos
elementos. Para a caracterização por
Fluorescência de Raios-X e Difração R-X as
ligas foram moídas mecanicamente em um
almofariz de ágata até o tamanho de
partícula < 75 µm (200 mesh).
Foram
utilizados
os
programas
Crystallographica Search Match versão 2.1.1
e Materials Studio versão 4.3 para a
quantificação das fases por Difração de
Raios-X.
A microestrutura foi caracterizada por
análise de MEV. As amostras foram
seccionadas transversalmente, embutidas
Figura 1: MEV das ligas La0,7Mg0,3Al0,3Mn0,4Co0,5xNi3,8Snx, com (a) x=0,1 e (b) x=0,3.
Foi observada a presença de três fases
(cinza escuro, cinza claro e preto), que são
correspondentes as fases LaNi5 (hexagonal)
(ø) , LaNiSn (ortorrômbica) (µ) e MgNi2
(hexagonal) (β), respectivamente.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 142
A Figura 2 apresenta o padrão de Difração
de
Raios-X
das
ligas
La0,7Mg0,3Al0,3Mn0,4Co0,5-xNi3,8Snx , com (a)
x=0,1 e (b) x=0,3.
Tabela 1: Parâmetros de rede das fases na
liga La0,7Mg0,3Al0,3Mn0,4Co0,5-xNi3,8Snx.
Verificou-se que houve um aumento da fase
LaNiSn
e
consequentemente
uma
diminuição da fase MgNi2. Através dos
parâmetros de rede, pode-se notar o
aumento do volume da célula unitária da fase
LaNiSn, e uma diminuição do volume da
célula unitária da fase MgNi2
.
CONCLUSÕES
A adição de estanho à amostra aumenta a
formação da fase LaNiSn, responsável por
maior absorção de hidrogênio e diminui
consideravelmente a formação da fase
MgNi2.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[112] WILLEY, D. B.; PEDERZOLLI, D.;
PRATT, A.S.; SWIFT, J.; HARRIS, I.R. J.
Alloys and Compounds, v. 330-332, p. 806809, 2002.
Figura 2: Padrões de Difração de Raios-X das ligas
La0,7Mg0,3Al0,3Mn0,4Co0,5-xNi3,8Snx , com (a) x=0,1 e (b)
x=0,3.
Pode-se observar que, com o aumento da
quantidade de estanho ocorre uma
diminuição da concentração da fase MgNi2
(hexagonal). Os picos referentes à essa fase
surgem no difratograma (b) com uma
intensidade menor do que no difratograma
(a).
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Bolsa de Iniciação Científica CNPq/CNEN.
A Tabela 1 fornece a porcentagem de cada
fase presente na liga, bem como os
parâmetros de rede e volume da célula
unitária.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 143
Estudo de Variáveis nas Lavagens de Microesferas
Rodrigo de Souza Pontes e Luis Antonio Genova
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN
temperatura de 110°C podendo então ser
calcinadas posteriormente.
INTRODUÇÃO
As micro-esferas de cerâmica são
amplamente utilizadas em diversas áreas
como a nuclear, a farmacêutica, a química e
também na área de biotecnologia. A
obtenção delas é feita pelo método da
solidificação interna (sol-gel) que permite o
controle da porosidade, densidade e
tamanho das mesmas.
Entretanto, a pesquisa apresenta alguns
entraves sendo o principal deles as trincas
que aparecem no momento da lavagem
quando é feito o uso dos solventes orgânicos
Tetracloreto
de
carbono
(CCl4),
Tricloroetileno (TCE) ou Hexano que
removem frações dos compostos orgânicos
resultantes da reação de HMTA e uréia.
A lavagem das Micro-esferas
Atualmente a lavagem é feita da seguinte
maneira: após o envelhecimento das microesferas em óleo de silicone elas são imersas
em um dos solventes Tetracloreto de
carbono(CCl4), Tricloroetileno, ou Hexano,
onde são mantidas por 60 minutos para que
ocorra a extração do óleo da superfície. Esse
processo de imersão é repetidos até 4 vezes
dependendo do controle e das variações da
lavagem [1].
Em seguida, elas são mantidas, também por
60 minutos, em solução aquosa de NH4OH
que serve para a remoção do solvente
utilizado
inicialmente.
Após
esse
procedimento,
as
micro-esferas
são
mantidas em água deionizada para a
eliminação de resíduos de NH3. Por fim, elas
são secas ao ar por um período de 24 horas
e depois são levadas a uma estufa com
No entanto, nessa fase de secagem e
calcinação observa-se o aparecimento de
trincas nas micro-esferas que podem ser
decorrentes da eliminação dos resíduos
orgânicos que não foram eliminados na
lavagem.
Em
algumas
publicações
científicas Hunt [2,3] e co-autores
defenderam que a etapa de lavagem poderia
ser mais explorada eliminando a maior parte
de composto orgânico possível para que
evitasse, assim, a saída desses durante o
processo de secagem e calcinação
provocando as trincas.
A partir desse problema, constatou-se a
necessidade de otimizar os processos de
lavagem da micro-esferas relacionando
eficiência da remoção dos compostos com
algumas variáveis de controle como
temperatura, tempo, tipo de solvente
utilizado e quantidade empregada.
OBJETIVO
O trabalho tem por objetivo otimizar o
processo de lavagem das micro-esferas de
forma a reduzir o volume de solventes
utilizados, conhecer o tempo de imersão das
amostras e definir qual a melhor opção entre
fervura e auto-clave para melhoramento do
processo de remoção dos compostos
orgânicos.
METODOLOGIA
Para a realização do experimento foi
determinado alguns roteiros de lavagem das
amostras de micro-esferas analisando
algumas variáveis envolvidas no processo
como tempo de imersão, temperatura da
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 144
água a o número de repetições de lavagem,
conforme mostra a tabela abaixo.
Prop
Tempo Temperatura
Repetições
[ml/g]
[min]
[°C]
4
1
5
90
4
1
10
90
4
1
20
90
4
1
30
20
4
1
30
50
4
1
30
70
8
1
30
90
12
1
30
90
20
1
30
90
Tabela 1- Variáveis da lavagem.
A tabela 1 mostra a variação da quantidade
de água por gramas de micro-esferas, além
da variação do tempo de fervura e as
variações de temperatura da água.
Também foi realizado um experimento onde
mantivemos constante a temperatura e o
tempo de imersão. Conforme mostra a tabela
2.
RESULTADOS
Os resultados obtidos foram relacionados às
medidas de condutividade elétrica, apenas.
Esperávamos resultados como a medida do
pH mas não foi possível devido
indisponibilidade do phmetro no laboratório.
Além disso, outros experimentos estão
sendo realizados e por isso os resultados
não cosntam nesse relatório pois ainda não
dispomos dos mesmos.
CONCLUSÕES
A lavagem das micro-esferas tem relação
direta com o aparecimento de trincas durante
o processo de secagem e calcinação devido
a saída de compostos orgânicos presos na
estrutura das esferas. Existe no processo de
lavagem um limite de retirada dos resíduos
que fornece-nos um numero de repetições
de troca de água ideal para a redução do
aparecimento de trincas.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
Prop
[ml/g]
4
4
4
4
4
4
4
4
Tempo
Repetições
[min]
1
5
2
5
3
5
4
5
5
5
6
5
7
5
8
5
T [°C]
90
90
90
90
90
90
90
90
Tabela- 2 Variação das repetições de lavagem.
Esse mesmo procedimento foi feito variandose o tempo de fervura mantendo-se a
temperatura a 90°C durante todo o processo.
Feito esses procedimentos trabalhando com
as variáveis, foram recolhidas amostras das
águas utilizadas na lavagem para a
realização da análise de condutividade
elétrica da água, cujos resultados detectam
a eficiência do tipo de lavagem na remoção
do composto orgânico.
[1] Christe.M. Charles, Variaveis do processo
de produção de microesferas de alumina
para aplicação em coluna de eluição,IPEN (
2012).
[2] R.D.Hunt a, J . D . Hunn, J. F. Birdwell, T
. B . Lindemer, J . L . Collins.,2010. The
addition of silicon carbide to surrogate
nuclear fuel kernels made by the internal
gelation process, ORNL/TM, 401 p. 55-59.
[3] R. D. Hunt , F.C. Montgomery , J.L.
Collins, 2010, Treatment techniques to
prevent crackink of amorphous microspheres
made by the internal gelation process.
Journal of Nuclear Materials ORNL/TM, 405
p.160- 164.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Conselho Nacional de Desenvolvimento
Científico e Tecnológico – CNPq
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 145
Avaliação da exatidão e dos limites de detecção e de determinação na
análise por ativação com nêutrons de fitoterápicos
Rodrigo Ken Kawassaki e Mitiko Saiki
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN
INTRODUÇÃO
Os fitoterápicos vêm sendo utilizados na
cura de patologias como forma alternativa às
drogas sintéticas. Isso se deve aos preços
inferiores e facilidade na aquisição dos
fitoterápicos. Além disso, a população possui
um conceito equivocado de que os
fitoterápicos não causam malefícios, uma
vez que são produtos naturais obtidos a
partir de plantas medicinais.
Entretanto nem sempre o uso de
fitoterápicos está isento de efeitos adversos
devido à presença de elementos tóxicos ou
de elementos essenciais em altas
concentrações.
No trabalho anterior [1], foram analisados os
fitoterápicos Eparema e Guaraná do
Amazonas pelo método de análise por
ativação com nêutrons (NAA). No presente
trabalho são apresentados o controle
analítico dos resultados e os limites de
detecção (LD) e de determinação (LQ) obtidos
para elementos As, Ca, Co, Fe, K e Zn nos
fitoterápicos.
OBJETIVO
O objetivo deste trabalho foi analisar a
qualidade dos resultados analíticos por meio
da análise de materiais de referência
certificados (MRCs) pelo método de NAA,
bem como determinar os limites de detecção
e de determinação de elementos nos
fitoterápicos.
METODOLOGIA
Os fitoterápicos analisados foram o
Eparema, constituído de plantas medicinais
Boldo (Peumus bolus, Molina), Cáscara
Sagrada (Rhamnus purshiana, D.C.) e
Ruibarbo (Rheum palmatum, Linné), e o
Guaraná do Amazonas, o qual contém a
planta medicinal Guaraná (Paullinia cupana,
Mart).
Para controle dos resultados analíticos,
foram analisados os MRCs Mixed Polish
Herbs (INCT-MPH-2) e Tea Leaves (INCTTL-1).
O procedimento de NAA consistiu em irradiar
alíquotas dos materiais (fitoterápicos e
MRCs) juntamente com padrões sintéticos
de elementos no reator nuclear IEA-R1 por
16h sob fluxo de nêutrons térmicos de cerca
de 4,0 x 1012 n cm-2 s-1, seguida da
espectrometria de raios gama.
O limite de detecção é o nível no qual um
determinado analito pode ser considerado
detectado com certo nível de confiança e o
limite de determinação é o nível no qual
determinações quantitativas terão medidas
com precisão satisfatória. Os LD e LQ foram
calculados segundo critérios de Currie [2].
A exatidão dos resultados obtidos nos MRCs
foi avali6ada calculando-se o EN score [3],
que reflete o desempenho dos resultados
laboratoriais.
RESULTADOS
Os resultados das concentrações, os valores
dos certificados e os valores de EN score
obtidos para os MRCs estão na TABELA 1.
Os valores de EN score indicam que os
resultados são satisfatórios, se |EN| ≤ 1 [3].
Como os EN scores obtidos estão entre -1 e
1 (com exceção do K para o MRC Mixed
Polish Herbs), então os resultados obtidos
foram exatos.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 146
TABELA 1. Concentrações, EN scores e valores do certificado de elementos determinados nos
MRCs.
Elementos
Mixed Polish Herbs
Tea Leaves
M ± DP
Valor do certificado
EN
M ± DP
Valor do certificado
EN
As ng g-1
173 ± 13
191 ± 23
-0,39
64 ± 11
106 ± 21
-1,0
Ca %
1,092 ± 0,072
1,08 ± 0,07
0,09
0,565 ± 0,023
0,582 ± 0,052
-0,16
g-1
Co ng
231,5 ± 8,6
210 ± 25
0,43
421 ± 37
387 ± 42
0,40
Fe µg g-1
537 ± 20
460a
-
521 ± 44
432a
-
K%
2,195 ± 0,058
1,91 ± 0,12
1,19
1,889 ± 0,064
1,70 ± 0,12
0,77
34,2 ± 2,3
33,5 ± 2,1
0,16
35,5 ± 1,5
34,7 ± 2,7
0,15
Zn µg
g-1
M ± DP = Média ± Desvio padrão; EN = EN score; a = Valor informativo.
TABELA 2. Concentrações, limites de detecção e de determinação de elementos nos
fitoterápicos.
Elementos
Eparema
Guaraná do Amazonas
M ± DP
LD
LQ
M ± DP
LD
LQ
As ng
g-1
68 ± 11
11,6
35,5
12,9 ± 1,2
8,6
26,4
Ca µg
g-1
32025 ± 3392
64,4
181,8
776 ± 29
57,7
209,8
Co ng
g-1
457 ± 34
4,2
13,2
312 ± 20
3,0
9,7
Fe µg
g-1
1014 ± 98
3,7
10,1
242,4 ± 9,8
2,7
9,9
K µg g-1
184 ± 9
9,8
30,2
7941 ± 494
4,5
13,7
Zn ng g-1
1,86 ± 0,27
0,20
0,58
22,81 ± 0,96
0,15
0,53
M ± DP = Média ± Desvio padrão LD = Limite de detecção; LQ = Limite de determinação.
Na TABELA 2 estão os resultados das
concentrações e os limites de detecção e de
determinação de elementos para os
fitoterápicos. Os limites foram inferiores às
concentrações dos elementos encontrados
nos fitoterápicos (exceto o As no Guaraná do
Amazonas), indicando a viabilidade da
aplicação do método de NAA nesta análise.
Ca, Co, Fe, K e Zn, bem como elementos tóxicos
como As, podem ser determinados pela técnica
de NAA.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[113] Kawassaki, R.K.; Saiki, M. Resumos do
XIX Seminário Anual PIBIC/ CNPq, 2013.
[114] Currie, L.A.; Anal. Chem., v.40, n.3, p.586593, 1968.
CONCLUSÕES
Os limites de detecção e de determinação
calculados para os elementos nos fitoterápicos
demonstraram a alta sensibilidade do método de
NAA na análise deste tipo de material.
Já os valores de EN score indicaram que o
método fornece resultados exatos para a maioria
dos elementos.
Este estudo dem onstrou que ele m entos
essenciais ao organismo humano tais como
[115] Koniezcka, P.; Namiesnik, J. Quality
assurance and analytical control in the analytical
chemistry laboratory, New York, CRC Press,
2009.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPq / CNEN
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 147
Tomografia Computadorizada para Análise de Sistemas Multifaces
Rodrigo Kirita e Margarida Mizue Hamada
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN
INTRODUÇÃO
A técnica de tomografia computadorizada
(TC) de raio gama tem sido indicada como a
mais promissora para avaliação de
processos industriais, sendo capaz de
realizar as medidas em condições reais sem
interromper a operação, pela visualização do
interior da estrutura sistemas multifásicos.
A tomografia de transmissão consiste na
transmissão dos raios gama através de um
meio heterogêneo acompanhada pela
atenuação da radiação incidente. Os
sistemas
tomográficos
baseados
na
transmissão utilizam conjuntos de fontes
radioativas encapsuladas e detectores
colocados nos lados opostos do objeto a ser
estudado.
Nos
tomógrafos
computadorizados de terceira geração (TC3ª), a fonte utilizada é colimada de forma que
o caminho percorrido pelos feixes seja
semelhante a um leque. O sistema
movimenta-se ao redor do objeto estudado
obtendo-se uma vista particular para uma
posição “X” do conjunto fonte – detectores.
Neste tipo de sistema podem ser utilizados
várias fontes e vários arranjos de detectores.
OBJETIVO
Aprimorar o sistema tomográfico de 3ª
geração, utilizando nova fonte de radioativo
como o 192Ir junto como a fonte de 137Cs para
determinar o interior da coluna multifásico.
METODOLOGIA
O princípio da (TC) consiste na transmissão
dos raios gama através de um meio
heterogêneo acompanhada pela atenuação
da radiação incidente. A medição de vários
feixes com diferentes orientações, tanto
angulares como espaciais em relação ao
objeto estudado, seguida de um processo de
reconstrução de imagem, fornece a
distribuição de densidade das fases com um
alto grau de resolução espacial. Se a coleta
de dados for automática e o procedimento
para a reconstrução de imagem for realizado
por um computador, este processo pode ser
chamado TC. Dois fatores são de extrema
importância para as medidas de atenuação:
a escolha do tipo e geometria do material
radioativo e o sistema de detecção. O tipo de
radiação mais adequado para usos
industriais é a radiação gama, por ser uma
radiação eletromagnética de alta intensidade
tem um alcance maior de penetrabilidade.
Os detectores mais adequados são aqueles
que atendem o compromisso de maior
eficiência de detecção e menor “tempo
morto”. A radiação gama interage com a
matéria basicamente por meio de quatro
processos: o retro espalhamento, o efeito
fotoelétrico, o efeito Compton e a produção
de pares. Todas estas interações dependem
da energia do fóton incidente e do número
atômico do material absorvedor. A
passagem pela matéria de um feixe fino e
bem colimado de fótons de raios gama é
regida pela lei do decaimento exponencial: .
I  Io * exp( .x) .
Implementando a coluna multiface por meio
do presente projeto, o TC desenvolvido nos
nossos
laboratórios
foi
testado
e
caracterizado. O sistema é montado em uma
estrutura móvel (rotacional – translacional)
com controle eletrônico e mecânico com
interface a um computador. Este sistema foi
desenvolvido no CTR-IPEN. As atividades
dos isótopos selecionados (137Cs, 192Ir) serão
calculadas
usando
um
programa
desenvolvido por um membro do grupo,
onde serão levados em consideração,
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 148
fatores, como a meia vida, energia e
intensidade da fonte utilizada.
Foi possível distinguir com clareza
elementos com densidades próximas como
água e acrílico.
RESULTADOS
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
O
tomógrafo
de
terceira
geração
desenvolvido no CTR-IPEN mostrou-se
eficaz na reconstrução da imagem da coluna
preenchida com água e com bolhas. Podese observar a evolução da formação de
bolhas dentro da coluna para ambas as
energias (FIG. 1).
137
Cs
192
Ir
50 mm
[1] C. H. Mesquita, S. Legoupil e M. M. Hamada,
“Development of an Industrial Computed
Tomography Designed with a Plastic Scintillator
Ponsition Sensitive Detector,” Nuclear Science
Symposium Conference Record, vol. 1, pp. 540 544, 2005.
[2] C. H. Mesquita, P. A. V. Salvador, W. A. P.
Calvo, L. A. Marcato, D. V. S. Carvalho, R. A.
Santos e M. M. Hamada, “Multi-Source Third
Generation Computed Tomography for Industrial
Multiphase Flows Applications,” em IEEE
Conference, 2011, Valência, 2011.
[3] D. V. S. Carvalho, L. A. Marcato, M. M.
Hamada, J. F. T. Martins, R. A. Santos, F. E.
Costa e C. H. Mesquita, “Development of a data
acquisition system containing 12 units type 8-bit
multichannel (256 channels) for use in industrial
tomography,” em XXXIII Reunião de Trabalho
sobre Física Nuclear no Brasil, Campos do
Jordão, 2010.
100 mm
[4] D.V.S. Carvalho, “Efeitos do Colimador na
Qualidade de Imagem em Tomografia Industrial
de Terceira Geração”.2014. Tese de Mestrado.
IPEN/SP. São Paulo
200 mm
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
O desenvolvimento e construção do sistema
tomográfico computadorizado gama foram
contemplados
pelos
projetos
CNPq
505161/2004-4 (Edital CT-Petro/CNPq
17/2004) e IAEA – BRA08/31.
300 mm
FIG.1 - Imagens reconstruídas da coluna simuladora,
utilizando detectores colimados com orifício de 2 mm x5
mm para a coluna simuladora de bolhas nas alturas de 50
mm, 100 mm, 200 mm e 300 mm.
CONCLUSÕES
Conseguirmos detectar os contornos da
coluna foi possível determinarmos a posição
das bolhas em diferentes alturas e com isso
também a difusão dessas bolhas ao longo da
coluna.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 149
Garantia da Qualidade no Monitoramento Ambiental de Ânions no Programa
de Monitoramento Ambiental do IPEN
Sabrina Moura Villa e Maria Aparecida Faustino Pires
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN
INTRODUÇÃO
OBJETIVO
O Programa de Monitoramento Ambiental de
compostos químicos estáveis do IPEN
(PMA-Q) avalia, entre outros parâmetros, os
ânions em água subterrânea e efluentes, da
rede coletora de esgoto, utilizando o método
de cromatografia de íons [1].
Avaliar o controle de qualidade interno e
externo, entre os anos de 2012 e 2013.
A implantação de mecanismos de Controle
de Qualidade assegura a eficiência do
laboratório. Esses controles possibilitam a
documentação do comportamento de um
determinado sistema, em um laboratório
específico, familiarizam seu operador com as
condições de rotina e o capacitam a avaliar
corretamente o resultado.
Um Sistema de Garantia da Qualidade
descreve e documenta procedimentos,
equipamentos e checagens analíticas a fim
de assegurar que um laboratório atinja um
determinado padrão de qualidade e que este
seja monitorado e mantido continuamente,
obtendo assim a confiabilidade do resultado.
Assim tanto os critérios de reconhecimento e
correção de baixo desempenho, quanto as
atribuições de quem deve tomar as ações
corretivas, devem ser identificados e
estabelecidos pelo laboratório.
O Centro de Química e Meio Ambiente conta
com o Sistema da Qualidade implantado
desde 1997. Neste trabalho são descritas as
ações de Controle de Qualidade internas e
externas referente aos ensaios de
Cromatografia de Íons em 2012 e 2013
visando o atendimento a Norma ISO 17025
[2] e em atendimento a melhorias exigidas na
Resolução da Secretaria de Meio Ambiente
de São Paulo SMA90/2012 [3] e nas
resoluções do CONAMA 430/2011[4] e
396/2008 [5]
METAS
a) Avaliar a confiabilidade do laboratório e,
b) Comparar a eficiência das medidas de
ânions nos anos de 2012 e 2013.]
METODOLOGIA
As curvas analíticas foram obtidas utilizando
um Cromatógrafo de Íons, DIONEX, DX120,
empregando padrão analítico de ânions
(Thermo Fisher, USA) rastreável ao SI.
Foram avaliados os resultados de controle
de qualidade interno (Carta controle) e
externo (Participação em Programas de
Proficiência) nos ensaios de cromatografia
de íons a fim de se definir as incertezas das
medidas de ânions.
Para o controle de qualidade externo, foram
empregados os resultados de Escore- Z
obtidos pelo laboratório desde 2011, onde:
|Z | ≤ 2
Resultado Satisfatório
2 < | Z | < 3 Resultado Questionável
|Z|≥3
Resultado Insatisfatório
Para o controle de qualidade interno a
solução denominada PD3 correspondente
ao ponto intermediário da curva analítica que
é preparada por diluição do Padrão 7 Anion
Standard, onde:
- Média ± 1σ valores de operação normal
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 150
- Média > ± 2σ
alerta
considerados valores de
- Média > ±3σ
operação normal.
fora
do
limite
de
RESULTADOS
No controle de qualidade interno, não foram
observados dois ou mais valores de alerta
seguidos, como apresentado no
Foi possível comprovar também que os
ensaios realizados neste período estiveram
em condições de operação controlada, sem
variação significativa nas condições de
ensaio.
também que os ensaios realizados neste
período estiveram em condições de
operação
controlada,
sem
variação
significativa nas condições de ensaio. Com o
controle de qualidade externo, foi possível
atestar que os resultados emitidos durante o
período avaliado, são comparáveis à média
de
consenso
realizada
por
outros
laboratórios participantes do programa
interlaboratorial em que empregam a mesma
técnica de ensaio. Também conclui que a
faixa de trabalho empregada atende a faixa
de concentração exigida pela legislação
ambiental vigente.]
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
No controle e qualidade externo, tanto em
2012 quanto em 2013 foram observados
100%
de
resultados
considerados
satisfatórios
nos
programas
interlaboratoriais
[1].[ IPEN/ CNEN-SP, Programa de
Monitoração Químico Ambiental - PMQA.
Gestão Integrada- Documentos Ambientais
e de Segurança. [Online] 25 de Maio de
2012. http://intranet.ipen.br/. PMA-Q.]
Com o controle de qualidade externo, foi
possível atestar que os resultados emitidos
durante o período avaliado, são comparáveis
à média de consenso realizada por outros
laboratórios participantes do programa
interlaboratorial em que empregam a mesma
técnica de ensaio. Também conclui que a
faixa de trabalho empregada atende a faixa
de concentração exigida pela legislação
ambiental vigente.
[2]. [ISO. Norma NBR ISO 17025, Requisitos
gerais para a competência de ensaios e
calibração. 31 de 10 de 2005.]
O acompanhamento dos sucessivos valores
do Escore Z, para os ânions permite
identificar o posicionamento relativo do
desempenho do laboratório em comparação
ao programa de proficiência.
[4]. [Brasil, Resolução CONAMA 430.
Ministério do Meio Ambiente. [Online] 13 de
Maio de 2011. [Citado em: 12 de 12 de
2011.http://www.mma.gov.br/port/conama/le
giabre.cfm?codlegi=646.]
CONCLUSÕES
[5]. —. [Resolução CONAMA 396, 07 de Abril
de 2008.]
Pode-se verificar que o controle de qualidade
interno e externo referente aos ensaios de
ânions em água subterrânea e efluentes,
durante os dois últimos anos (2012 e 2013)
atendem aos requisitos das normas ISO
17025 e ISO 13528 [6] e com o controle de
qualidade interno foi possível comprovar
[3]. [Estado de São Paulo, RESOLUÇÃO
SMA Nº 90,. [Online] 13 de Novembro de
2012. [Citado em: 27 de Fevereiro de 2013.]
http://www.ambiente.sp.gov.br/legislacao/re
solucoes-sma/resolucao-sma-no-90-de-13de-novembro-de-2012/.]
[6]. [ISO. ISO13528. Statistical methods for
use in proficiency testing by interlaboratory
comparisons. Suiça : s.n., 2005.]
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPq, CNEN
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 151
Síntese do óxido de grafeno por micro-ondas
Stella Melenis Conti e Solange Sakata
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares- IPEN
INTRODUÇÃO
OBJETIVO
A energia nuclear não é utilizada somente
como fonte geradora de eletricidade, mas
também para produção de radioisótopos, os
quais têm sido amplamente aplicados na
área agrícola, médica e em pesquisa,
levando a uma necessidade do tratamento
dos rejeitos radioativos gerados destas
atividades.
Este trabalho tem como objetivo o de
funcionalizar oxido de grafeno sintetizado
através do micro-ondas, comparar com os
resultados da literatura e em seguida realizar
experimentos adsorção de íons metálicos de
soluções aquosas para de avaliar a
capacidade de remoção do óxido de grafeno.
Nas últimas décadas, a busca por novas
tecnologias levou à investigação do uso de
nanotecnologia no tratamento de rejeitos
radioativos, visando principalmente à
diminuição de volume. Dentre as técnicas
em destaque estão os nanotubos de carbono
que chegam a recuperar cerca de 99% de U
(VI), 85% de Pu(IV), 90% de Am (III), 97% de
Eu (III) e 90% de Tc (VII) de uma solução
neutra diluída e cerca de 99% destes
radionuclideos de uma solução ácida
Recentemente, Zhao e col. (2012)
descreveram a utilização de nano
membranas com óxido de grafeno para a
pré-concentração de urânio (VI) de soluções
aquosas O óxido de grafeno tem um alto
poder de adsorção na remoção de metais
pesados devido aos grupos funcionais,
carboxil, hidroxil e epóxi presentes em sua
superfície, porém a sua síntese pelo método
de Hummers, o mais utilizado gera uma
grande quantidade de resíduos químicos.
Com a finalidade de sanar este problema e
direcionar aos princípios da Química Verde
foi descrito na literatura a síntese do óxido de
grafeno utilizando o micro-ondas.Neste
caso, a reação é finalizada em 30 segundos
e com menor grau de oxidação comparado
ao método tradicional.
METODOLOGIA
O óxido de grafeno (OG) o foi preparado de
acordo com o descrito por Chiu [1], e os
seguintes parâmetros: tempo de reação,
potência do micro-ondas e a quantidade de
KMnO4 foram estudados.
Quatro amostras diferentes de óxido de
grafeno foram preparadas com variações no
processo para posterior comparação de
melhor eficiência do mesmo.
RESULTADOS
Os óxidos de grafeno preparados por microondas levou à liberação de NO2 em grande
quantidade, o que também exigiu uma
atenção a mais, por esse motivo o
experimento 5 foi realizado parcelado. Os
produtos obtidos desta reação foram
analisados por MEV, CHN e análise
termogravimétrica e o padrão de oxido de
grafeno preparada pelo método de Hummers
foi analisado por termogravimetria.
A figura 1 apresenta a análise por
microscopia de varredura eletrônica típica do
OG .
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 152
Figura 1. Análise do OG por MEV
As análises termogravimétricas apresentadas na
tabela 1 foram baseadas em dados obtidos na
literatura e indicam as perdas da massa de
específicos grupos funcionais presentes no óxido
de grafeno em dada temperatura e também o seu
nível de oxidação [3].
Tabela 1. Grupos funcionais por análise
termogravimétrica
Figura 2. Análise Termogravimétrica comparativas
das amostras e do grafite primitivo.
CONCLUSÕES
A síntese de óxido de grafeno por micro-ondas
apresenta uma notável vantagem pelo fato de a
reação ser muito mais rápida comparada ao
método por via química. O processo, quando
estiver totalmente otimizado, permitirá a
produção de OG em grande escala, o que é de
grande interesse tecnológico-industrial.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
Temperatura
(ºC)
Grupo Funcional
Até 100
Água
Até 200
Hidroxila
Acima de 200
Carbonila
600 a 700
Grafite Primitivo, backbones
de carbono
A figura 2 representa as análises de TG das
amostras de micro-ondas e do padrão, em
sobreposição possibilitando compara-las. A
tendência é a mesma nas análises. Também se
sobrepôs a curva de tendência do grafite
primitivo.
[1] Chiu. P.L., Mastrogiovanni, D.D. T., Wei, D.,
Louis C., Jeong, M., Yu, G. Saad, P., Flach, C.
R. Mendelsohn, R., Garfunkel, E. e He, H.
“Microwave- and Nitronium Ion-Enabled Rapid
and Direct Production of Highly Conductive LowOxygen Graphene” , J. Am. Chem. Soc.,134,
5850-5856, 2012.
[2] Hummer, W.S., Offeman R.E., “Preparation of
Graphitic Oxide”, J.Am. Chem. Soc. 80,1339,
1958.
[3] Jeong, H. K.; Jin, M. H.; So, K. P.; Lim, S. C.;
Lee, Y. H. “Tailoring the characteristics of
graphite oxides by different oxidation times”, J.
Phys. D. Appl. Phys. 2009, 42, xx.
É interessante notar que, embora a taxa de perda
de massa do OG padrão e das amostras de
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
micro-ondas foi semelhante entre 300500ºC, a combustão completa do OG de
micro-ondas ocorre a uma temperatura mais
elevada. Esse resultado indica que o mesmo
apresenta melhor estabilidade térmica [2].
Os autores agradecem a CNPq pelas bolsas
PIBIC concedidas à aluna de iniciação
cientifica.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 153
Estudo da Composição Elementar de Melissa officinalis de Diferentes
Procedências por Análise por Ativação Neutrônica
Tamires Gomes da Silva e Paulo Sergio Cardoso da Silva
Instituto de Pesquisa Energéticas e Nucleares- IPEN
INTRODUÇÃO
A análise da composição multielementar de
plantas é importante e necessária visto que
determina os elementos químicos que estão
presentes na sua constituição. A composição
mineral das plantas está relacionada com a
absorção de elementos presentes no solo e
nas águas, muitas vezes, contaminados pelo
uso de fertilizantes, pesticidas, combustão
de carvão e óleo, incineração de resíduos
urbanos e industriais, dentre outros. Esse
fato pode explicar porque as plantas
provenientes de regiões distintas podem
apresentar
diferentes
composições
elementares. A Melissa officinalis Linn.; é
uma espécie de origem Asiática e Européia,
cultivada no Brasil a mais de um século e
encontra-se numa posição de destaque no
rol das plantas medicinais devido à sua
importância fitoterapêutica [1].
OBJETIVO
O objetivo deste trabalho é caracterizar a
composição elementar de amostras de
Melissa
officinalis
comercializadas,
provenientes de diferentes fornecedores
bem como de diferentes regiões, para
verificar o grau de heterogeneidade desta
planta em função de sua procedência e
contribuir para o conhecimento sobre a
espécie, sua constituição química e mineral.
METODOLOGIA
As amostras foram obtidas em casas de
produtos naturais de diferentes regiões do
país. Foram analisadas 26 amostras das
regiões sul, sudeste, centro-oeste e nordeste
bem como amostras procedentes da
Alemanha e Itália. Essas amostras foram
identificadas e separadas de acordo com sua
procedência. Após a aquisição, as amostras
foram submetidas a um processo de limpeza
com a ajuda de folhas de papel branco e
pinça para remover qualquer material
estranho (qualquer material diferente da
parte da planta indicada para uso); foi feita a
avaliação das propriedades organolépticas
(avaliação sensorial), avaliação do seu
estado de conservação, pesquisa de
contaminantes biológicos e inorgânicos.
Para a determinação do teor de umidade
1,00g da amostra foi precisamente pesado e
colocado em estufa a 110°C até peso
constante, resfriado em dessecador e
novamente pesado. Em seguida, a amostra
seca na etapa anterior, precisamente
pesada, foi calcinada em mufla à 1000°C
durante 2 horas, resfriada em dessecador e
novamente pesada, para determinação do
teor de cinzas totais. Para a determinação do
teor de sílica, o material obtido na etapa
anterior foi tratado com 5,0mL de ácido
clorídrico concentrado e filtrado, sendo
determinada a massa de fração insolúvel
retida no papel de filtro. Para a Análise por
Ativação Neutrônica Instrumental (INAA) as
amostras foram pesadas, embaladas,
irradiadas no reator IEA-R1 e contadas por
espectrometria gama.
RESULTADOS
Os
resultados
apresentados
na
determinação do teor de impurezas
possibilitaram identificar que as amostras
provenientes da Alemanha apresentaram o
menor teor de impurezas, de apenas
11,26%. Por outro lado, as amostras obtidas
em comércio ambulante em Recife se
destacaram por apresentar a maior
concentração de contaminantes biológicos e
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 154
inorgânicos com 75,85% de impureza na
amostra. Ao analisar o teor de umidade
observou-se que o maior foi verificado na
amostra proveniente de Minas Gerias com
91,09% e o menor em uma amostra de São
Paulo, 83,00%. Na determinação do teor de
cinzas, o menor valor, 6,93%, foi observado
em uma amostra do Rio Grande do Sul e o
maior, 15,00%, em uma amostra de São
Paulo. Já na determinação do teor de sílica
os resultados variaram entre 1,18% e 9,9%
sendo o maior para uma mostra de São
Paulo e o menor em uma amostra do Rio
Grande do Sul. Na tabela 1 são
apresentados os resultados obtidos para a
média das concentrações de cinco amostras,
desvio padrão e coeficiente de variação
obtidos por Análise por Ativação. Pode-se
perceber que elementos como Ce, Cl, Cr,
Cu, Eu, Fe, Hf, Sc, Th foram os que
apresentaram maior variação em relação a
sua concentração nas amostras.
CONCLUSÕES
Através desse estudo foi possível analisar as
diferenças que determinadas amostras
podem apresentar em diversos aspectos,
tais como os teores de impurezas, umidade,
cinzas totais e sílica. Com relação à
composição elementar foi observado que os
elementos químicos Cu, Hf, Sc, Th foram os
que apresentaram maior variabilidade em
suas concentrações.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1] MEIRA, M. R.; MANGANOTTI, S.A.;
MARTINS, E. R. Crescimento e
produção de óleo essencial de Melissa
officinalis L. nas condições climáticas de
Montes Claros-MG, Biotemas, 24 (1), p.
1-8, 2011.
de Melissa officinalis obtidos por Análise por
Ativação. N= número de determinações.
Média
DP
CV
N
As
Ba
0,37
62,4
27
44
1
5
Br
Ca
Ce
Cl
Co
Cr
Cs
Cu
15,614
14873,6
0,7
3615,7
0,2
4,1
0,11
39,8
9
3186
0,6
3158
0,1
3
0,02
43
57
21
89
87
48
83
20
107
5
5
5
3
5
5
5
2
Eu
Fe
Hf
K
La
Lu
Mg
0,016
338
0,2
26992
0,8
0,012
5130
0,01
316
0,2
2750
0,6
0,009
228
88
94
143
10
77
77
4
2
5
5
3
5
2
3
Mn
Na
Rb
Sb
Sc
Se
Sm
Ta
14
62
28
0,12
0,1
0,23
0,06
0,041
3
16
12
0,08
0,1
18
26
41
72
114
0,04
78
3
5
5
3
5
1
5
1
Tb
Th
Ti
V
Yb
Zn
Zr
0,015
0,1
118
1,7
0,34
66
16
0,2
78
1,0
145
66
62
31
47
5
3
3
1
5
1
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Os autores agradecem ao CNPq pela bolsa
PIBIC 800716/2013-2.
Tabela 1: Média em mgg-¹, desvio padrão (DP)
e coeficiente de variação (CV) das amostras
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 155
Preparação e Caracterização da Fibra da Folha do Milho para Obtenção de
Compósito Polimérico e Aplicação na Fabricação de Tubulações de Gás
Tatiana Martinez Moreira e Emília Satoshi Miyamaru Seo
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN
INTRODUÇÃO
Há uma tendência mundial em buscar
recursos
naturais
alternativos
em
substituição às fibras sintéticas, que sejam
ecologicamente corretos, desenvolvendo
novos produtos, gerando emprego e renda,
utilizando o desenvolvimento de novas
tecnologias para a construção civil e em
outras áreas onde isto torna-se possível [1].
A relevância da pesquisa dá-se pela
oportunidade de gerar mais uma fonte de
renda e posto de trabalho, com a exploração
de um subproduto, para as pessoas que
sobrevivem do cultivo do milho em São
Paulo e em outras regiões do Brasil, além
dos benefícios econômicos de várias
indústrias somadas a reciclagem do resíduo,
fibras de milho.
A preparação das fibras da folha de milho foi
realizada por secagem, ataque químico e
mercerização (figura 1). A caracterização foi
feita nas dependências dos laboratórios do
Centro de Ciência e Tecnologia de Materiais
(CCTM) do Instituto de Pesquisas
Energéticas e Nucleares (IPEN).
Figura 1 – Fibras após o ataque alcalino
OBJETIVO
RESULTADOS
Desenvolver o processo de preparação das
fibras da folha de milho, caracterizando-as.
As fibras obtidas serão fundamentais para
preparação de um compósito polimérico para
fabricação de tubulações de gás.
As fibras da folha de milho possuem
morfologia esponjosa, adequada para o
tratamento superficial com ataque químico. A
micrografia MEV (figura 2) mostra a fibra da
folha de milho natural, antes do processo
químico, secção e trituração.
METODOLOGIA
 Revisão bibliográfica e documental sobre
a fibra da palha de milho;
 Procedimento experimental constituído
das
etapas
de
preparação
e
caracterização das fibras da folha de
milho; desenvolvimento e caracterização
do material compósito.
A análise Termogravimétrica (figura 3),
Fluorescência de raios X (figura 4) e Massa
Específica foram realizadas após o
tratamento superficial com ataque químico e
mercerização.
 Tratamento dos dados coletados.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 156
Teor % em massa
50
40
%
30
20
10
0
Ca
Figura 2: Micrografia MEV das fibras da folha de
milho.
A massa específica das fibras da folha de
milho é de 1,52 g/cm³, apropriada para
utilização em compósitos poliméricos com
fibras vegetais, comparada com valores de
outras fibras.
Si
Fe
Cu
S
Elementos Químicos
Figura 4: Análise de Fluorescência de raios x das
fibras da folha de milho.
Os resultados foram comparados a outros
estudos científicos nessa área, e mostram
que as fibras da folha de milho possuem
características semelhantes às fibras
vegetais usadas para reforço de materiais
compósitos poliméricos.
14
CONCLUSÕES
12
Massa (mg)
10
Nesta primeira fase do projeto, foi possível
extrair e caracterizar as fibras provenientes
das folhas e da espiga de milho. Os
resultados são promissores, levando a uma
possibilidade de novos usos tecnológicos
para as fibras da folha de milho.
8
6
4
2
0
-2
0
100
200
300
400
500
600
700
800
900
Temperatura [C]
Figura 3: Análise Termogravimétrica das fibras
da folha de milho.
A análise termogravimétrica, apresentada na
Figura 3 mostra que a temperatura de início
de termo oxidação das fibras da folha de
milho é de aproximadamente 300ºC.
A Figura 4 apresenta a composição química
das fibras da folha de milho, destacando a
presença do cálcio como elemento em maior
concentração (47,8%), seguidos do Silício
(19,2%), Ferro (17,2%), Cobre (9,2%) e
Enxofre (6,9%).
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1] ARAÚJO, J. R., Compósitos de
Polietileno de Alta Densidade reforçados
com fibra de curauá obtidos por extrusão e
injeção. 2009. Dissertação (Mestrado em
Química) – Universidade Estadual de
Campinas Instituto de Química, Campinas,
2009.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Bolsa de Iniciação Científica CNPq/CNEN.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 157
Avaliação do Procedimento de Tratamento de Efluente Industrial
Empregando Adsorventes
Tatiane Bernardino de Seixas Carvalho da Silva e Maria Aparecida Faustino Pires
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN
potássio (K+), magnésio (Mg+2) e cálcio
(Ca+2).
INTRODUÇÃO
A poluição das águas oriundas do descarte
de efluentes líquidos dos processos
industriais é um problema crescente. A
proposta deste estudo é avaliar a remoção
de contaminantes do efluente líquido gerado
no Instituto de Pesquisas Energéticas e
Nucleares – IPEN, cuja característica
predominante é sanitária, empregando
adsorventes sintetizados a partir de cinzas
de carvão. Os adsorventes são materiais
capazes de reduzir a concentração de
contaminantes específicos em efluentes. As
zeólitas são uma classe de adsorventes
empregadas no tratamento de efluentes e
particularmente neste estudo. As cinzas
utilizadas para sintetizar as zeólitas são
resíduos gerados a partir da queima do
carvão de usinas termelétricas e se
dispostas incorretamente podem ocasionar
diversos problemas ambientais como, por
exemplo, a contaminação do solo, além de
serem adsorventes de baixo custo. Para o
desenvolvimento
do
trabalho
foram
utilizadas as zeólitas sintetizadas a partir das
cinzas de carvão e lavadas até a água de
lavagem atingir pH 11 provenientes do
Complexo Termelétrico Jorge Lacerda
(ZJL11), localizado em Capivari de Baixoe da
Usina Termelétrica Charqueadas (ZCH11),
situada em Charqueadas - Rio Grande do
Sul (RS). A caracterização físico-química do
efluente com e sem o tratamento com
zeólitas seguiu os ensaios usuais realizados
no Programa de Monitoramento Ambiental –
PMA-Q.
As
concentrações
dos
contaminantes no efluente tratado e não
tratado com as zeólitas foram avaliados por
meio do tratamento estático (ANOVA). Foi
possível observar que houve uma remoção
significativa dos íons amônio (NH4+),
OBJETIVO
Estudar procedimentos de redução de
contaminantes no efluente empregando
adsorventes de baixo custo.
Para atingir o objetivo proposto, no período,
foram realizados:
• Caracterização do efluente gerado no
IPEN;
• Estudar o emprego de adsorventes no
tratamento de efluentes;
• Avaliação dos resultados decorrentes das
análises;
• Tratamento estatístico dos resultados das
análises
METODOLOGIA
A metodologia consistiu na coleta de mostras
de efluente líquido realizada na estação de
monitoramento de efluentes do IPEN. Foram
realizadas duas coletas de efluente em dois
dias diferentes para cada zeólita empregada
para que se mantivessem as características
do efluente. As análises foram processadas
em branco (B) e em triplicatas (R1, R2 e R3)
e denominadas como T: tratadas, com o
emprego das zeólitas e NT: não tratadas,
sem o emprego das zeólitas.
Em ambas as amostras, o tratamento com o
adsorvente baseou-se no estudo de Fungaro
et al. (2005) no qual a cada 100 mL de
efluente adicionam-se 1g de zeólita
sintetizada. Sendo assim foram adicionadas
nas amostras denominadas tratadas, 5 g de
zeólitas em cada 500 mL de efluente e 5 g
de zeólitas em cada 500 mL de água tipo I
conforme a Figura 1. Já nas amostras
denominadas não tratadas, não foram
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 158
adicionadas zeólitas, sendo separados 500
mL de efluente coletado.
27% com o emprego da ZCH11 e de 39% com
a ZJL11. No íon magnésio a remoção é de
19% na ZCH11 e de 63% na ZJL11. E no íon
cálcio é de 34% com o emprego da ZCH11 e
de 77% com a ZJL11.
CONCLUSÕES
Figura 1: Pesagem e adição do adsorvente zeólita
de cinza de carvão no efluente do IPEN
Após a pesagem e adição da zeólita de cinza
de carvão, todas as amostras passaram
pelos processos de agitação, para promover
o contato sólido-líquido entre as amostras de
efluente e as zeólitas e filtradas para início
dos ensaios físico-químicos de pH,
condutividade, série de sólidos, metais
totais, cátions e ânions, conforme Monteiro
et al. (2013).
Por ser um esgoto industrial com
característica predominantemente sanitária,
os parâmetros analisados enquadram-se a
legislação vigente não apresentando
concentrações
consideráveis
de
contaminantes. O adsorvente empregado
mostrou-se adequado para a remoção de
cátions. Os íons NH4+, K+, Mg+2 e Ca+2
apresentaram uma melhor eficiência na
remoção empregando a ZJL11 se comparada
com a ZCH11. Isto provavelmente deve-se a
caracterização das zeólitas discutidas por
Izidoro (2013).
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
RESULTADOS
Os resultados foram interpretados por meio
do tratamento estático ANOVA, a fim de
otimizar as análises e discussões no
tratamento com o emprego das zeólitas
ZJL11 e ZCH11, no qual foi possível observar
que houve uma remoção significativa dos
íons amônio, potássio, magnésio e cálcio. Na
Figura 2, apresenta-se a eficiência de
remoção dos cátions.
Figura 2: Eficiência de remoção dos cátions no efluente do
IPEN com o emprego das zeólitas
A eficiência de remoção do íon amônio no
efluente após o emprego da ZCH11 é de 45%
e da ZJL11 de 53%. Já no íon potássio é de
[1] APHA AWWA WPCF - American Public
Health Association American Water Works
Association & Water Pollution
Control
Federation. Standard Methods for the
examination of water and wastewater. 21 ed.
Washington: s.n., 2005.
[2] FUNGARO, D. A., IZIDORO, J. C., ALMEIDA,
R. S. Remoção de compostos tóxicos de solução
aquosa por adsorção com zeólita sintetizada a
partir de cinzas de carvão. Eclética Química. n°
2, v. 30, p. 31-35,2005.
[3] IZIDORO, J.C. Síntese e Caracterização de
zeólita pura obtida a partir de cinzas volantes de
carvão. 2013, 142 p. Tese ( Doutorado em
Tecnologia Nuclear - Materiais)Instituto de
Pesquisas Energéticas e Nucleares. São Paulo.
[4]MONTEIRO, L.R. et al. Relatório de Avaliação
do Programa de Monitoração Ambiental (PMAQ) Atendendo aos Compostos Químicos
Estáveis do IPEN – 2012. São Paulo:
Institucional IPEN/CNEN, 2013.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPQ
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 159
Avaliação da qualidade analítica e da sensibilidade na análise de amostras
de cérebro por meio da irradiação curta com nêutrons do reator IEA-R1
Thais Silva Prado Neto e Mitiko Saiki
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN – CNEN/SP
INTRODUÇÃO
Diversos estudos têm mostrado que há uma
correlação entre as concentrações de
elementos químicos e o desenvolvimento de
doenças. Também o sistema nervoso central
indica ser sensível às variações das
concentrações de elementos traço [1,2].
Para estudar a associação entre os
elementos químicos e as doenças
neurodegenerativas foram apresentadas no
trabalho anterior [3] as concentrações de Cl,
K, Mg e Na no tecido cerebral determinadas
pela análise por ativação com nêutrons
(NAA). Neste trabalho serão apresentados
os valores de limites de detecção (LD) e de
determinação (LQ) dos elementos para
avaliar a sensibilidade pelos critérios da
IUPAC (2002) e Currie (1968) bem como
sobre os resultados do controle da qualidade
dos resultados. [4,5]
Para avaliar a qualidade dos resultados
foram calculados os parâmetros Z-score[4] e
E-score[5] dos resultados das análises dos
materiais de referência certificados (MRCs)
NIST 1577b Bovine Liver e NIST 1566b
Oyster Tissue.
OBJETIVO
O objetivo deste trabalho foi avaliar a
qualidade analítica e a sensibilidade do
método de NAA na determinação de Cl, Mg,
Mn e Na em amostras de tecido cerebral
METODOLOGIA
As amostras de cérebro humano foram
adquiridas do Banco de Encéfalos Humanos
do Grupo de Estudos em Envelhecimento
Cerebral da FMUSP. Para as amostras de
cérebro foram submetidas à trituração,
liofilização e nova moagem. O método NAA
consistiu em irradiar alíquotas das amostras
juntamente com os padrões sintéticos de
elementos, por um período de 30 s sob fluxo
de nêutrons térmicos de 6,8 x 1012 n cm-2 s-1
do reator nuclear IEA-R1. As medidas das
atividades gama induzidas das amostras e
padrões
foram
feitas
usando
um
espectrômetro de raios gama ligado a um
detector de HGe. A identificação dos
radioisótopos foi feita pelas energias dos
raios gama e meia vidas e as concentrações
dos elementos foram calculadas pelo
método comparativo.
RESULTADOS
Os valores dos limites de detecção LD e de
quantificação LQ obtidos Cl, K, Mg, Mn e Na
das Tabelas 1 e 2.mostram que estes limites
são muito inferiores que as concentrações
dos elementos dos materiais de referência e
das amostras de cérebro. Isto indica que a
NAA é adequada para determinação desses
elementos nestes materiais devido a sua alta
sensibilidade.
A Tabela 3 mostra os valores obtidos para Zscore e E-score para os resultados dos
MRCs 1557b Bovine Liver e 1566b Oyster
Tissue respectivamente. Os resultados das
são satisfatórios quando |Z-score| ≤ 3 e |Escore| ≤ 1 [4,5]. A Tabela 3 mostra que
valores de |Z-score| variaram de 0,02 a 3,39
e os |Escore| de 0,02 a 3,41. Isto é, os
resultados das determinações Cl e Na não
foram satisfatórios para ambos os MRCs e o
E-score não satisfatório para Mn no MRC
1566b Oyster Tissue
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 160
Tabela 1. Limites de detecção (LD) e de quantificação (LQ) calculados pelo critério de Currie
Elementos
Cl (µg g-1)
K (µg g-1)
Mg (µg g-1)
Mn (ng g-1)
Na (µg g-1)
Energia
(keV)
1642,7
1524,6
1014,4
846,8
1368,6
Bovine Liver
Oyster Tissue
Cérebro Bovino
LD
LQ
LD
LQ
LD
LQ
72,9
243,6
110,0
361,3
44,2
141,3
308
1007
388
1280
426
1399
118
370
470
578
258
812
162
529
207
647
269
863
10,7
34,8
14,5
46,5
16,6
52,2
LD = Limite de detecção; LQ = Limite de quantificação.
Cérebro Humano
LD
LQ
83,1
181,9
657
1395
283
423
291
584
30,6
62,8
Tabela 2. Limites de detecção (LD) e de quantificação (LQ) calculados segundo método de IUPAC
Elementos
Cl (µg g-1)
K (µg g-1)
Mg (µg g-1)
Mn (ng g-1)
Na (µg g-1)
Energia
(keV)
1642,7
1524,6
1014,4
846,8
1368,6
Bovine Liver
Oyster Tissue
LD
LQ
LD
LQ
28,9
161,1
71,5
234,3
195
663
226
754
165
267
156
519
172
341
134
444
12,8
23,6
8,6
28,5
LD = Limite de detecção; LQ = Limite de
Cérebro Bovino
LD
LQ
28,9
94,1
671
687
165
549
172
575
12,8
34,2
quantificação.
Cérebro Humano
LD
LQ
31,2
103,9
250
833
122
406
121
405
11,1
35,8
Tabela 3. Valores de Z-score e E-score obtidos para os resultados dos materiais de referência
Elementos
Cl
K
Mg
Mn
Na
Material de Referência -1577b Bovine Liver
X ± DP
Zscore
3236 ± 372
3,4
9746 ± 1389 0,49
637 ± 105
0,98
10,1 ± 0,8
0,37
2241 ± 231,5 1,5
Material de Referência - 1566b Oyster Tissue
Escore Valor certificado
X ± DP
Zscore Escore Valor certificado
3,4
2780 ± 60
5848 ± 266
3,1
3,2
5140 ± 100
0,61
9940 ± 20
6513 ± 695 0,02 0,02
6520 ± 0,2
0,42
601 ± 28
1028 ± 155 0,95 0,57
1085 ± 23
0,13
10,5 ± 1,7
17,3 ± 2,0
0,64 2,0
18,5 ± 0,2
1,1
2420 ± 60
2956 ± 296
2,2
1,7
3297 ± 53
X ± DP = Média aritmética e desvio padrão.
CONCLUSÕES
Pelos resultados obtidos concluiu-se que
pelo método de NAA usando um tempo de
irradiação curto é possível quantificar os
elementos Cl, K, Mg, Mn e Na em amostras
de cérebro humano e os resultados dos
limites de detecção e de determinação
indicaram a alta sensibilidade da técnica.. Os
resultados de Z-score e E-score, em geral,
indicaram boa exatidão com exceção dos
resultados obtidos para Cl e Na
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1] Hebbrecht, G.; Maenhaut, W; de Reuck,
J., Instr. Meth. Phys. Res., v. 150, p. 208213, 1999.
[2] Bélavári, C.S.; Andrási, E.; Molnár, ZS.;
Bertalan, É., Microchem. J., v.79, p. 367-373,
2005.
[3] Neto, T. S. P.; Saiki, M. Resumos do XIX
Seminário Anual PIBIC/ CNPq, 2013.
[4] Thompson, M.; Ellison, S.L.R.; Wood R.;
IUPAC Technical Report, v. 74, p.835-855,
2002.
[5] Currie L. Analytical Chemistry, v.40,
p.586-593, 1968.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPq e FAPESP.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 161
Estudos do Escoamento em Núcleos de Reator com Elementos
Combustíveis tipo Placas Paralelas
Thomas Pedrinelli, Alfredo José Alvim de Castro e Delvonei Alves de Andrade
Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN
INTRODUÇÃO
Este trabalho tem por objetivo desenvolver
os estudos inicias para o “projeto de
Investigação de Velocidade Crítica e
Vibrações Induzidas em escoamentos de
refrigerante do tipo água leve em reatores
com elementos combustíveis tipo placas
paralelas”. A velocidade crítica é a
velocidade na qual placas retangulares irão
flambar e colapsar umas nas outras como
resultado de vibrações induzidas por
escoamento
e
consequentemente
distribuição assimétrica de pressões.
Embora não haja ruptura das placas
combustíveis durante o colapso, as
deflexões permanentes excessivas nas
laterais das placas podem causar bloqueio
ao escoamento no núcleo do reator e levar a
superaquecimento
nas
placas.
Este
fenômeno representa uma importante
consideração no projeto de reatores
nucleares com elementos combustíveis do
tipo
placas
paralelas.
O
Reator
Multipropósito Brasileiro (RMB), que está
sendo concebido e projetado pela Comissão
Nacional de Energia Nuclear (CNEN),
deverá utilizar um núcleo composto por
elementos combustíveis formado por placas
retangulares, o que justifica a importância
dos estudos as serem realizadas.
O fenômeno de colapso em placas foi
observado primeiramente no Reator de
Testes de Engenharia (ETR – DOE/USA –
Idaho) nos anos 50. Foi observado que
algumas placas apresentaram sinais de falha
por flambagem através da constatação por
visualização de pequenas deformações de
torção. Posteriormente, Miller [1] usou a
teoria de placas para equacionar a diferença
de pressões entre os canais de resfriamento
com a força de recuperação estática da
placa para estimar a velocidade crítica (Ud)
na qual as placas colapsaram. O colapso de
placas é do tipo de falha de instabilidade
estática que ocorre à velocidades
moderadas, identificada por Kim e Davis[2]
como velocidade crítica estática divergente,
Ud. Importantes investigações experimentais
foram realizadas por Groninger e Kane[3],
Scavuzzu[4] e Smissaert[5] para a
verificação da velocidade crítica de Miller.
OBJETIVO
Capacitar o aluno em métodos numéricos na
área de mecânica dos fluidos e transferência
de calor utilizando o método de diferenças
finitas através do programa EES;
Capacitar o aluno a projetar uma bancada
experimental para futuras medições de
velocidade critica de escoamento;
Capacitar o aluno a projetar seções de testes
para experimentos científicos;
Treinar o aluno em técnicas de medidas
experimentais.
METODOLOGIA
O projeto se iniciou com a reforma da antiga
bancada experimental Apolo já existente no
CEN (Centro de Engenharia Nuclear), onde
estão sendo modernizadas as instalações
hidráulicas e periféricas para o novo
experimento. Com isso, foi especificado o
material necessário para a nova bancada,
tipo de tubulação, acessórios da instalação,
material da tubulação e demais itens que
estão sendo adquiridos para o experimento.
No fim, obteve-se um projeto completo de
uma
nova
instalação
hidráulica
dimensionada para suportar as pressões e
vazões do novo experimento.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 162
Foi então realizado o projeto da seção de
teste,
onde
foram
levantados
as
características reais do reator RMB para ser
criado um modelo real para o experimento.
Foi então desenvolvido o desenho da seção
de testes em um modelo real reduzido
(apenas 3 placas paralelas) para o projeto.
Com base na montagem da bancada e na
seção de teste, será dada a sequencia nos
experimentos para a coleta de dados assim
como para a realização da simulação
numérica do escoamento na seção e por fim
os resultados teóricos e reais serão
comparados.
RESULTADOS
Até o momento foi concluído o projeto da
instalação hidráulica junto com seus
acessórios, como descrito na figura 1.
Figura 1
A seção de teste segue em orçamento para
a compra dos materiais, sendo eles
basicamente alumínio e acrílico, além dos
parafusos e demais matérias. Na figura 2 e
figura 3 pode-se observar o projeto da seção
de teste dentro de onde o escoamento
ocorrerá simulando canais do reator RMB,
assim como a própria seção de testes.
Figura2
Figura 3
coleta de dados experimentais após a
finalização da montagem da bancada.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1] Miller, D.R.,1958, Critical flow velocities
for collapse of reactor parallel-plate fuel
assemblies, Knolls Atomic Power Laboratory
Report, United States Atomic Energy
Commission contract n° W-31-109 Eng-52,
New York.
[2] Kim, G., and Davis, D.C.,1995, Hydraulic
instabilities in flat-plate type fuel assemblies,
Nuclear Science and Engineering, Vol. 158,
pp. 1-17
[3]Groninger, R.D., and Kane, J.J.,1963,
Flow induced deflections of parallel flat
plates, Nuclear Science and Engineering,
Vol. 16, pp. 218-226.
[4] Scavuzzo, R.J., 1965, Hydraulic instability
of flat Parallel-plate assemblies, Nuclear
Science and Engineering, Vol. 21, pp. 463472.
[5] Smissaert, G.E., 1968, Static and
dynamic hydro-elastic instabilities in MTRtype fuel elements Part I, introduction and
experimental
investigations,
Nuclear
Engineering and Design, Vol. 7, pp. 535-546.
CONCLUSÕES
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Pode-se concluir que as duas primeiras
etapas foram realizadas, faltando somente a
Projeto de Pesquisa CNPq 481193/2012.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 163
Instituto de Radioproteção e Dosimetria
IRD
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 164
Caracterização de um Detector Long Counter no LN
Aidano da Silva Filho e Karla Cristina de Souza Patrão
Instituto de Radioproteção e Dosimetria - IRD
INTRODUÇÃO
OBJETIVO
A caracterização de um detector de nêutrons
é fundamental para garantir a qualidade dos
serviços prestados pelo Laboratório de
Metrologia
de
Nêutrons
(LN
http://ln.ird.gov.br/), que tem como missão
desenvolver pesquisas nas áreas de
metrologia e dosimetria de nêutrons,
promovendo a disseminação das grandezas
pertinentes para os instrumentos de
medição, assegurando-lhes rastreabilidade.
Esse trabalho visa caracterizar Long Counter
e para isso é necessário determinar a
eficiência (ɛ) e o centro efetivo (D) desse
detector através do método de ajuste
reduzido [1].
O Long Counter (figura1) é um dos mais
populares detectores de nêutrons, ele possui
uma resposta para fluência de nêutrons
relativamente constante para uma ampla
faixa de energia, possui uma elevada
eficiência, insensível a raios gama e a boa
estabilidade tornando-o um tipo de detector
ideal para medir fluência de nêutrons em
uma ampla gama de energia. No LN entre
outras atividades ele é empregado no
sistema de Sulfato de Manganês para medir
a fuga de nêutrons nesse sistema.
METODOLOGIA
Foi medida a contagem de nêutrons com o
uso do Long Counter e uma fonte de
241
AmBe para diversas distâncias, esses
dados foram ajustados para (Equação 1
onde foi possível obter os parâmetros K e D.
Para o calculo da eficiência foram
substituídos os diversos valores encontrados
par K na (Equação 2 e calculado a eficiência
média.
(Equação 1)
𝑴 𝑻 (𝒅 ) =
𝑲
+ 𝒂(𝒅 + 𝑫) + 𝒃
(𝒅 + 𝑫)𝟐
Onde K é um parâmetro característico fontedetector, D é o centro efetivo, d é a posição
do sistema e a e b são parâmetros ligados
ao espalhamento de neutros.
(Equação 2)
𝜺=
Figura 18: Long Counter no Laboratório de Baixo
𝟒𝝅𝑲
𝑸 𝑭𝟏
Onde Q é a atividade da fonte e F1 é a
anisotropia que é considerada iguala a 1.As
incertezas encontradas nesse trabalho tem
um fator de abrangência de 2σ e para o teste
de compatibilidade os valores de referência
foram tirados do trabalho feito no Centre for
Ionising Radiation Metrology.[2]
Espalhamento
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 165
RESULTADOS
Os ajustes forneceram os valores para os
parâmetros K e D que pode ser visto nas
figuras 2 e 3 . Foi encontrado para o valor
médio de K (3,29 106 ± 1,73 105) <unidade>,
para o valor de D (4,2 ± 0,8) cm, através dos
valores de K foi possível chegar a um valor
de eficiência média ɛ de (3,9 ±0,2) cm2
Figura 19: Mostra os valores encontrados nos
ajustes para o parâmetro K. A linha vermelha
representa o valor médio e as tracejadas os
limites da incerteza.
dado pela equação 1. O parâmetro K (3,29
106 ± 1,73 105) <unidade> teve uma um erro
relativo percentual menor que 2%, os vários
valores de K foram postos na Erro! Fonte de
referência não encontrada. o que possibilitou
encontrar um valor de eficiência médio de
(3,9 ±0,2) cm2 com um erro relativo
percentual
de
5%
tendo
para
compatibilidade um valor igual a 3 e o valor
de referência para eficiência é de 3,29 cm2.O
centro efetivo D teve um valor (4,2 ± 0,8) cm
e um erro relativo de 6,6 % com uma boa
compatibilidade sendo igual a 0,5 para o
valor de referência igual 4,59 cm.
Esse trabalho consegui achar um bom valor
para o centro efetivo do Long Counter com
uma compatibilidade menor que 2 ,que é o
idela, porém para o valor da eficiência é
necessário que se façam mais medidas,
embora o valor da compatibilidade tenha
sido razoável. De uma forma secundária
esse trabalho tentou obter valores para o
espalhamento, embora a ISO 8529-2
também recomende esse método para o
calculo de espalhamento não se chegou a
valores satisfatórios para o espalhamento. É
necessário que o método de ajuste reduzido
seja mais estudado e produza mais medidas
para que se torne possível refinar o valor da
eficiência e chegar a valores satisfatórios
para o espalhamento no interior do LBE.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[116] ISO 8529-2. (2000). Reference neutron
Figura 20: Mostra os valores encontrados para o
parâmetro D. A linha vermelha representa o valor
médio e as tracejadas os limites da incerteza
CONCLUSÕES
O presente trabalho teve como objetivo
caracterizar o detector Long Counter que
tem como um dos seus empregos no LN
calcular a fuga de nêutrons no Banho de
Sulfato Manganês, para essa caracterização
foi utilizado o método do ajuste reduzido
radiations Part 2: Calibration fundamentals of
radiation protection devices related to the basic
quantities characterizing the radiation field.
1Tagziria, H., & J. Thomas, D. (2000). Calibration
and Monte Carlo modelling of neutron long
counters. Nuclear Instruments and Methods in
Physics Research, pp. 470-483.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPQ/PIBIC/CNEN
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 166
Utilização da Concentração da Creatinina Urinária para Identificar Coletas
Incompletas de Urina De 24h
Alana Borges dos Santos, Sueli Alexandra de Mesquita e Wanderson de Oliveira Sousa
Instituto de Radioproteção e Dosimetria – IRD
modificado [3,4] de forma a identificar coletas
de urina de 24 horas incompletas.
INTRODUÇÃO
A creatinina é um anidro cíclico da creatina
originada no tecido muscular pela perda de
uma molécula de água, formando um
intermediário, a fosfocretina, que representa
uma fonte alternativa de energia na célula
muscular para produção de ATP e
consequentemente de energia [1].
METODOLOGIA
A dosagem de creatinina urinária é feita pelo
método de Jaffé modificado, onde a
creatinina presente na urina reage com o
ácido pícrico à aproximadamente 37 °C,
formando um complexo amarelo-alaranjado
cuja concentração pode ser determinada
através da leitura da densidade ótica
(Absorbância), na faixa de 510nm em
espectrofotômetro, segundo o cálculo:
Creatinina (
Figura 1. Rota Bioquímica da Creatinina
A eliminação da creatinina se dá na espécie
humana quase que exclusivamente por
filtração glomerular pelo rim. O conteúdo de
creatinina excretado pelos rins pode ser útil
para identificar uma coleta de urina de 24h
realizada
por
um
individuo
ocupacionalmente exposto ou por um
indivíduo do público, justamente por sua
baixa variação de concentração na urina ao
longo do dia e por sofrer pouca influência da
dieta e do volume urinário. Segundo a ICRP
89, os valores médios de creatinina urinária
estabelecidos para um homem padrão de 73
kg é 1700 mg/dia de creatinina e para a
mulher padrão de 60 kg é 1000 mg/dia de
creatinina [2].
OBJETIVO
Calcular o valor de creatinina urinária das
amostras de urina de 24h fornecidas ao
Serviço de Monitoração Individual Interna da
DIDOS/IRD utilizando o método de Jaffé
mg
)  Absamostra * FC
dL
(1)
Onde,
Conc. padrão de creatinina (
FC 
mg
)
dL
Abspadrão
(2)
Para calcular a concentração de creatinina
por kg por 24h:
Creatinina (
mg
)
24h
C(
mg
) * Vol. 24h (mL)
dL
100
(3)
As amostras de urina analisadas fazem parte
do programa de monitoração interna da
DIDOS. Um total de 15 amostras sendo 5
amostras de homens e 10 amostras de
mulheres com idades, peso e volumes
diários de urina excretados variados. As
amostras de urinas cujo conteúdo de
creatinina urinária seja < 50% do valor
estabelecido para o homem e mulher padrão
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 167
serão consideradas coletas de urina de 24h
incompletas.
Parâmetros
Homens
(n=5)
Mulheres
(n=10)
Idade (anos)
49,4 ± 7,8
47,6 ± 11,7
Somente
uma
urina
apresentou
concentração de creatinina abaixo do valor
de aceitação do LBIOVT para uma coleta de
24 h.
As análises preliminares mostram que a
metodologia é adequada para avaliar se uma
amostra de urina fornecida corresponde a
uma coleta de 24 h, contudo para uma
avaliação estatística mais adequada, mais
amostras de urina deverão ser analisadas
como parte do programa de monitoração
individual interna da DIDOS.
Uma próxima etapa será a estimativa do
volume de urina de 24h a partir de uma única
coleta utilizando a concentração de
creatinina para a normalização.
Peso (kg)
83,8 ± 14,9
64,3 ± 8,7
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS.
Volume total
1262±500,7
1930,5±697,3
RESULTADOS
Os resultados da concentração de creatinina
encontrados nas amostras de urina de
homens e mulheres estão apresentados na
Tabela abaixo.
TABELA 1: Parâmetros avaliados nas
amostras de urina de homens e mulheres.
Creatinina
(mg/kg/dia)
18,8 ± 5,7
16,9 ± 3,8
Creatinina
(mg/kg/dia) ICRP
23,3
17
Valor de
aceitação
LABIOVT (>50%
ICRP) (mg/kg/dia)
11,7
8,5
[1]. Edwards, O.M., Bayliss, R.I.S. Urinary
Creatinine Excretion as an Index of the
Completeness of 24-hour Urine Collections. The
Lancet. November 29, 1165-1166. 1969
[2]. International Commission on Radiological
Protection. Basic Anatomical and Physiological
Data for Use in Radiological Protection:
Reference Values. ICRP Publication 89. Oxford
and New York: Pergamon Press 2022.
[3] Jaffé, M.: J. Phisiol. Chem. 10:381, 1886.
O valor médio de creatinina excretado em
24h tanto para homens quanto para
mulheres ficou abaixo do valor de referência
apresentado pela ICRP. Das 5 amostras de
urina
analisadas
dos
homens,
4
apresentaram valores muito próximos ao
valor de referência da ICRP e 1 apresentou
valor abaixo de 50% do valor de referência
indicando ser essa uma coleta incompleta de
24h [5]. Já no caso das amostras de urina
das mulheres, todas apresentaram valores
de creatinina correspondentes a uma coleta
completa de 24h.
[4] Slot, C.: Sand. J. Clin. Lab. Invest. 17:381,
1995
[5] Sierra, I., Evaluación en muestras biológicas
de Radionucleidos emissores beta mediante
espectrometria de centello en fase líquida.
Aplicaciones al estúdio de dosis internas em
técnicas de investigación de biologia molecular y
celular – Editorial CIEMAT - 2007
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Conselho Nacional de Desenvolvimento
Científico e Tecnológico - CNPq
CONCLUSÕES
As urinas analisadas em sua grande maioria
foram
consideradas
coletas
correspondentes a uma excreção de 24 h.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 168
Estudo da Aplicação da Dosimetria OSL em Altas Doses Utilizando os
Dosímetros CaSO4:Dy, CaF2:Mn E CaF2:Dy
Beatriz Martins de Medeiros e Marcus Alexandre Vallim de Alencar
Instituto de Radioproteção e Dosimetria-IRD
INTRODUÇÃO
Hoje uma das técnicas de dosimetria mais
usadas para altas doses é a dosimetria
química por Fricke. Mas esse tipo de
dosimetria é de difícil utilização, uma vez que
envolve processos complexos de calibração
e avaliação de dose [1]. A dosimetria OSL é
uma melhor opção para dosimetria pessoal e
ambiental. Isso porque possui alta
sensibilidade luminosa, leitura rápida,
possibilidade de releitura do dosímetro e
ausência de estímulo por aquecimento
(estímulo apenas por meio de luz) que não
provoca o efeito de “thermal quenching” [2].
O dosímetro mais usado em OSL é o óxido
de alumínio dopado com carbono (Al2O3:C),
mas ele satura para os valores de altas
doses
utilizadas em esterilização de
materiais, irradiação de alimentos e etc [3].
Desta forma, se faz necessário o estudo das
propriedades OSL de outros tipos de
dosímetros a fim de verificar a possibilidade
de aplicação da dosimetria OSL nestes.
OBJETIVO
Estudar as propriedades OSL dos
dosímetros CaF2:Mn (TLD 400), CaF2:Dy
(TLD200) CaSO4:Dy irradiados com doses
de kerma no ar da ordem de 10 a 300 Gy,
tendo como objetivo principal verificar a
possibilidade da aplicação da técnica de
dosimetria OSL na dosimetria de altas
doses.
[8]
Os dosímetros utilizados foram o CaF2:Mn
(TLD 400) e CaF2:Dy (TLD200) da Harshaw
e o CaSO4:Dy com PTFE produzidos no
IPEN/CNEN. Estes dosímetros foram
irradiados com diferentes valores de Kerma
no ar; o TLD400 foi irradiado com valores de
dose de 0,4Gy a 50Gy. O TLD200 foi
irradiado com valores de dose de 10Gy a
300Gy. Já o CaSO4 foi irradiado com valores
de 0,4Gy a 75Gy. As medições
experimentais de OSL foram realizadas num
Leitor Riso TL/OSL-DA-15B do Laboratório
de Dosimetria OSL do IRD, utilizando luz
azul como luz de estímulo no modo contínuo,
potência de 100% e tempo de iluminação de
20s. Os valores de sinais encontrados após
as medições foram analisados junto com o
fator
de
calibração
desenvolvido
anteriormente e os resultados encontrados
foram relacionados com a dose em Kerma
no ar irradiada. A partir destes dados foram
feitos gráficos para a análise da linearidade
do sinal de OSl com o valor de dose.
RESULTADOS
Todos os dosímetros apresentaram sinal
OSL que podem ser vistos nas Figuras 1, 2
e 3 respectivamente. Este sinal foi percebido
tanto para o TLD400 quanto o CaSO4:Dy a
partir de 0,4 Gy, e para o CaF2:Dy (TLD200)
a partir de 10Gy. Podemos perceber
também, que o sinal OSL é proporcional ao
valor de dose irradiado. O CaF2:Dy (TLD
200) apresenta linearidade de sinal com
doses superiores a 10Gy e com doses
inferiores a 250Gy (Figura 4 ). Acima deste
valor o sinal satura com a dose. O CaF2:Mn
(TLD 400) apresenta linearidade de sinal
com doses superiores a 0,4Gy e com doses
inferiores a 30Gy (Figura 5 ). Acima deste
valor o sinal satura com a dose. O CaSO4
apresentou linearidade de sinal com doses
superiores a 0,4 Gy e inferiores a 75Gy
(Figura 6).
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 169
Intensidade
de sinal OSL
Intensidade de…
Figura1: Intensidade de sinal OSL do TLD400
irradiado com dose de 30Gy.
Intensidade de
Sinal OSL
5000
0
10
20
30
Tempo
Figura 2: Intensidade de sinal OSL do TLD200
irradiado com dose de 110Gy.
Intensidade de…
Intensidade de
Sinal OSL
500000
0
10
20
Tempo
30
100
Figura6 : Linearidade de sinal do CaSO4
Todos os dosímetros testados apresentam
sinal OSL e apresentam regiões de
linearidade com a dose, portanto a técnica
de OSL com estes dosímetros pode ser
utilizada na avaliação de doses na ordem de
centenas de miligrays até valores de altas
doses na ordem de dezenas de grays. O
dosímetro CaF2:Dy (TLD 200) apresenta
uma região de linearidade maior que os
outros, por isso o uso deste dosímetro
possibilita uma maior aplicação da técnica
OSL na dosimetrioa de altas doses.
METODOLOGIA
Figura 3: Intensidade de sinal OSL do CaSO4:Mn
irradiado com dose de 15Gy
Intensidade
de sinal OSL
Intensidade de…
500000
0
y = 1565,4x -…
0
200
Dose
400
Figura 4: Linearidade de sinal OSL do TLD200 para
valores de dose entre 10Gy e 300Gy.
Linearidade de sinal…
200000
0
y = 3883,5x + 225,59…
0
Intensidade
de sinal OSL
y = 6467,7x +…
0
50
Dose
CONCLUSÕES
Intensidade de…
0
500000
0
20Dose (Gy)40
Figura 5: Linearidade de sinal do TLD400
60
[1] Conceição,C. C. S. Implementação de
dosimetria química de altas doses para
irradiadores industriais. Tese de mestrado
COPPE/UFRJ. Março 2006.
[2] Bøtter-Jensen, L., Mckeever, S. W. S.,
Wintle,
A.G.,
“Optically
Stimulated
Luminescence Dosimetry”, Elsevier Science
B.V., 2003.
[3] E.G. Yukihara, V.H. Whitley, S.W.S.
Mckeever, A.E. Akselrod, M.S. Akselrod,
“Effect of high-dose irradiation on the
optically
stimulated
luminescence
of
Al2O3:C”, Radiation Measurements 38 (2004)
317 – 330.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPQ - Conselho Nacional de
desenvolvimento Científico e
Tecnológico.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 170
Uso da Técnica OSL para Identificação de Alimentos Irradiados como
Condimentos e Especiarias
Catherine Costa Oliveira da Silva e Marcus Alexandre Vallim de Alencar
Instituto de Radioproteção e Dosimetria - IRD
INTRODUÇÃO
A utilização da radiação ionizante na
conservação de alimentos é considerada
uma técnica bem estabelecida, por isso
muitos países, inclusive o Brasil, passaram a
permitir o uso de alimentos irradiados. A
irradiação
de
alimentos
deve
ser
acompanhada de um rigoroso controle de
produtos e do processo de irradiação. O
objetivo principal do controle é assegurar
que a dose absorvida pelo alimento não
ultrapasse os limites estabelecidos por lei.
Desta forma, é necessária a existência de
métodos
adequados
que
permitam
identificar se os alimentos foram irradiados
ou não. Muitos métodos têm sido testados
para dosimetria e identificação de alimentos
irradiados, entre eles a termoluminescência
e a ressonância paramagnética eletrônica,
Neste trabalho estudamos a técnica de
luminescência
opticamente
estimulada
(OSL) que apresenta vantagens sobre os
outros métodos: as amostras podem ser
utilizadas sem a necessidade de um
processamento prévio, ou seja, são
utilizadas in natura.
OBJETIVO
Estudar
as
propriedades
OSL
de
condimentos e especiarias irradiadas
(tratadas com irradiação): cominho em pó e
orégano, com objetivo de verificar a
possibilidade de aplicação da técnica OSL
em identificar se o alimento foi irradiado ou
não.
METODOLOGIA
As amostras de dez tipos de condimentos
foram irradiadas: coentro, cominho, erva
doce, gengibre, louro em pó, noz-moscada,
orégano, páprica, pimenta branca e pimenta
preta. As amostras foram submetidas à
irradiação gama de Cobalto-60 do
Laboratório de Instrumentação Nuclear da
COPPE/UFRJ na dose de 1 kGy e 10 kGy.
Medição de OSL
A medida do Sinal OSL foi realizada pela
estimulação luminosa das amostras em 20
segundos. Para a medida da emissão da luz
foi utilizada uma leitora RISO TL/OSL-DA15B do Laboratório de Dosimetria OSL do
IRD e o comprimento de onda usado para a
luz de estímulo foi a luz azul.
RESULTADOS
Seis condimentos apresentaram bons
resultados para o sinal de OSL: coentro,
cominho, erva doce, gengibre, orégano e
páprica. Para estes condimentos, estão
sendo estudados: a intensidade do sinal OSL
x dose absorvida, a intensidade do sinal OSL
x massa da amostra e do decaimento do
sinal OSL (fading).
Para os outros quatro condimentos que não
apresentaram
resultados
satisfatórios
quando irradiados na dose de 10 kGy não
foram estudados outras propriedades do
sinal OSL.
Irradiação das amostras
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 171
Na figura 1, temos as curvas OSL para os
condimentos que apresentaram bons
resultados.
[1] C. BONIGLIA, P. AURELI, E. BORTOLIN, S.
ONORI, “Verification of Imported Food Upon Import
for Radiation Processing: Dried Herbs, Including
Herbs Used in Food Supplements, and Spices by PSL
and TL”, Radiation Physics and Chemistry 78 (2009)
679-681;
[1]
P.G.
FUOCHI,
A.ALBERTI,
E.BORTOLIN,
U.CORDA, S.LA CIVITA, S.ONORI, “PSL study of
irradiated food: NaCl as possible reference material”,
Radiation Measurements 43 (2008) 483-486;
[1]
S.
KITAI,
M.FURUTA,
“Change
in
Thermoluminescence of Irradiated Paprika Powder
During Storage Under Various Temperature and
Humidity
Conditions”,
Radiation
Physics
and
Chemistry 78 (2009) 703-705;
Figura 21- Curvas OSL para a) erva doce na dose de 10
kGy b) cominho na dose de 10 kGy c) orégano na dose de
10 kGy d) coentro na dose de 10 kGy e) gengibre na dose
de 10 kGy e f) páprica na dose de 1 kGy.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPq
–
Conselho
Nacional
de
Desenvolvimento Científico e Técnológico.
CONCLUSÕES
A partir destes resultados, concluímos que a
técnica OSL pode ser utilizada para
identificação de alimentos irradiados.
A pimenta preta, pimenta branca, louro em
pó e noz-moscada não apresentaram sinal
OSL, portanto, a técnica OSL não pode ser
aplicada a estes condimentos.
Estamos estudando outras propriedades da
técnica OSL para verificarmos se também
pode ser usada para a dosimetria de
alimentos irradiados.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1] ABNT NBR 15886:2010 – Detecção de Alimentos
Irradiados Utilizando Luminescência Fotoestimulada;
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 172
Estudo da Reprodutibilidade das Medições com Espectrômetro de
Multiesferas de Bonner
Geisa Araujo de Azevedo e Walsan Wagner Pereira
Instituto de Radioproteção e Dosimetria - IRD
INTRODUÇÃO
real. Ela foi colocada no centro de uma
A espectrometria de nêutrons é um dos
modos
mais
importantes
para
a
determinação de problemas relacionados a
dosimetria de nêutrons. O espectrômetro
deve ser usado para melhorar o
conhecimento do espectro nos locais de
trabalho, e também para melhorar os
padrões de nêutrons do Laboratório de
Nêutrons - LNMRI/LN. São realizados testes
no laboratório para avaliar o comportamento
metrológico deste sistema para estabilidade
a curto e longo prazo: repetitividade e
reprodutibilidade. Isto será útil para auxiliar
na solução de alguns problemas, em
particular com relação as grandes
incertezas, associadas a dosimetria de
nêutrons para radioproteção.
esfera de raio 110 cm e o foi definida quanta
OBJETIVO
Estudar o comportamento metrológico do
Espectrômetro de Multiesferas de Bonner
para
medições
em
condições
de
repetitividade e reprodutibilidade e obter
conhecimentos instrumentais e teóricos para
iniciar o experimento.
radiação emitida pela fonte foi absorvida por
um ponto da esfera.
A partir do valor de radiação absorvido no
ponto, estima -se quanta radiação foi
absorvida pela esfera inteiramente.
Assim que concluída a simulação no MCNP,
serão
iniciados
os
experimentos
no
laboratório. Obtidos ambos os resultados,
eles serão comparados para chegar a
conclusões sobre a variabilidade nas
medições.
RESULTADOS
Até o momento, há resultados definidos
apenas para 252 Cf a partir das saídas obtidas
no MCNP que correspondiam à fluência, aos
coeficientes de conversão da ISO hp e da
TRS403, foi obtido a valor do equivalente de
dose ambiente (H*(10)) e da energia média
em fluência.
Para saber se os valores da energia média
e da H*(10) estavam conforme o esperado,
utilizou-se uma tabela de fluência e dose em
irradiação do LN.
Comparando os valores do experimento
com três simulações contendo cinco esferas
de diâmetros diferente, obtivemos:
METODOLOGIA
Foram
feitas
simulações
pelo
MCNP
utilizando-se as fontes 252 Cf, 252 Cf+D2O
(com e sem cádmio), AmBe e PuBe, onde
Tabela 1. Resultado Obtido na Repetição o
Experimento em Esferas de Diâmetros
Distintos para 252Cf
definiu-se a geometria da fonte em tamanho
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 173
Esferas
2”
3”
5”
8”
12”
Simulação 3384 21500 72465 83385 42382
1
IRD – Instituto de Radioproteção e
Dosimetria
Simulação 3451 21627 72534 83936 42231
2
Simulação 3503 21994 72925 82325 42132
3
CONCLUSÕES
Para a fonte 252Cf, o resultado final obtido foi
conforme o esperado pois em cada uma das
simulações para diferentes diâmetros das
esferas de Bonner, podemos notar que a
variação é muito pequena, uma vez que
notamos uma constância nas duas primeiras
casas decimas, obtendo uma variância
dentro do esperado.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[9]
Pereira, W. W., Fonseca, E. S.,
Patrao, K. C. S., Revista Brasileira de
Pesquisa e Desenvolvimento, p. 113-119,
2005.
[10] Lemos Junior, R. M., da Silva, A. X.,
Pereira, W. W., Souza, E. M., Leite, S. P.,
Determinação de uma matriz resposta para
espectrômetro de multiesferas de Bonner,
Brazil, 2005.
[11] Gatto, L. B. S., Fonseca, E. S.,
Pereira, W. W., Assembly of a scintillation
detector for the Bonner multispheres
spectrometer of the neutron laboratory
(LN/IRD), INAC 2007, 2007.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPQ - Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 174
Determinação de Espectros de Nêutrons de Fontes de AmBe e AmB do LN/LNMRI
Moderados em Água
Jaqueline Cardoni Herrera e Walsan Wagner Pereira
Instituto de Radioproteção e Dosimetria - IRD
INTRODUÇÃO
Alguns trabalhos requerem aplicações
interessantes para fontes radioisotópicas de
nêutrons moderadas em meio aquoso. Em
um deles é proposto um novo espectro para
ser utilizado na calibração de monitores de
área e monitores individuais. A principal
característica
apresentada
por
esse
espectro é ter perfil em fluência em energia
mais próximo dos locais de trabalho que
aqueles recomendados pela ISO 8529. Esse
espectro foi calculado por simulação de
monte Carlo, utilizando uma fonte de AmBe
imersa num recipiente esférico de 30 cm de
diâmetro cheio de água. Esse trabalho de IC
propõe reproduzir a modelagem proposta em
[1] e estudar a influencia na fluência em
energia de diferentes volumes de água e dos
modelos de fontes de AmBe e AmB
utilizados no Laboratório de Nêutrons do
LNMRI.
- Calculo da fluência em energia para cada
fonte estudada, considerando as seguintes
condições:
- Volumes esféricos de água com 5, 10 e
15cm de diâmetro;
- Posições de medição da fluência em
energia com distância de 40, 50, 75 e 100 cm
a partir do centro da esfera.
RESULTADOS
Para 241AmBe (α,n) temos uma classificação
de 4 tipos de distância sendo elas de
40,50,75 e 100cm da fonte, com diferentes
esferas de raio de 5 , 10 e 15cm. As figuras
a seguir tem respectivamente seus gráficos
de acordo com a ISO, sendo a figura 1 e a
figura 2, gráficos da fluência de nêutrons
para 40 e 50cm são:
3,00E-05
2,50E-05
OBJETIVO
2,00E-05
Estudar a fluência em energia de nêutrons
de modelos de fontes de AmBe e AmB do
LN/LNMRI moderados em água.
Série1
1,50E-05
Série2
1,00E-05
Série3
5,00E-06
0,00E+00
1,00E-07
1,00E-04
1,00E-01
1,00E+02
METODOLOGIA
Figura 1
-Modelagem da geometria proposta por [1]
(fonte de AmBe modelada numa esfera de
água com 30 cm de diâmetro);
-Modelagem dos modelos de fontes de
AmBe do LN/LNMRI
- Modelagem do modelo de fonte de AmB do
LN/LNMRI
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 175
2,00E-05
CONCLUSÕES
1,50E-05
Com uma fonte AmBe no centro de uma
esfera de água de raio 5,10 15 cm a
medindo-se a fluência há uma distância 40
,50,75 e 100cm,observa-se que a esfera de
10cm é a que traz o melhor resultado do
ponto de vista do compromisso entre o
tamanho e a quantidade de água utilizada.E
a AmB a esfera de 5cm é a que traz o melhor
resultado do ponto de vista entre o tamanho
e a quantidade de água utilizada também.
Série1
1,00E-05
Série2
Série3
5,00E-06
0,00E+00
1,00E-07
1,00E-04
1,00E-01
1,00E+02
Figura 2
Para 241AmB(α,n) temos uma classificação
de 4 tipos de distância sendo elas de
40,50,75 e 100cm da fonte, com diferentes
esferas de raio de 5 , 10 e 15cm. As figuras
a seguir tem respectivamente seus gráficos
de acordo com a ISO, sendo a figura 1 e a
figura 2, gráficos da fluência de nêutrons
para 40 e 50cm são:
5
4
3
Série1
2
Série2
1
Série3
0
-1
0
10
20
30
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
Ghodke, S. et al, Standardisation of WaterModerated Am-Be Neutron Source Using De
Pangher
Neutron
Long
Counter
:
Experimental And Monte Carlo Modlling,
Radiaton Protection Dosimetry, vol.148, no
3, pp 358-365,2012
Leite, S.P et al, Alternative irradiation system
for efficiency mangase bath determination,
Radiation Measurementes, vol 45, pp14991501,2010
D. J. Thomas, R. Nolte, V. Gressier, “What is
neutron metrology and why is it needed?”,
40
Metrologia 48 (2011) S225–S238.
Figura 3
3,00E+00
2,50E+00
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
2,00E+00
Série1
1,50E+00
Série2
1,00E+00
CNPQ/PIBIC- Conselho Nacional de
Desenvolvimento Científico e Tecnológico
Série3
5,00E-01
0,00E+00
-5,00E-01 1
10
100
Figura 4
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 176
Comparação entre Métodos Físicos e Matemáticos para Calibração de
Contador de Corpo Inteiro Visando à Determinação da Radionuclídeos
de Alta Energia
Jaqueline Quince de Mello - Bernardo Maranhão Dantas e John G. Hunt
INTRODUÇÃO
A
determinação
de
radionuclídeos
emissores de fótons de alta energia no corpo
humano,
através
de
métodos
de
monitoração in vivo requer a aplicação de
técnicas específicas de calibração dos
detetores visando à obtenção de fatores de
calibração. Tais fatores convertem a taxa de
contagem dos fótons na atividade do
radionuclídeo presente no corpo do indivíduo
sendo monitorado. Os fatores de calibração
são obtidos experimentalmente
com
simuladores
físicos
antropomórficos
contendo atividades certificadas dos
radionuclídeos de interesse para a área de
dosimetria interna ocupacional de rotina ou
de acidentes. Um método alternativo para se
obter os fatores de calibração consiste na
simulação matemática do detetor, da fonte
contaminante e do corpo humano, utilizando
o Método de Monte Carlo.
OBJETIVO
Comparar os fatores de calibração do
contador de corpo inteiro para determinação
de radionuclídeos de alta energia, utilizando
o método convencional e a simulação
matemática.
METODOLOGIA
Foram preparados, no Laboratório de
Monitoração In Vivo do IRD, 80 litros de
solução concentrada de cloreto de potássio
comercial. Desta solução estoque, uma
amostra de 1 litro foi transferida, para um
recipiente de polietileno e analisada no
Laboratório de Bioanálises do IRD, tendo
sido determinada a atividade de K-40 de
2530 Bq/L.
O simulador BOMAB foi então preenchido
com 57,5 litros da solução estoque,
perfazendo uma atividade total de 145475
Bq. O simulador foi então posicionado na
geometria de corpo inteiro para contagem
com
detetor
NaI(Tl)3x3,
conforme
apresentado na Figura 1.
Figura 1. Posicionamento do simulador BOMAB para
contagem com detetor NaI3x3
Foram realizadas séries de cinco contagens
consecutivas de 30 minutos em doze
posições, com 15 cm de distância, ao longo
do eixo longitudinal do simulador. Foi
realizada também uma série de cinco
contagens do background da sala vazia,
visando o cálculo da taxa de contagem
líquida na região de interesse do K-40
[Canais: 488 – 548; Energia (keV): 1374,2
1547,4]. As contagens foram iniciadas em
um ponto localizado a 5,5 cm a partir do topo
da cabeça do BOMAB, e movimentando-se
horizontalmente o suporte do detetor 15 cm
a cada nova posição.
Foi calculada a média de cada série de cinco
contagens, e subtraído o BG médio. Os
valores resultantes em uma das 12 posições
foram divididos pelo tempo de contagem
(1800 segundos), obtendo-se a taxa de
contagem líquida, em cps. Os valores da
taxa de contagem líquida foram divididos
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 177
pela atividade de K-40 contida no simulador,
obtendo-se assim o fator de calibração, em
cps/Bq referente a cada posição. Este
procedimento
consiste
no
método
convencional para determinação do fator de
calibração.
Na etapa seguinte, utilizando o software
VMC, são gerados os fatores de calibração
através
do
método
de
simulação
matemáticas a serem comparados com os
valores de FC obtidos com o método
convencional.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
HUNT, John G, DANTAS, B. M., LUCENA,
Eder A. Calibration of in vivo measurement
systems using a voxel phantom. Radiation
Protection Dosimetry. , v.79, p.425 - 427,
1998.
HUNT, John G, Malátová, I., FONTÁNOVA,
S., DANTAS, B. M. Calibration of In Vivo
Measurement Systems Using a Voxel
Phantom and the Monte Carlo Technique.
Radiation Protection Dosimetry. , v.89, p.283
- 286, 2000.
RESULTADOS
A tabela 1 apresenta a comparação entre os
fatores de calibração obtidos com os dois
métodos.
Tabela 1. Comparação entre Fatores de
calibração para K-40 no corpo inteiro,
obtidos pelos métodos convencional e
matemático.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPq.
CONCLUSÕES
Com base na comparação entre os FCs
obtidos pelos dois métodos (convencional e
teórico), pode-se concluir que a simulação
matemática do BOMAB e do detetor
apresentam valores equivalentes, tendo
sido, portanto, validado o método de
calibração matemático realizado com o
auxílio do software VMC para a medição de
K-40 na geometria de corpo inteiro com
detetor NaI3x3.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 178
Ferramenta para Medir a Dose Glandular Média em Exames de Mamografia
Luiz Thiago Longo Sardo e Célia Maria Campos Coutinho
Instituto de Radioproteção e Dosimetria - IRD
INTRODUÇÃO
O exame de mamografia para determinação
precoce do câncer de mama tem sido
estimulado no país para mulheres com idade
entre 50 e 69 anos [1]. O risco de indução de
câncer com o uso da radiação é baixo,
porém existe. A chegada da tecnologia
digital sugere um ligeiro aumento do valor da
dose glandular na mama, principalmente na
do tipo radiologia computadorizada [2].
Diversos estudos vêm sendo realizados com
objetivo de determinar a dose glandular na
mama [2,3]. Porém, existe a necessidade de
avaliar todos os sistemas que realizam
mamografia e garantir o uso de doses dentro
dos valores aceitáveis. Para evitar ocupar a
sala de exames, este estudo apresenta uma
ferramenta que permite realizar as medidas
num curto intervalo de tempo e com melhor
precisão.
OBJETIVO
O objetivo é determinar a dose glandular
média, DG, de mamas submetidas a exames
de mamografia, utilizando TLDs colocados
no interior de um fantoma de tecido
equivalente à mama e comparar os
resultados com medidas da DG utilizando o
método de cálculo.
METODOLOGIA
As medidas dos valores do kerma no ar
incidente, Ki, e da dose glandular média, DG,
na mama foram realizadas utilizando dois
métodos. No primeiro utilizou-se TLDs
inseridos em um fantoma e no segundo foi
calculada a dose a partir dos valores obtidos
do rendimento do mamógrafo.
Foram usados TLDs Harshaw LiF 100. O
rendimento do mamógrafo foi obtido
utilizando o detector Radcal modelo 9015. O
valor do rendimento foi usado para calcular o
valor do Ki aplicado em cada exame. Em
seguida o valor do Ki foi multiplicado pelos
fatores c, g e s, determinados por Dance [4]
para cada qualidade do feixe e
glandularidade da mama, para a obtenção
da DG. Para simular a mama, foi utilizado o
fantoma de tecido equivalente à mama, BTE
(Breast Tissue Equivalent) [5], que possui o
formato de uma mama e fatias de 0,5 e 1,0
cm de espessura e permite simular mamas,
com glandularidades variando de 6% a 46%
e espessuras de 2 a 10 cm.
Valores de técnicas radiográficas (kV,
alvo/filtro e mAs) obtidos em 28 exames de
mamografia craniocaudal de pacientes de
um serviço de mamografia de um Hospital
Universitário (RJ) foram utilizados para expor
o BTE. As espessuras das mamas quando
comprimidas e a idade das pacientes foram
anotadas a fim de se reproduzir as
exposições e calcular a glandularidade do
tecido mamário. Foram selecionadas mamas
com espessura quando comprimida de 4,0;
5,0 e 6,0 ± 0,2 cm. Valores da glandularidade
das mamas foram calculados pela equação
de Beckett [6], que considera a idade das
pacientes e a espessura da mama.
As irradiações dos TLDs foram realizadas
pelo modo manual, reproduzindo os fatores
de técnica radiográfica o mais próximo
possível dos utilizados nas mamografias.
Para cada exposição foram colocados três
TLDs na superfície do BTE para medir o Ki e
inseridos três TLDs em uma determinada
profundidade do BTE para medir a DG. A
média dos três TLDs usados na superfície e
inseridos no BTE foi calculada.
Os valores da DG obtidos por TLDs foram
comparados com os calculados pelo método
proposto por Dance [5] usando o rendimento do
mamógrafo e os fatores de conversão.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 179
RESULTADOS
A tabela 1 mostra os valores de Ki e DG
obtidos utilizando o rendimento do
mamógrafo e medidos experimentalmente
utilizando TLDs inseridos no fantoma BTE.
Diferenças entre ambos os métodos de
medida variaram de 3,8% na menor
espessura e 12,2% na maior espessura
ficando em 10,8% para a espessura de 5,0
cm. Observa-se uma tendência de aumentar
a diferença da DG entre os dois métodos,
quando se aumenta a espessura. Esta
tendência ocorreu mais discretamente para
medida do Ki. Pode ser observado que para
6,0 cm de espessura a diferença foi de 7,9%
e nas outras espessuras, inferior a 1,1%.Os
valores de Ki calculados foram, em todas as
espessuras, menores do que os valores
obtidos com TLDs na superfície do BTE. Em
relação à medida da DG ocorreu o oposto
para as espessuras de 4,0 e 5,0 cm.
TABELA 1. Valores de Ki e DG e os desvios
padrão obtidos experimentalmente e por
cálculos utilizando TLDs inseridos no BTE.
Calculado (mGy)
BTE (mGy)
Espessura
(cm)
Ki
DG
Ki
DG
4,0
7,8 (1,3)
2,0 (0,4)
7,9 (1,3)
1,9 (0,4)
5,0
10,5 (1,4)
2,2 (0,3)
10,6 (1,3)
2,0 (0,3)
6,0
15,9 (2,0)
3,1 (0,3)
17,2 (2,3)
3,5 (0,8)
CONCLUSÕES
As diferenças encontradas entre os valores
de Ki e DG obtidos nos dois métodos indicam
que o uso do BTE para medir doses em
exames de mamografia é adequado quando:
os TLDs são calibrados com qualidades do
feixe apropriados, leva-se em consideração
a profundidade em que os TLDs são
colocados para cada espessura da mama e
quando os fatores de dependência
energética do TLD são aplicados para
corrigir as leituras. Neste estudo todos estes
fatores foram considerados e os motivos de
diferenças maiores na DG para a espessura
de 6,0 cm devem ser melhor investigados.
Pode-se concluir que o uso do BTE para
determinar DG e Ki pode contribuir para os
estudos da dose nas pacientes submetidas a
mamografia e possibilitar uma avaliação em
todos os serviços do País para auxiliar o
Ministério da Saúde na criação de critérios
nacionais para dose glandular na mama.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1] Brasil. Ministério da Saúde. INCA. Controle do
câncer de mama: documento de consenso
[Internet].
INCA;
2004
http://www.inca.gov.br/publicacoes/Consensoint
egra.pdf
[2] Coutinho C. M. C. Avaliação da dose
glandular em sistemas de mamografia
convencional e digital utilizando um fantoma
dosimétrico
COPPE,
UFRJ
2009.
http://www.con.ufrj.br/DScTeses/teses2009/tese
_celiamaria.pdf.
[3] Young K. C. and Oduko J. M., Evaluation of
Kodak DirectView Mammography Computerised
Radiography System,
NHSBSP Equipment
Report 0504, 2005.
[4] Dance D. R., SKinner C. L., Young K. C.,
Beckett J. R. and Kotre C. J.: Additional factors
for the estimation of mean glandular breast dose
using the UK mammography dosimetry protocol.
Physics in Medicine and Biology (2000) 45:
3225–3240.
[5] Almeida C. D., Coutinho C. M. C., Dantas B.
M., Peixoto J. E., Koch H. A.: A New
Mammography Dosimetric Phantom. Rad. Prot.
Dosimetry (2012) 151(1): 196-198.
[6] Beckett J. R., Kotre C. J.: Dosimetric
Implications of Age Related Glandular Changes
in Screening Mammography. Phys. Med. and
Biology (2000) 801-813.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CNPq.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 180
Simulação do Salão de Baixo Espalhamento do Laboratório de Nêutrons
para Avaliação da Contribuição de Espalhamento e Atenuação da Grandeza
Fluência
Mariana Pereira de Araujo e Walsan Wagner Pereira
Instituto de Radioproteção e Dosimetria - IRD
INTRODUÇÃO
O Laboratório de Nêutrons (LN) do
Laboratório Nacional de Metrologia das
Radiações Ionizantes (LNMRI/IRD) é
responsável pela guarda e manutenção do
Padrão Brasileiro de Fluência de Nêutrons e
tem como principal atribuição assegurar a
disponibilidade de padrões primários
nacionais de fluência de nêutrons e de
grandezas relacionadas à dose para campos
de nêutrons [1]. As atividades são realizadas
no Laboratório de Baixo Espalhamento
(LBE), que vem passando por um processo
de reestruturação no intuído de melhorar o
serviço e diminuir as incertezas envolvidas
na calibração dos monitores. Essa instalação
do LN possui a maior demanda de serviços
solicitados à metrologia de nêutrons. Dessa
forma, uma reavaliação do impacto dessas
modificações no espalhamento da radiação
é necessária, visto que esses resultados
afetam os clientes da indústria de petróleo e
gás, da radioterapia, da pesquisa, da
certificação de novos laboratórios de
calibração, entre outros.
OBJETIVO
Elaborar uma simulação computacional do
Laboratório de Baixo Espalhamento do
Laboratório de Nêutrons para avaliar os
parâmetros de atenuação e espalhamento
de nêutrons, além de validar a eficiência do
novo sistema de posicionamento e os dados
do método experimental.
Laboratório de Nêutrons através do código
Monte Carlo MCNPX [3] e avaliado os
parâmetros de atenuação e espalhamento
de nêutrons para o ar. As componentes do
salão (solo, teto, e paredes) foram
simuladas. Os fatores de correção foram
acrescentados ao modelo matemático que
determina a taxa de emissão das fontes de
nêutrons no vácuo [2] e adicionados aos
fatores de correção das componentes do
salão. As fontes escolhidas foram 241AmBe (
α, n) SN-4-80, espectro da ISO 8529-1 [2] e
252Cf ( f, n), espectro da ISO 8529-1 [2].
RESULTADOS
Comparando o valor do coeficiente de
atenuação do ar obtido com o valor
referenciado pela ISO, pode-se observar
uma diferença relativa de 1,2%, validando o
resultado simulado. O valor encontrado pelo
MCNPX para a atenuação do ar foi de 9,01E05±0,14. E o fator de correção espalhamento
para as posições de 12,2 e 488 cm da fonte
foram de 1,0011 e 1,0053 para o ar, 1,0002
e 1,1852 para o solo de concreto, 1,0000 e
1,0034 para o teto, 1,0000 e 1,0071 para as
paredes.
O salão total foi simulado e analisado a
contribuição total de espalhamento.
O fator de correção espalhamento para a
fonte de 241AmBe foi de 1,0011 e 1,0053 para
12,2 e 488 cm da fonte. E o fator de correção
espalhamento para a fonte de 252Cf foi de
1,0016 e 1,0098 para 12,2 e 488 cm.
METODOLOGIA
Neste trabalho, foi realizada uma simulação
do salão de Baixo Espalhamento do
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 181
CONCLUSÕES
Figura 22. Espectro da ISO e simulação para a fonte
distância de 12,2 cm da fonte
241
AmBe na
Os
resultados
do
procedimento
desenvolvido durante a realização deste
trabalho mostrou-se adequado tanto para os
valores
de
atenuação
quanto
do
espalhamento do ar. A contribuição relativa
ao solo demonstra que o espalhamento
aumenta com a posição chegando a 18,52%.
O teto mostrou ter menor impacto no
espalhamento, chegando a 0,34%. As
paredes atingem 0,71% de espalhamento.
No salão total, para a máxima posição, o
LBE apresenta 23,17% para 241AmBe (α,n) e
28,14 para 252Cf (f,n).
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
Figura 23. Espectro da ISO e simulação para a fonte de
na distância de 488 cm da fonte
241
AmBe
[117] Leite, S.P.; Pereira, W.W.; Cálculo do
fator de correção K para fontes de nêutrons
de AmBe medida no banho de sulfato de
manganês do LMRI/IRD. Revista brasileira
de pesquisa e desenvolvimento, v.7, 2005.
[118]ISO
8529-1
Reference
neutron
radiations- Part 1: Characteristics and
methods of production (2001).
[119]A.L. Schwarz; R.A. Shwarz; L.L. Carter;
MCNP/MCNPX Visual Editor Computer
Code Manual for Vised Version 24E, 2008,
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Figura 24. Espectro da ISO e simulação para a fonte de 252Cf na
distância de 12,2 cm da fonte
Programa CNPq/PIBIC
Programa de Bolsas de Iniciação Científica
da CNEN- PROBIC
Figura 25. Espectro da ISO e simulação para a fonte 252Cf
na distância de 488 cm da fonte
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 182
Laboratório de Poços de Caldas
LAPOC
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 183
Determinação da concentração de radônio em
solo do Planalto de Poços de Caldas
Gustavo Erdmann Barroso Romani, Nivaldo Carlos da Silva
Laboratório de Poços de Caldas - LAPOC
INTRODUÇÃO
O radônio é um gás nobre, radioativo, incolor
e inodoro, o seu isótopo mais conhecido é o
Rn-222 que surge da cadeia de decaimento
do urânio 238. Este elemento está presente
nos solos, rochas e materiais de construção.
Parte do gás radônio gerado nesses meios e
materiais escapa para os ambientes internos
através de rachaduras e diferença de
pressão, dessa forma o radônio está
presente em todos os lugares com variados
níveis de concentração, dos mais baixos em
países do Oriente Médio às concentrações
mais elevadas em países Europeus1.
Não existe um consenso internacional sobre
os níveis de referência para o radônio em
residências e locais de trabalho. Vários
países utilizam medidas próprias 2, na
maioria dos países europeus o valor de
concentração limite varia entre 200 e 400 Bq
m-3. O Brasil por sua vez não possui um nível
de referência.
Existem inúmeros fatores que devem ser
considerados
no
monitoramento
da
concentração de radônio e filhos nos
ambientes de convívio humano, como os
hábitos dos moradores e os fenômenos
climáticos. Manter uma janela aberta ou
fechada, cômodos com pouca ou nenhuma
troca de ar com o exterior, temperatura,
pressão, entre outros, são fatores que
influenciam na difusão e concentração
desses radionuclídeos.
OBJETIVO
Este estudo tem como objetivo aplicar a
técnica de amostragem de radônio em
coluna com carvão ativado e posterior
quantificação utilizando a técnica de
espectrometria de emissão gama de alta
resolução.
METODOLOGIA
Foi utilizada a técnica de adsorção de
Rn222 em carvão ativado e posterior
determinação por espectrometria gama3.
Para a amostragem foi empregada uma
sonda projetada especialmente para esta
aplicação pela empresa Genitron. A sonda
foi introduzida na pilha até uma profundidade
de 0,70 m e o ar intersticial foi retirado
utilizando uma bomba de ar marca Genitron
modelo Alphapump. O ar fluiu através do
carvão ativado (onde o radônio é retido)
disposto em um frasco lavador de gás do tipo
Dreschel por um tempo de aproximadamente
7 minutos a vazão de 0,5 l/minutos (Figura
1).
Figura 1. Sistema de amostragem de Rn-222
no ar intersticial da pilha.
Após a amostragem, o carvão ativado foi
retirado do frasco e disposto em recipiente
de geometria apropriada. A amostra foi
deixada em repouso por 4 horas, tempo
suficiente para que o Rn-222 entre em
equilíbrio radioativo secular com os seus
filhos de meia vida curta. Após este tempo a
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 184
análise foi realizada em um espectrômetro
gama de alta resolução marca Canberra com
20 % de eficiência relativa. Foram utilizados
os fotopicos do Pb-214 e Bi-214 para a
quantificação da atividade de Rn-222.
Para validação da técnica foi realizado
ensaios no depósito de estéreis de
mineração da INB/Caldas. Para tal foram
realizadas medições das concentrações de
radônio
em
diversas
estações
de
amostragem locadas sobre a pilha. A Figura
2 apresenta a malha utilizada na
amostragem.
Os resultados preliminares têm apontado
que as concentrações de radônio no solo
apresentam valor da ordem de 100 a 1000
vezes superiores aos observados no ar no
interior das residências, apontando o
potencial de radônio das residências da
região.
Figura 3 – Concentrações de Rn-222 no ar
intersticial nas estações de amostragem.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
Figura 2. Malha de amostragem BF4 – INB,
Caldas-MG.
RESULTADOS
As
campanhas
de
amostragens
apresentaram resultados de concentração
similares em cada um dos pontos
amostrados.
Os
resultados
obtidos
encontram-se no intervalo de 33,7 kBq/m3 a
1484,2 kBq/m3, com o valor médio de 320,7
± 263,3 kBq/m3, conforme pode ser
observado na Figura 3.
[120] “Effects of Ionizing Radiation” - United
Nations Scientific Committee on the Effects
of Atomic Radiation, UNSCEAR 2006 Report to the Genenral Assembly with
Scientific
Annexes,
Volume
1.
http://www.unscear.org/docs/reports/2006/0
7-82087_Report_2006_Web.pdf (2008).
[121] R. S. NEMAN, “Medida Separada de
Radônio-222 e de seus filhos no ar” Tese de
Doutorado - Unicamp, Campinas, 2004.
[122] Hartely, J. N.; Freeeman, H. D. Radon
flux measurements on gardinier and royster
phosphogypsum piles near Tampa and
Mulberry, Florida. Pacific Richland, WA:
Northwest Laboratory, 1986. (USEPA/520/5-85-029).
CONCLUSÕES
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
A técnica de medição utilizando carvão
ativado demonstrou-se adequada para esta
aplicação, uma vez que as concentrações
são elevadas o suficiente para que a análise
seja executada em tempo de contagem
exequível (~15 minutos).
A realização deste trabalho só foi possível
mediante apoio da Fundação de Amparo a
Pesquisa do Estado de Minas Gerais
(FAPEMIG).
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 185
AVALIAÇÃO DE PARÂMETROS RADIOQUÍMICOS, QUÍMOCS E FÍSICOS DE
AMOSTRAS DE ÁGUA PARA ELABORAÇÃO DE PRMA
Layssa Silveira Maia, Talita Natália Ferrari, Daniela Villa Flor Montes Rey Silva
Laboratório de Poços de Caldas – LAPOC
INTRODUÇÃO
A área do LAPOC encontra-se sobre
influência de uma paleocaldeira vulcânica
dotada de anomalias geológicas com alta
concentração de minerais radioativos,
caracterizada principalmente pela presença
de jazidas de urânio associado ao
molibdênio. Devido a essa característica, na
década de 70, a área do LAPOC abrigou
uma usina piloto de beneficiamento de
urânio que subsidiava a operação do
primeiro Complexo Mínero-Industrial de
exploração de urânio em escala comercial do
Brasil. O local em que foi instalada a usina
piloto (desativada), atualmente abriga
atividades
que
processam
materiais
contendo urânio e/ou tório associado, além
de laboratórios químico, geoquímico,
radioquímico, radiobiológico, de solos e
radônio. Para um melhor aproveitamento das
informações produzidas com a monitoração
do ambiente é preciso elaborar um programa
de gerenciamento radiológico ambiental que
englobe tópicos como determinação dos
tipos e frequências de medições de
parâmetros pré-estabelecidos de acordo
com sua importância para a preservação do
meio
ambiente,
procedimentos
de
amostragens (preparação, conservação,
armazenagem e transporte), análises
laboratoriais,
especificação
de
equipamentos, métodos em função dos tipos
de medidas e dos limites mínimos de
detecção requeridos.
OBJETIVO
a) Verificar se as concentrações dos
radionuclídeos e dos elementos químicos
liberados no na água, pelas atividades
laboratoriais se encontram dentro dos limites
pré-estabelecidos pela legislação vigente; b)
Contribuir para a determinação dos tipos e
frequências
de
medições
(PMRA),
amostragens
(conservação
e
armazenagem),
análises
laboratoriais,
especificação de equipamentos e métodos
em função dos tipos de medidas e dos limites
mínimos de detecção requeridos; c)
Contribuir com o monitoramento dos
parâmetros físicos, químicos e radiológicos,
da
água
de
abastecimento
do
LAPOC/CNEN.
METODOLOGIA
Inicialmente
foi
realizada
revisão
bibliográfica voltada ao tema monitoração
ambiental em instalações radioativas. Um
diagnóstico da área e das instalações
existentes no LAPOC foi realizado, com o
objetivo de se verificar o atual gerenciamento
das águas (potável, efluente sanitário
comum e efluente proveniente dos
laboratórios) e dos resíduos sólidos (comum
e de laboratório). Foi realizado um
levantamento de leis, resoluções, portarias e
normas atualmente vigentes e a partir daí foi
iniciada a elaboração do PMRA, onde
constam os tipos e frequências de medições
de parâmetros ambientais, amostragens
(conservação e armazenagem), análises
laboratoriais,
especificação
de
equipamentos e métodos em função dos
tipos de medidas e dos limites mínimos de
detecção requeridos. Depois de realizadas
as amostragens de efluentes laboratoriais
conforme estabelecido no PMRA foi
verificado
se
as
atividades
dos
radionuclídeos e as concentrações dos
elementos químicos liberados na água se
encontravam dentro dos limites préestabelecidos pela legislação vigente. Os
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 186
efluentes laboratoriais são direcionados para
tanques de tratamento, que operam em
batelada. Após serem submetidos ao
tratamento esses efluentes são direcionados
a uma Bacia de Contenção que os
armazenam até atingir sua capacidade
máxima, para em seguida serem bombeados
em direção ao corpo de água mais próximo
(Ribeirão das Antas).
laboratoriais gerados nas atividades do
LAPOC interferem pouco na dinâmica
ambiental da sua área de influência, devido
principalmente às baixas atividades dos
radionuclídeos e às baixas concentrações de
espécies químicas, e, portanto não causam
impactos significativos no meio ambiente.
RESULTADOS
BRASIL, Conselho Nacional do Meio Ambiente
(CONAMA). Resolução nº 357 de 17 de março
de 2005. Dispõe sobre a classificação dos
corpos de água e diretrizes ambientais para o
seu enquadramento, bem como estabelece as
condições e padrões de lançamento de
efluentes, e dá outras providências. Diário
Oficial da União, n.53, Brasília, 18 mar. 2005.
Pode se afirmar que as concentrações limite
de elementos estáveis para lançamento de
efluentes líquidos em corpos d’água
estabelecida pela Resolução CONAMA n
430/11 são obedecidas. Já os limites
utilizados, de lançamento de efluentes
líquidos contendo elementos radioativos,
foram os estabelecidos pela Norma CNENNE-6.05/85 para lançamento na rede de
esgoto, pois atualmente não existem limites
estabelecidos de lançamento desses
efluentes em corpos d’água. Assim, para fins
de monitoração das águas depositadas na
Bacia de Contenção a Norma CNEN-NE6.05/85 foi adotada. Não é possível garantir
que as concentrações dos elementos
estáveis e radioativos na alimentação do
sistema sempre se encontrem abaixo dos
limites estabelecidos pelas normas, pois
estes resultados variam de acordo com o
volume de água utilizado nas atividades
laboratoriais (dissolução de espécies
químicas e radioativas) e os tipos de análises
que estão sendo realizadas nos laboratórios
do LAPOC na época em que a amostragem
foi realizada, análises essas que variam de
acordo com a demanda externa e interna de
serviço.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
BRASIL, Conselho Nacional do Meio Ambiente
(CONAMA). Resolução nº 430 de 13 de maio de
2011. Dispõe sobre as condições e padrões de
lançamento de efluentes, complementa e altera
a Resolução nº 357, de 17 de março de 2005,
do Conselho Nacional do Meio AmbienteCONAMA. Diário Oficial da União, n.92,
Brasília, 16 mai. 2011.
Companhia Ambiental do Estado de São Paulo.
Guia Nacional de coleta e preservação de
amostras: água, sedimento, comunidades
aquáticas e efluentes líquidos. São Paulo:
CETESB; Brasília: ANA, 2011.
COMISSÃO
NACIONAL
DE
ENERGIA
NUCLEAR. Norma CNEN NE-6.05: Gerência de
rejeitos radioativos em instalações radiativas.
Rio de Janeiro, 1985. 36p.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Fundação de Amparo à Pesquisa de Minas
Gerais – FAPEMIG.
CONCLUSÕES
O Programa de Monitoração Radiológica
Ambiental (PMRA) foi elaborado com a
finalidade de se identificar e mitigar possíveis
impactos que as atividades desenvolvidas no
LAPOC podem causar ao meio ambiente.
Com a correta execução do PMRA, no ano
de 2013, foi possível avaliar que os efluentes
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 187
Recuperação de Urânio e Terras-Raras de Resíduos de
Tratamento de Drenagem Ácida de Minas
Luciano K. P. Pinto, Paulo Lima, Raul A. S. Villegas e Henrique T. Fukuma
Laboratório de Poços de Caldas - LAPOC
relevância
do
ponto
de
vista
produtivo/econômico e também ambiental.
INTRODUÇÃO
A demanda global por energia está
crescendo a cada dia. A solução proposta
pela ciência e engenharia é a busca da
diversificação na matriz energética dos
países. Hoje em dia, as soluções
economicamente viáveis para obter energia
em grande escala são, principalmente, da
queima de combustíveis fósseis, energia
hídrica (em energia primária no Brasil),
energia solar, energia eólica e energia
nuclear. O combustível da última forma é o
elemento químico urânio.
Outra demanda industrial que aumentou
muito recentemente é o uso dos chamados
elementos de Terras-Raras (TR). Entendese por TR, uma coleção de dezessete
elementos químicos da tabela periódica: os
elementos lantanídeos mais escândio e ítrio
[2, 3]. Estes elementos são muito
importantes nas indústrias eletrônica,
mecânica, naval, automotiva e aeroespacial
(dentre outras), devido às suas propriedades
características, como, por exemplo, forte
magnetismo.
METODOLOGIA
Previamente aos testes de solubilização, a
amostra de DUCA foi analisada quanto à
concentração de U3O8 e TR2O3 (fórmula
química genérica para os óxidos de terras
raras) e também teor de umidade. Os
ensaios de lixiviação foram realizados com
ácido sulfúrico em escala de bancada.
Os testes de equilíbrio de extração de
solvente foram realizados com o objetivo de
obter o gráfico descrito por McCabe-Thiele
[1, 4]. Na extração do urânio foi usada uma
solução orgânica de 0,15 M de uma amina
terciária e tridecanol 5%, ambos diluídos em
isoparafina. Na extração dos TR, foi utilizada
uma solução semelhante, mas o agente de
extração foi a amina comercial Primene
JMT® 0,10 M.
A análise química do U3O8 e TR2O3 foi
realizada por meio de técnicas de UV-VIS e
ICP-OES, respectivamente.
OBJETIVO
RESULTADOS
Este estudo tem como objetivo avaliar a
recuperação de urânio e terras raras
contidos no produto do tratamento químico
de drenagem ácida de uma mina de urânio
fora de operação e em processo de
descomissionamento. Este produto foi
caracterizado como diuranato de cálcio
(chamado localmente DUCA) e óxidos/
hidróxidos de terras raras numa matriz de
sulfato de cálcio. A recuperação tem
Testes preliminares foram realizados e o
ácido sulfúrico foi confirmado como o melhor
agente de lixiviação, como se esperava. Nos
testes de lixiviação, as seguintes variáveis
foram testadas: relação ácido/sólido, a
temperatura e o tempo de lixiviação. As
condições ideais para a lixiviação foi
determinada: 10% de sólidos no reator, 70
°C e reação durante 2h.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 188
A partir do licor concentrado gerado, foram
realizados testes de equilíbrio de fases.
Aplicando a metodologia gráfica McCabeThiele, pode-se demonstrar que, sob as
condições definidas, apenas dois estágios
de extração contínua contracorrente seriam
suficientes para atingir uma carga de 8 g / L
de U3O8 em a fase orgânica. A presença de
menos de 10 ug / L de U3O8 no rafinado
aquoso, indica recuperação de urânio de
mais de 99,5%. De forma análoga, a
metodologia foi aplicada à re-extração do
urânio, obtendo-se um eluato com cerca de
30 g/L de U3O8.
Os testes de extração e re-extração para os
TR, de forma semelhante, indicaram a
recuperação de um eluato contendo 3,8 g/L
de La, 3,8 g/L de Ce e 1,5 g/L de Nd.
Após os testes de extração por solventes, os
metais foram precipitados a partir dos
eluatos obtidos. O agente de precipitação foi
o
hidróxido
de
amônio,
gerando
concentrados de urânio e terras-raras
(diuranato amônia e óxidos de terras raras).
Ambos concentrados foram analisados e os
resultados confirmaram suas identidades e
composições de com os encontrados na
literatura.
caracterização
identidade.
química
confirmou
sua
Este trabalho deve ser continuado, com a
expansão das operações em escala piloto
para avaliar a viabilidade, tempo e custo do
processo proposto, bem como efeitos
adversos e efeitos de escala que podem
surgir quando se lida com grandes amostras.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[123] J. C. B. S. Amaral e C. A. Morais,
“Thorium and uranium extraction from rare
earth elements in monazite sulfuric acid
liquor through solvent extraction,” Miner.
Eng., vol. 23, no. 6, pp. 498–503, May 2010.
[124] A. Abrão, Química e Tecnologia das
Terras Raras, 1a edição. Rio de Janeiro:
Centro de Tecnologia Mineral, 1994, p. 212.
[125] S. Massari and M. Ruberti, “Rare earth
elements as critical raw materials: Focus on
international markets and future strategies,”
Resour. Policy, vol. 38, no. 1, pp. 36–43,
Mar. 2013.
[126] R. C. Merritt, The Extractive Metallurgy
of Uranium, 1st edition. Golden: Colorado
School of Mines Research Institute, 1971, p.
576.
CONCLUSÕES
Os resultados obtidos mostram a viabilidade
técnica de recuperação de urânio e terras
raras a partir de resíduos de tratamento de
água ácida.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
FAPEMIG, CNEN e UNIFAL.
A lixiviação sulfúrico mostrou-se eficiente
nas solubilizações dos metais de juros, com
recuperações em torno de 90%.
Os ensaios de extração por solvente foram
capazes de isolar, concentrar e, num certo
grau, purificar o urânio e um conjunto de
elementos TR. Ambos foram precipitados e
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 189
Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo
CTMSP
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 190
O Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo é uma organização militar que
Introdução
foi criada pelo decreto n° 93.439, de 17 de outubro de 1986, sob o nome de
Coordenadoria para Projetos Especiais (COPESP), tendo sua denominação alterada
CTMSP
em 1995 para Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo (CTMSP).
No CTMSP é desenvolvido o Programa Nuclear da Marinha do Brasil que visa
à capacitação no domínio dos processos tecnológicos, industriais e operacionais de
instalações nucleares aplicáveis à propulsão naval.
Devido a esse grande campo de pesquisa, o CTMSP está dividido em dois
sítios, CTMSP-SEDE e Centro Experimental Aramar (CEA).
O CTMSP-SEDE, está localizado na cidade de São Paulo, inserido dentro da
Universidade de São Paulo (USP), onde trabalham servidores militares e civis que
exercem atividades técnicas de engenharia, pesquisa e desenvolvimento,
gerenciamento de projetos e atividades administrativas.
O CEA está localizado em Iperó, SP, a cerca de 120 km da capital, onde estão
sendo implantadas as principais oficinas, usinas, laboratórios e protótipos
desenvolvidos pelo CTMSP. Entre eles destacam-se o Laboratório Radioecológico
(LARE), responsável pelo controle dos efluentes liberados para o meio externo do
CEA e pela monitoração de amostras ambientais ao redor do centro, e o Laboratório
de Geração de Energia Nucleoelétrica (LABGENE), que será uma instalação
experimental em terra de uma planta de propulsão nuclear.
O Programa Institucional de Bolsas de Iniciação Científica (PIBIC) no CTMSP
teve início em 2004 e o Programa Institucional de Bolsas de Iniciação em
Desenvolvimento Tecnológico e Inovação (PIBITI) em 2010. A maior parte dos
trabalhos desenvolvidos pelos bolsistas PIBIC e PIBITI no CTMSP é da área de
concentração de Ciências Exatas e da Terra e Engenharias, com ênfase em aspectos
de interesse da instituição na área nuclear. Os trabalhos são desenvolvidos nas
instalações do CTMSP sob orientação de pesquisadores que atuam na instituição.
Atualmente, o CTMSP conta com uma cota institucional de 10 bolsas PIBIC e PIBITI.
O Processo de Avaliação das bolsas PIBIC e PIBITI do CTMSP é feito, desde
2009, em conjunto com o da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) por meio
do Seminário Anual de Avaliação dos Programas de Iniciação Científica e
Tecnológica.
Comitê Institucional CTMSP
PIBIC / PIBITI
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 191
Estudo da Influência dos Parâmetros do Processo de Eletropolimento Sobre
as Características Superficiais de Tubos de Aço Inoxidável
Antonio Carlos Strabelli Junior e Clarice Terui Kunioshi
Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo - CTMSP
INTRODUÇÃO
O Programa Nuclear da Marinha teve início
em 1979, visando capacitar o Brasil a
dominar o ciclo do combustível nuclear, além
do desenvolvimento e construção de uma
planta nuclear de geração de energia
elétrica, o que inclui a confecção de um
reator nuclear.
O Centro Tecnológico da Marinha em São
Paulo (CTMSP) é o responsável pelo
desenvolvimento e fabricação do Elemento
Combustível (EC) do primeiro núcleo do
Laboratório de Geração Núcleo Elétrica
(LABGENE).
Dentro desse projeto do EC, em especial a
fabricação da vareta combustível (VC) componente responsável pela contenção do
material físsil - está prevista uma etapa de
preparação superficial dos tubos de aço
inoxidável, que será utilizado como
revestimento, por meio de um processo de
eletropolimento.
Esse processo consiste na remoção anódica
de metal em um eletrólito (solução ácida ou
básica) que é realizada de forma controlada.
O resultado é a obtenção de uma superfície
mais plana, com a remoção de rugosidades
e riscos, e a formação de uma camada
passiva,
alcançando-se
melhores
resistências à corrosão, à fadiga, além de
maior coeficiente de transmissão de calor,
propriedade
muito
importante
do
revestimento do combustível nuclear.
aplicado de forma industrial por meio da
utilização de equipamento específico,
projetado e montado pela própria Marinha do
Brasil, que produza melhores condições de
acabamento superficial, como rugosidade e
camada passiva dos tubos de aço inoxidável
AISI 348 com comprimento médio de 1250
mm, massa média de 167 g e rugosidade
inicial de 0,32 µm, material que será utilizado
na fabricação das VC.
METODOLOGIA
A máquina de eletropolimento foi projetada
de forma a permitir uma passagem contínua
de tubos pelo interior de uma célula
eletrolítica, sendo que o material é
impulsionado por meio de roldanas que
determinam a velocidade de passagem dos
tubos no processo. A própria carcaça da
célula eletrolítica, confeccionada em aço, é o
cátodo da eletrólise, sendo o tubo a ser
eletropolido, o ânodo. A máquina ainda
dispõe de sistema de circulação e
aquecimento de eletrólito, uma solução
composta de 60% de H3PO4, 30% de H2SO4
e 10% de água a 70°C. A Figura 1 ilustra o
funcionamento mencionado.
Figura 26: Representação do funcionamento da célula
eletrolítica.
OBJETIVO
Implantar e estabelecer os efeitos e
parâmetros do processo de eletropolimento
A adequação do processo junto à máquina
de
eletropolimento
foi
feita
pela
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 192
determinação da diferença de potencial
elétrico aplicada na célula eletrolítica da
mesma, bem como a velocidade de
passagem das varetas pelo processo.
A fim de estudar as condições de
eletropolimento, foram selecionados 32
tubos, distribuídos por entre 8 condições de
eletropolimento,
permutações
entre
voltagens de 2,5; 3,0; 3,5; 4,0 V e
velocidades de 200 mm/min. (vel. 1) e 300
mm/min. (vel. 2). Os tubos foram pesados e
tiveram suas rugosidades superficiais
medidas antes e após o processo.
Figura 28: Rugosidade média dos tubos sob diferentes
condições de eletropolimento.
Foi selecionado um exemplar de cada
condição de eletropolimento que veio a
apresentar a melhor rugosidade e um tubo
sem passar pelo processo de estudo
(material como recebido do fornecedor). Os
tubos
selecionados
foram
então
seccionados em amostras de comprimento
médio de 2,5 cm para serem utilizados em
ensaios potenciodinâmicos em solução 0,6M
NaCl para averiguação da resistência à
corrosão por pite.
RESULTADOS
As análises de massa, rugosidade e ensaios
potenciodinâmicos, após eletropolimento,
bem como do material na condição inicial, se
vêem presentes nos gráficos das Figuras 2,
3 e 4, respectivamente.
Figura 29: Resultado dos diferentes eletropolimentos
em ensaios potenciodinâmicos.
CONCLUSÕES
Entre
as
diferentes
condições
de
eletropolimento, a que se mostrou mais
favorável foi àquela realizada com voltagem
de 4,0 V na célula e velocidade de 200
mm/min. de passagem dos tubos, a qual
apresentou melhor rugosidade superficial e
perda de massa satisfatória ao projeto.
Quanto aos ensaios potenciodinâmicos,
conclui-se que não houve alteração quanto à
resistência à corrosão.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
Figura 27: Massa dos tubos ao final dos diferentes
eletropolimentos.
CNPq por meio da bolsa de Iniciação
Científica PIBITI (Processo nº 145536/20130).
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 193
Desenvolvimento de Bobinas de Rogowski para Utilização em Medidores
Inteligentes de Energia Elétrica
Bruno Goulart Schwinden e Mário Alves dos Santos Júnior
Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo - CTMSP
INTRODUÇÃO
METODOLOGIA
Os mercados de energia vêm se
atualizando, e redes de medidores
inteligentes já estão em funcionamento em
países Europeus, da América do Norte e
estão em processo de implantação em
países em desenvolvimento, incluindo o
Brasil. Com isso o desenvolvimento de
tecnologia em transdutores, medidores e
sistemas de comunicação está sendo vital
para a inserção da indústria brasileira neste
setor [1].
As bobinas de Rogowski são dispositivos
eletromagnéticos que tem capacidade de
medir corrente elétrica alternada em uma
ampla escala de medição e com frequências
da ordem de quilohertz. No caso da medição
de energia, podem-se captar várias
harmônicas que eventualmente estão sendo
geradas na rede. Por estas razões as
bobinas de Rogowski estão se tornando
muito utilizadas na indústria eletrônica no
que se refere à medição de energia
inteligente.
Para o desenvolvimento da bobina de
Rogowski foi utilizado um núcleo de borracha
maleável e fio de cobre para a confecção das
espiras.
O medidor eletrônico de potência foi
desenvolvido com base no microcontrolador
MC9S08AC60 da Freescale.
A calibração do sistema foi feito por
comparação com um sensor de uso
comercial de precisão já reconhecida pelo
mercado. Calibrou-se o medidor eletrônico
para o fundo de escala, comparando o valor
medido pelo medidor eletrônico com o valor
obtido pelo sensor de referência.
RESULTADOS
Baseada no projeto desenvolvido durante o
trabalho, a bobina de Rogowski foi
construída com núcleo de borracha não
magnético, que a torna maleável e possibilita
sua abertura. A foto da bobina pode ser vista
na Figura 30.
OBJETIVO
O objetivo central deste trabalho foi realizar
um estudo teórico que compreende o
equacionamento para o projeto das bobinas
de Rogowski para serem utilizadas como
sensores de corrente juntamente com um
medidor eletrônico para medição inteligente
de energia. Além disto, as bobinas
projetadas foram fabricadas para verificação
dos projetos e para serem utilizadas em um
protótipo piloto de medidor de energia
inteligente baseado no microcontrolador
MC9S08AC60 da Freescale.
Figura 30. Bobina de Rogowski.
Para o funcionamento adequado do sensor é
necessário um circuito eletrônico que
condicione o sinal gerado pela bobina a
níveis que possibilitem sua utilização com
medidores inteligentes.
Durante o trabalho foi desenvolvido um
medidor eletrônico de potência que já tem
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 194
incorporado o circuito que condiciona os
sinais da bobina de Rogowski, como pode
ser visto na Figura 31, e o circuito do medidor
de potência também faz medidas de tensão,
o que possibilita a medição de potência.
o fundo de escala foi menor que um por
cento.
Foram também feitas medidas de potência e
fator de potência através do medidor, e
novamente o circuito se mostrou mais
preciso no fundo de escala, mas nessa
condição, o erro nas medidas foi gerado pela
imprecisão do circuito de leitura de tensão
em níveis baixos de tensão, a cerca de dez
por cento da tensão nominal de operação,
ocasionando erro nas medidas.
CONCLUSÕES
Figura 31. Diagrama de blocos do circuito eletrônico.
A calibração do circuito foi feita através da
comparação da corrente medida por um
sensor de precisão reconhecida, com a
corrente medida pela bobina de Rogowski,
conforme a Figura 32.
Figura 32. Formas de onda da corrente medida pela bobina
de Rogowski (amarelo) e pela ponteira de corrente Tektronix
A622 (verde).
O medidor eletrônico de potência foi
projetado para medir corrente máxima de
dez ampères, e a corrente máxima foi
utilizada como parâmetro para a calibração
do circuito do sensor.
Depois de calibrar o circuito, foram feitas dez
medidas de corrente no intervalo de zero a
dez ampères, e o erro máximo relativo para
baixas correntes foi de seis por cento, e para
Os resultados obtidos na medição de
corrente elétrica apresentaram um erro
relativo alto para baixas correntes se
utilizado para medições com precisões
maiores, mas de uma maneira geral o
objetivo de medir corrente elétrica foi
atingido, pois os resultados obtidos se
aproximaram dos resultados calculados e
isso prova que a metodologia de projeto
funciona.
Como sequência para o projeto, visando
alcançar resultados mais precisos, é
necessário refinar tanto o circuito de
condicionamento de sinais quanto à precisão
das medidas do medidor eletrônico
desenvolvido durante o projeto.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[127]Ecil. Disponível em:
<http://www.ecilenergia.com.br/download/M
edidores.pdf>. Acesso em 23 jun. 2014.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
PIBIC/CNPq
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 195
Metalografia e Microestrutura das Ligas de Zircônio de Instalações
Nucleares
Camila Nunes Maggi; Orientador e André da Silva Serra
Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo - CTMSP
INTRODUÇÃO
METODOLOGIA
Estudos realizados em conjunto com os
Ministérios das Minas e Energia (MME) e de
Ciência Tecnologia e Inovação (MCTi)
apontam uma grande crise energética no
Brasil entre os anos de 2025 e 2030 com o
subsequente esgotamento do potencial de
geração de energia por meios hidroelétricos.
A liga comercial utilizada foi a de Zircaloy-4,
cuja composição majoritária é de 1,2-1,7%
de estanho, 0,18-0,24% de ferro e 0,070,13% de cromo como elementos de liga
onde a base é o elemento zircônio (conforme
especificação ASTM R60804).
Neste quadro, todos os setores nacionais,
em especial o acadêmico e industrial, são
desafiados ao desenvolvimento e projeção
de novas fontes renováveis de energia
visando a atender a futura demanda: a crise
energética brasileira é hoje uma realidade.
A energia nuclear pode ser uma alternativa a
este cenário alarmista. Usinas nucleares são
bastante
eficientes
em
termos
de
combustível:
uma
termoelétrica
convencional de 1000 MWe queima cerca de
2,4 milhões de toneladas de combustível por
ano contra apenas 30 toneladas de urânio
em uma planta termonuclear tipo PWR
(Pressurized Water Reactor).
Para o desenvolvimento de usinas nucleares
e reatores, deve haver uma forte indústria
nacional no segmento metalúrgico para a
projeção
de
materiais
que
serão
empregados nas plantas.
OBJETIVO
Este trabalho tem por meta o domínio das
técnicas presentes de metalografia em ligas
de zircônio comumente aplicadas na área
nuclear como parte estrutural de reatores. A
caracterização microestrutural é necessária
para obtenção de critérios de projeto que irão
delinear o comportamento mecânicometalúrgico do material em instalações
nucleares.
Inicialmente amostras de seção circular de
Zircaloy-4 foram lixadas e polidas
manualmente a fim de prepará-las para o
corte e ataque químico. As lixas utilizadas
possuíam granulometria crescente: de 220 a
1200 micrometros. Na polidora, foram
utilizadas lixas mais sofisticadas, #6, #3 e #1,
nessa ordem, a fim de se obter um
acabamento superficial incrementado.
O ataque químico foi feito utilizando 700 mL
de uma solução contendo 35 mL de ácido
fluorídrico (HF), 245 mL de ácido nítrico
(HNO3) e o restante de água ionizada (H2O).
A peça permaneceu em ataque por
aproximadamente 8 minutos na capela,
sendo posteriormente lavada com álcool
etanol comum.
Por fim, para o polimento eletrolítico, 100 mL
de solução contendo ácido acético (C2H4O2)
e ácido perclórico (HClO4) foram misturados
em solução na proporção de 9:1. De acordo
com a referência [1], o polimento eletrolítico
deveria ser feito com tensão de 12V a 18V e
deve durar de 30 s a 8 min, o que pretendeuse avaliar qualitativamente. O cátodo
utilizado foi aço inoxidável com o ânodo nas
amostras.
RESULTADOS
As micrografias das amostras preparadas
foram realizadas em microscópio ótico
comum e microscópio eletrônico de
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 196
varredura. Observando a estrutura ao
microscópio eletrônico nota-se a típica
estrutura HCP (hexagonal compacta) do
zircônio que se apresenta na forma acicular,
observado na figura em forma de agulhas.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1] ASM Metals Handbook, Metallography of
Zirconium, Hafnium and Their Alloys, 2002 (e
todos os artigos citados no compêndio).
[2] P. E. Danielson and R. Sutherlin,
“Metallography and microstructures of
zirconium, hafnium and their alloys,”
Metallography and Microstructures, vol. 9,
pp. 942–958, 2004.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
PIBITI/CNPq
Figura 1: Comparação entre as micrografias
obtidas (esq.) e da referência científica
vigente (dir., extraído de [2]).
Além de a micrografia reproduzir a
observação da estrutura acicular do Zy-4,
uma série de outros resultados foi obtida
(confirmando o conhecimento consolidado
na literatura científica) com a técnica de
espectroscopia conhecida como EDS:
observação de carbeto de zircônio, hidretos
e inclusões metálicas nos contornos de grão.
CONCLUSÕES
Tendo em vista a coleta de dados realizada
e
a
grande
concordância
em
reprodutibilidade quando comparado com o
que se observa na literatura científica, o
domínio das técnicas metalográficas das
ligas de zircônio tem sido alcançado com
sucesso. Esforços maiores devem ser
realizados para caracterização de estruturas
como os carbetos e os hidretos e a sua
influência no comportamento mecânicoestrutural das ligas, assunto que ainda é
pouco explorado nos artigos da área, haja
visto que tais ligas são de uso ostensivo na
área nuclear onde a publicação de dados
relevantes está sujeita a termos de
confidencialidade.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 197
Proposição de um Banco de Dados Termodinâmicos para o Sistema UrânioNióbio-Zircônio
Cynthia Miwa Noda e André da Silva Serra
Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo
INTRODUÇÃO
No desenvolvimento moderno de reatores
nucleares a água pressurizada (Pressurized
Water Reactors, PWR) para fins de
propulsão, um tópico eminentemente
metalúrgico se sobressai: o
desenvolvimento de elementos
combustíveis à base de placas de liga de
urânio, encapsuladas em Zircaloy, em
substituição ao projeto de reator à base de
combustível cerâmico, geralmente
encapsulado em alumínio, típico das
aplicações de pesquisa e geração de
energia elétrica.
Combustíveis metálicos apresentam
diversas vantagens frente aos cerâmicos,
entre elas destacam-se: a densidade mais
elevada, que permite operar com níveis
mais baixos de enriquecimento isotópico; a
condutividade térmica mais elevada, que
permite uma troca térmica mais eficiente e a
habilidade de tolerar danos devido à
ciclagem térmica por meio de deformação
plástica[1]. O projeto desses reatores prevê
a operação a temperatura elevada (por
volta de 400oC)[2], o que inviabiliza o uso
de alumínio como elemento protetor.
No caso do elemento combustível há a
necessidade de se elaborar ligas para
estabilizar a fase -U (cúbica de corpo
centrado, CCC). Dentre os elementos de
liga mais adequados para essa tarefa
encontram-se o molibdênio, o nióbio e o
zircônio[3][4]. Já o Zircaloy é,
fundamentalmente, uma liga de zircônio
com adição de baixos teores de ferro e
estanho. Ela apresenta, portanto, estrutura
cristalina hexagonal compacta (HC), o que
implica no domínio de suas propriedades,
desde a conformação até o desempenho
em serviço.
O projeto propõe iniciar o desenvolvimento
de uma base de dados dedicada ao trabalho
com ligas de urânio. Para tanto focou-se no
sistema urânio-nióbio-zircônio (U-Nb-Zr),
que é um dos sistemas de interesse primário
no desenvolvimento dos combustíveis
metálicos.
OBJETIVO
Esse trabalho tem como objetivo a
elaboração de um arquivo de banco de
dados, em formato tdb, para uso no
programa Thermo-Calc, do sistema urânionióbio-zircônio (U-Nb-Zr). De posse da base
de dados serão realizados cálculos avulsos
de regiões de interesse do diagrama de
fases que servirão para a proposição de
experimentos a serem executados em
projeto futuro.
METODOLOGIA
Inicialmente o projeto se baseou em uma
busca
bibliográfica
de
assessments
publicados sobre o sistema U-Nb-Zr e os
sistemas binários correspondentes, além de
dados experimentais sobre os equilíbrios
característicos do mesmo. De posse desses
dados, foi realizada uma análise crítica,
selecionando a descrição mais apropriada
para os fins do grupo. A descrição
selecionada serviu como base para a
elaboração do arquivo de banco de dados
(em formato tdb) para uso no programa
Thermo-Calc.
RESULTADOS
Após pesquisa bibliográfica o banco de
dados do sistema U-Nb-Zr foi criado. Para
chegar ao ternário, três modelos foram
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 198
combinados, um para cada binário que
compõe o sistema (Nb-U, Nb-Zr e UZr)[5][6][7].
Duas isotermas do diagrama U-Nb-Zr
calculadas foram calculadas com o auxílio
do software Thermo-Calc. Na figura 1, temse uma isoterma na temperatura de 823 K,
percebe-se que não há solubilidade do
nióbio na fase hexagonal_C32 (), o que é
improvável, dado a similaridade química
entre Nb e Zr.
Figura 33- Isoterma de 823 K do sistema U-Nb-Zr.
Para a isoterma de 973 K, figura 2, identificase a predominância do domo de
miscibilidade U-Nb, que se expande com a
adição de zircônio no sistema.
literatura e a partir dos modelos para os
binários U-Nb e U-Zr. O modelo se mostrou
coerente às descrições encontradas na
literatura com exceção da fase ortorrômbica
do urânio que apresentou estabilidade muito
elevada. O ternário precisa de ajustes para
que o diagrama seja calculado no ThermoCalc.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1]FROST, B. R. T. Nuclear fuel elements
desing, fabrication and performace. Oxford:
Pergamon Press Inc., Capítulo 2, p. 13-41,
1982.
[2] ANDRZEJEWSKI, Cláudio de Sá.
Avaliação de alternativas de combustível
tipo placa para reatores de pequeno porte.
Dissertação de Mestrado, Instituto de
Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN),
São Paulo, 2005.
[3] WILKINSON, W. D. Uranium Metallurgy.
New York: Interscience Publishers, v. II,
1962.
[4] ECKELMEYER, K. H. Uranium and
uranium alloys, In: Metals Handbook. Tenth.
ed. Ohio, USA: ASM International, v. 2,
p.670-681, 1990
[5] X.J. Liu, Z.S. Li, J. Wang, C.P. Wang.
Thermodynamic modeling of the U–Mn and
U–Nb systems. Journal of Nuclear
Materials, Ed. 380, p. 99-104, 2008
[6] Wei Xionga, Wei Xi, Chao Shen, Dane
Morgan. Thermodynamic modeling of the
U–Zr system – A revisit. Journal of Nuclear
Materials, Ed. 443, p. 331–341, 2013
[7] A. Fernandez Guillermet. Thermodynamic
Analysis of the Stable Phases in the Zr-Nb
System and Calculation of the Phase
Diagram. Z. Metallkde. Vol 82, p.478-487,
1991.
Figura 34 - Isoterma de 973 K do sistema U-Nb-Zr.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
CONCLUSÕES
PIBC/CNPq e Marinha do Brasil.
A descrição termodinâmica do sistema
ternário U-Nb-Zr foi desenvolvida com base
nos dados termodinâmicos propostos pela
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 199
Sistema de Injeção de Boro Aplicado à Segurança de Reatores
Eugênio Anselmo Pessoa do Prado, Dr. André Silva Serra
Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo - CTMSP
padrão foi seguido de acordo com a norma
ANSI/ ISA-S5.1.
INTRODUÇÃO
Em um reator nuclear de potência do tipo
PWR (pressurized water reactor) processase a conversão de energia gerada pelas
reações nucleares de fissão em energia
elétrica. Assim, é necessário manter as
reações nucleares controladas. Com a
utilização das reações nucleares vai
havendo o consumo de material físsil. Isso
significa que este reator, logo após uma
operação de descarga, possui material físsil
em quantidade e densidade maior do que o
necessário para simplesmente manter uma
reação em cadeia estável. Considera-se
que, quando um reator mantém estável a
reação em cadeia ele está na condição
crítica, e apresenta reatividade nula. O
sistema de injeção de boro é acionado
durante o processo de desligamento do
reator, quando não for possível inserir as
barras de controle e segurança dentro do
núcleo do reator, sendo um sistema de
segurança indispensável, composto de
diversos alarmes. Esse sistema tem por
função o desligamento do reator, desde a
condição de plena potência até a condição
de desligado a frio, à temperatura ambiente,
em torno de 20°C. O desligamento do reator
será feito por meio da injeção de boro, na
forma de ácido bórico (H3BO3), no circuito
primário, a uma taxa capaz de superar a
reatividade inserida devida ao resfriamento
do reator, num intervalo de tempo máximo
estabelecido. O resfriamento do reator deve
ocorrer num período máximo de 10 horas.
OBJETIVO
O foco deste trabalho, além do descritivo do
funcionamento do sistema de injeção do
boro, foi analisar como funciona a lógica de
controle e instrumentação do sistema. O
METODOLOGIA
Existem dois modos de inserir reatividade
positiva em um reator. A primeira é
adicionando material físsil, e a segunda é
retirando absorvedores de nêutrons. Por
outro lado, existem duas formas de inserir
reatividade negativa em um reator: a
primeira é retirando material físsil, e a
segunda é adicionando material absorvedor
de nêutrons, como é o caso do sistema de
injeção de boro.
RESULTADOS
Os reatores são projetados para permitir a
operação com 50 ou 100% da vazão nominal
no circuito do primário. O sistema de
proteção do reator (sistema de segurança)
deve considerar a necessidade de lógica
permissiva para atender a operação do
reator na vazão de 50% da vazão nominal. É
por meio da inserção e remoção de
reatividade que é controlada a potência
desenvolvida em um reator nuclear. Para
compensar a adição de material físsil, que
funciona como um gerador de nêutrons, fazse necessário adicionar, um material
absorvedor de nêutrons, isto é, toda vez que
se coloca uma quantidade positiva de
reatividade, é necessário inserir uma
quantidade negativa (de mesmo valor), a fim
de ser mantida a reatividade nula, e
consequentemente o reator na condição
crítica (sob controle). Para que um reator
nuclear seja mantido nas condições de
economia otimizada, é importante que a
quantidade de material físsil inserido nas
operações de recarga seja a máxima
possível, (dentro dos padrões estabelecidos
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 200
para a instalação). Portanto, para manter a
reatividade nula do reator deve-se inserir,
também uma quantidade equivalente de
material absorvedor de nêutrons. Esta
reatividade
negativa,
chamada
de
reatividade de controle, é utilizada para
quatro finalidades:
a) Compensar a queima de material físsil;
b) Permitir o ajuste do nível de potência do
reator, fazendo com que o mesmo siga as
demandas de potência estabelecidas pelas
redes de consumo;
c) Permitir o controle da distribuição de
potência no interior do núcleo, evitando
gradientes que possam comprometer a
integridade do núcleo;
d) Assegurar o desligamento do reator
quando for detectada uma condição insegura
da instalação;
As soluções para controle de potência de um
reator nuclear podem ser:
a) Adição de boro solúvel;
nível alto e baixo. A temperatura é controlada
entre 70°C e 90°C. Quando a temperatura no
tanque cair para 70°C, o aquecedor é ligado;
e quando a temperatura atingir 90°C, o
aquecedor é desligado. O sistema de
controle teve que seguir a normatização
ANSI/ ISA-S5.1, para assegurar um
funcionamento adequado e seguro, sendo
um padrão global de eficiência.
CONCLUSÕES
Por meio da adição controlada de boro, que
é um material absorvedor de nêutrons, no
fluido de processo, pode-se controlar,
também a reatividade, e, portanto a potência
do reator. As variáveis monitoradas no
sistema devem ser o nível e a temperatura
nos tanques de preparação de boro, a
pressão de descarga das bombas de injeção
de ácido bórico e a vazão do sistema.
REFERÊNCIAS
[1] D. G. Cacuci, Handbook of Nuclear
Engineering, Vol. 4 (2010).
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
b) Utilização de veneno queimável;
CNPq por meio da bolsa de Iniciação
Científica/PIBIC, CTMSP.
c) Movimentação de barras absorvedoras
(elementos de controle);
Em reatores PWR existem, muitas vezes,
sistemas de injeção de boro na água de
processo para auxiliar no controle de
potência. Deve-se ressaltar, porém, que a
atuação desse sistema tem uma resposta
mais lenta no controle de potência,
comparando com a movimentação de barras
de controle, sendo mais utilizado como
sistema de emergência no desligamento
forçado de um reator nuclear. As variáveis
monitoradas no sistema são o nível e a
temperatura nos tanques de preparação de
boro, a pressão de descarga das bombas de
injeção de ácido bórico e a vazão do sistema.
O nível do tanque é alarmado em caso de
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 201
Caracterização Termiônica do Catodo Impregnado do Tipo B e
Síntese de Aluminato de Bário e Cálcio (5:3:2)
Heidi Erbert e Cláudio Costa Motta
Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo – CTMSP
INTRODUÇÃO
Os catodos termiônicos impregnados são
utilizados como fonte emissora de elétrons
na fabricação de componentes de microondas de alta potência, tais como as válvulas
TWT
(traveling-wave
tube)
e
os
amplificadores klystron. Esses dispositivos
são empregados, principalmente, em
radares, comunicações satelitais e na
tecnologia de construção de aceleradores de
partículas carregadas. Nesses componentes
a energia cinética do feixe de elétrons,
produzido no catodo termiônico, e acelerado
pelo anodo, é convertida em radiação
eletromagnética, nas frequências de microondas, de maneira eficiente, acima de 60%.
O catodo termiônico do tipo B, alvo desta
pesquisa, é formado por uma pastilha de
tungstênio, com porosidade controlada
(cerca de 20%), obtida segundo técnicas de
metalurgia do pó. Essa pastilha é brasada ao
corpo do catodo utilizando-se uma liga
metálica, tipicamente de Ni-Mo. O material
emissor de elétrons, o aluminato de bário e
cálcio (Ba5Ca3Al4O14), é impregnado na
pastilha de tungstênio poroso. O catodo é
aquecido utilizando-se um filamento de W.
Uma vez que o catodo esteja aquecido, o
material emissor de elétrons emitirá uma
determinada corrente segundo o efeito
termiônico. A função trabalho efetiva, φe, do
material emissor de elétrons é a grandeza
física que quantifica a capacidade de
emissão do catodo em função da
temperatura. [1]
OBJETIVO
O objetivo deste trabalho é realizar uma
caracterização termiônica do
catodo
impregnado do tipo B, a fim de determinar
sua φe. Além disto, pretende-se realizar a
síntese do Ba5Ca3Al4O14 com alto grau de
pureza, a fim de que a superfície emissora
do catodo apresente reposição constante do
material emissor de elétrons.
METODOLOGIA
Para a obtenção do material emissor de
elétrons, Ba5Ca3Al4O14, utilizou-se a técnica
de reação em estado sólido, que consiste na
mistura dos pós precursores (BaCO3, CaCO3
e Al2O3) com estequiometria 5:3:2,
submetendo-os a tratamentos térmicos a
temperaturas de aproximadamente 1100°C.
Para isto, realiza-se a pesagem dos pós
precursores em balança analítica (Modelo:
AG200. Marca: Gehaka), cuja massa
apresente estequiometria 5:3:2. Então os
pós precursores são homogeneizados em
um moinho de esferas, utilizando-se um pote
de moagem de alumina (diâmetro: 6,67cm;
volume: 290 ml), com o auxílio de um
solvente, álcool etílico anídrico (C2H6OH). A
mistura então é seca em uma estufa e
submetida a tratamento térmico a uma
temperatura de 1015°C em atmosfera de
oxigênio, durante 5 horas. A amostra então é
moída em um almofariz, para a diminuição
de sua granulometria. Posteriormente
analisada por Difração de Raio-X (DRX),
para determinação de suas fases cristalinas
e composição química. [2]
Para a caracterização termiônica do catodo,
realizou-se o método da PWFD (Distribuição
da Função Trabalho Prática), desenvolvida
por Miram [1]. A PWFD consiste em uma
curva que qualifica o desempenho do catodo
termiônico por meio da determinação da
função trabalho efetiva. Isso torna possível
comparar os diferentes tipos de catodos
termiônicos. Esta curva é obtida por meio da
intersecção das curvas de desempenho de
Miram, com as curvas teóricas de
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 202
Richardson-Dushman.
As
curvas
de
desempenho são traçadas a partir da curva
de emissão termiônica do catodo (Tensão de
Aceleração x Corrente do Catodo), na qual
se realiza uma normalização de suas
correntes por meio do conceito da
perveância. A perveância é uma grandeza
inerente do canhão de elétrons, e é definida
quando seu fluxo apresenta uma corrente
limitada pela carga espacial (FSCL). Este
conceito gera curvas para diferentes
densidades de corrente na condição FSCL,
que são ajustadas segundo a técnica
numérica dos mínimos quadrados. Já as
curvas teóricas de Richardson-Dushman,
são construídas por meio de (1):
(1)
Aplica-se (1) utilizando-se uma determinada
faixa de função trabalho. A função trabalho
efetiva do catodo corresponderá a 50% de f
(φ). [1]
RESULTADOS
O resultado da DRX apresentou a formação
de aluminato de bário e cálcio com picos de
intensidades de duas fases cristalinas:
Ba5CaAl4O12 e BaCa2Al8O15. A FIG. 1
apresenta o resultado da análise de DRX.
Figura 2 – Gráfico PWFD para JFSCL=12 mAcm-2.
Verifica-se, por meio do gráfico da FIG. 2 que
a função trabalho efetiva do catodo está
entre 1,5 e 1,51 eV, que corresponde a 50%
de f(φ).
CONCLUSÕES
Empregando-se a técnica PWFD de Miram,
foi possível traçar o perfil termiônico do
catodo impregnado do tipo B, com o
Ba5Ca3Al4O14. A curva PWFD apresentou
uma φe do catodo de, aproximadamente 1,5
eV. Além disto, pode-se afirmar que o
material emissor de elétrons apresentou uma
estequiometria próxima a 5:3:2, devido às
duas
fases
cristalinas
encontradas:
Ba5CaAl4O12 e BaCa2Al8O15.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
6000
5000
Ba5Ca
Intensidade (u.a.)
4000
3000
2000
[128] HIGASHI, C. Investigação do processo
de obtenção de aluminato de bário e cálcio
para construção e caracterização de catodos
termiônicos impregnados para aplicação em
dispositivos de micro-ondas de potência.
Dissertação. São Paulo, 2006.
1000
0
20 25 30 35 2ϴ
40(grau)
45 50 55 60
Figura 1 – DRX da amostra Ba5Ca3Al4O14.
A fim de se projetar um canhão de elétrons é
necessário conhecer a capacidade de
emissão termiônica da superfície do catodo
por meio da determinação da função
trabalho. A FIG. 2 apresenta a curva PWFD
obtida segundo a técnica de medidas
termiônicas do catodo tipo B.
[129] SENE, F. F.; SANTOS, V. O.; MOTTA,
C. C. Synthesis and characterization of high
purity barium calcium aluminates for TWT
impregnated cathodes. NIVESC, 2012,
Monterey, v.1, p.165.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
PIBITI / CNPq – Processo: 153740/2014-0
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 203
Descrição de Elementos Combustível do Tipo Placa Aplicado a Reatores
Nucleares
Jaqueline Cristiano e André Ricardo Mendonça Pinheiro
Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo - CTMSP
INTRODUÇÃO
Em reatores de potência refrigerados à água
leve (PWR, BWR) e água pesada (PHWR,
CANDU) é utilizado combustível de UO2.
Este combustível é mais comumente
utilizado e apresentado na forma de
pastilhas cilíndricas sinterizadas com
densidades na faixa de 92 a 95%. Já
combustíveis de geometria plana, tipo placa,
foram testados no reator Shippingport e em
inúmeros reatores navais, utilizando em
alguns casos, compostos combustíveis
baseados em ligas pobres de Urânio (Zr-U)
com elevado nível de enriquecimento. Mais
recentemente, os combustíveis metálicos e
de dispersões voltaram a ser considerados
para aplicação em reatores de potência,
havendo propostas da utilização de
geometria tipo placa para compostos
cerâmicos metálicos, e para dispersões, com
emprego em geração nucleoelétrica e
propulsão naval. As características de
desempenho de um elemento combustível
(EC) estão fortemente apoiadas nas
propriedades
de
seus
materiais
constituintes, e nos tipos de configurações
adotadas para o seu cerne. Os testes de
irradiação
de
protótipos
de
novos
combustíveis em reatores de pesquisa
devem demonstrar que estes combustíveis
têm comportamento aceitável frente aos
requisitos de projetos e de segurança
especificados.
Normalmente,
para
comprovar o bom desempenho de um
combustível sob irradiação, pelo menos dois
protótipos desse combustível são irradiados.
O primeiro deve ser irradiado até se atingir a
queima média estipulada para um elemento
combustível inteiro (50% de queima do 235U).
O segundo deve ser irradiado até a queima
mais elevada para demonstrar as margens
de segurança. Deformações geométricas do
elemento combustível, tais como torção ou
empenamento, inchamento do combustível,
microestrutura das partículas de combustível
irradiadas (por exemplo, bolhas formadas
por
produtos
de
fissão
gasosos),
temperatura limiar para empolamento e
integridade
do
revestimento,
são
características importantes de serem
avaliadas.
OBJETIVO
Este trabalho objetiva a descrição dos
elementos que constituem a estrutura de um
elemento combustível tipo placa aplicado a
reatores nucleares de potência refrigerados
à água leve, com a obtenção de um desenho
tridimensional de um protótipo.
METODOLOGIA
As principais características de elementos
combustível tipo placa foram levantadas e
estudadas. A partir das informações
compiladas foi produzido um desenho
tridimensional
de
um
protótipo
de
combustível tipo placa para ser aplicado a
reatores nucleares de potência refrigerados
à água leve.
RESULTADOS
Combustíveis com geometrias planas, do
tipo
placa,
têm
sua
utilização
tradicionalmente associada a reatores de
pesquisa. O emprego deste tipo de
configuração para reatores de potência de
pequeno porte traz consigo significativa
melhora no desempenho do elemento
combustível como um todo. No presente
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 204
trabalho adotou-se a hipótese de utilizar
materiais dissimilares, bocal superior e bocal
inferior
em
aço
inoxidável,
placas
combustíveis de UO2 na matriz de aço inox e
a estrutura de amarração das placas
combustíveis, na parte central do EC
(denominada de módulo), em liga de
zircônio. Este módulo é composto por
grampos em forma de “U” que são
encaixados e “pinados” nas placas
combustíveis, que por sua vez são montadas
uma sobre a outra, deixando um
espaçamento entre elas para o canal de
refrigeração. As placas são unidas por solda
de feixe de elétrons, nas regiões de encosto
dos grampos. Com base nesses dados foi
obtido o desenho tridimensional de um
protótipo do EC.
CONCLUSÃO
A realização do trabalho possibilitou o
levantamento das principais características
de um combustível tipo placa para ser
aplicado a reatores nucleares de potência
refrigerados à água leve, permitindo assim a
obtenção de um desenho tridimensional de
um protótipo para esse tipo de combustível,
o qual deverá ser aperfeiçoado por meio da
realização da análise e revisão dos critérios
de segurança utilizados na condução de
projetos de reatores
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
 CNPq por meio da bolsa de iniciação
PIBITI.
 CTMSP.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 205
Caracterização de Juntas Rotativas para Guias de Onda WR-90
Aluno: Marcus Vinicius Rodrigues Catan; Orientador: Dr. Cláudio Costa Motta
Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo - CTMSP
INTRODUÇÃO
A junta rotativa para micro-ondas é um
dispositivo mecânico que permite que dois
guias de onda rotacionem em torno de um
eixo comum. Esse dispositivo é empregado,
por exemplo, em sistemas radar a fim de que
a antena transmissora possa revolucionar
em torno do guia de ondas proveniente do
transmissor. O dispositivo foi projetado
visando obter um bom casamento de
impedância, minimizando a parcela do sinal
que é refletida pelo dispositivo. Ilustra-se, na
FIG. 1, uma junta rotativa construída
utilizando um guia de onda WR-90, em
perspectiva isométrica.
A metodologia consiste num sistema
desenvolvido para analisar o desempenho
de rotação da junta rotativa WR-90. Este
sistema terá como objetivo rotacionar, por
meio de um motor elétrico Bosch e uma
relação de transmissão simples, a junta
rotativa (que estará ligada ao adaptador
Agilent 00281-60016 WR-90/APC-7 e à
terminação Agilent 00910-60003). O
adaptador fecha o sistema e então o
desempenho eletromagnético da junta
rotativa é mensurado por meio de um
analisador vetorial de rede, Agilent PNA
5320A. Na FIG. 2, é ilustrado o sistema
descrito.
Figura 1 - Junta rotativa WR-90.
Figura 2 - Aparato experimental
caracterização da junta rotativa.
OBJETIVO
Fabricação do Guia de Onda WR-90
Este trabalho tem como objetivo desenvolver
um processo para a fabricação para juntas
rotativas utilizando guia de onda WR-90,
além da caracterização eletromagnética.
Pode-se dividir, de forma geral, o processo
de fabricação do guia de onda WR-90 em
três partes, fabricação do flange, fabricação
do trecho reto e processo de brasagem,
conforme FIG. 3.
[12]
Junta Rotativa
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 206
para
final de fresamento, que deixará o guia de
onda nas medidas finais.
Por fim, ambos os flanges devem ser
brasados com uma liga à base de estanho às
extremidades do guia.
RESULTADOS
A caracterização eletromagnética da Junta
Rotativa foi realizada e os resultados finais
serão apresentados durante o seminário.
Figura 3 - Guia de onda em vista explodida.
CONCLUSÕES
Os flanges foram fabricados a partir de
vergalhões redondos de latão CLA 120. O
processo começa com a operação de
torneamento mecânico, onde os blanks são
desbastados, faceados e então torneados, o
processo de fresamento deverá garantir o
esquadrejamento, onde a parte frontal
possui dimensões: (41,35 x 41,35 x 11,2)
mm; canais (possuem a função de garantir a
perpendicularidade do trecho reto do guia de
onda em relação à base do flange, de vital
importância para a montagem e respectivo
funcionamento do conjunto), posicionados
no cilindro de diâmetro, ᴓ, 36 mm; e cinco
furos, de diâmetro 4,3 mm, nas devidas
tolerâncias geométricas (±0,05 mm),
preparando assim o processo para, por fim,
ser realizado o furo retangular central nas
dimensões 25,4 mm x 12,7 mm, usinado por
meio de eletroerosão a fio (utilizando a
máquina modelo Cut-20p Agie Charmilles).
Neste
trabalho
desenvolveu-se
um
dispositivo de teste de desempenho para a
junta rotativa para micro-ondas.
Comercialmente os guias de onda WR-90
são fornecidos em comprimentos típicos de
3 m. O material utilizado no caso é o latão
CLA 120. A operação seguinte foi a de
serramento, utilizando uma serra de fita
esquadrejadeira, em comprimentos mais
próximos aos especificados em projeto
(sobremetal típico de 2 mm), e inserir um
polímero de enchimento (geralmente
acrílico), com dimensões próximas às
dimensões internas do trecho reto, para que
o guia não sofra deformação na operação
METODOLOGIA
[1] Collin, Robert E. Foundations for
microwave engineering. 2° ed. Press Series
on Electromagnetic Wave Theory Donald G.
Dudley, Series Editor. 2001
[2] COBHAM – “Rotary Joints, RF”.
Acessado em 24 de setembro de 2014 em:
https://www.cobham.com/aboutcobham/aerospace-and-security/aboutus/antenna-systems/rotating-subsystems/products-and-services/rotary-jointsrf.aspx
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
PIBIC/CNPq – Processo: 145547/2013-2
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 207
Proposição de um Banco de Dados Termodinâmicos para o Sistema Urânio
Molibdênio (U-Mo)
Marina Moretão e André da Silva Serra
Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo - CTMSP
INTRODUÇÃO
No desenvolvimento de reatores nucleares à
água pressurizada (Pressurized Water
Reactors, PWR) para fins de propulsão, um
tópico importante é o desenvolvimento de
elementos combustíveis à base de placas de
liga de urânio.
Combustíveis
metálicos
apresentam
diversas vantagens frente aos cerâmicos,
entre elas está a densidade mais elevada,
que permite operar com níveis mais baixos
de
enriquecimento
isotópico,
a
condutividade térmica mais elevada, que
permite uma troca térmica mais eficiente e a
habilidade de tolerar danos devido à
ciclagem térmica por meio de deformação
plástica [1].
No caso do elemento combustível, há a
necessidade de se elaborar ligas para
estabilizar a fase -U (cúbica de corpo
centrado, CCC).
OBJETIVO
O trabalho tem como objetivo o
desenvolvimento de um arquivo de banco de
dados (em formato tdb) para uso no
programa Thermo-Calc da liga urâniomolibdênio (U-Mo), que é uma das ligas de
interesse primário no desenvolvimento dos
combustíveis metálicos. A criação do banco
de dados visa a facilitar o estudo das
propriedades termodinâmicas e do diagrama
de fases dessa liga.
característicos do mesmo. De posse desses
dados, foi selecionada a descrição mais
apropriada para a finalidade do projeto. A
descrição selecionada serviu como base
para a elaboração do arquivo de banco de
dados.
De posse do banco de dados, alguns
diagramas foram calculados para verificar se
os resultados obtidos por meio da base de
dados eram coerentes com os descritos na
literatura.
RESULTADOS
A partir dos dados coletados na literatura foi
possível criar uma base de dados
termodinâmicos em forma de um arquivo tdb
para a liga U-Mo, que funciona no programa
Themo-Calc e pode ser utilizada no estudo
dos equilíbrios termodinâmicos dessa liga e
de seu diagrama de fases.
Alguns dos diagramas calculados a partir
dessa base de dados são mostrados a
seguir.
O primeiro diagrama calculado apresentava
uma incoerência, a estabilidade da fase
ortorrômbica do U estava muito alta, e a
temperatura de fusão para o urânio puro
nessa fase era muito maior que a
temperatura experimental de fusão desse
elemento (1406 K).
METODOLOGIA
Inicialmente o projeto baseou-se em uma
busca
bibliográfica
de
assessments
publicados sobre o sistema U-Mo e de dados
experimentais
sobre
os
equilíbrios
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 208
Figura 1: Primeiro cálculo do diagrama de fases U-Mo
Figura 3: Diagrama U-Mo desconsiderada a fase Laves
Após a correção mais um diagrama foi
calculado. A fase de Laves nesse diagrama
não condiz com a realidade física, ela
aparece em uma temperatura muito alta.
Isso indica um problema no modelamento
dessa fase que não foi identificado no
presente trabalho, pois não se espera que
essa fase se forme nem no sistema U-Mo
nem no sistema U-Nb-Zr.
Figura 4: Diagrama U-Mo sem fase Laves e U2Mo
CONCLUSÕES
Figura 2: Diagrama U-Mo com problemas na fase Laves
A fase de Laves foi adicionada ao banco de
dados porque o artigo usado na construção
do arquivo descreve uma liga ternária que
inclui alumínio (U-Mo-Al), no caso do binário
U-Mo a fase Laves não é estável em
nenhuma composição e temperatura,
portanto os últimos diagramas calculados
desconsideram essa fase, como no artigo de
Zhang[2].
No
presente
trabalho
a
descrição
termodinâmica do sistema binário U-Mo foi
desenvolvida com base nos dados
termodinâmicos propostos pela literatura. O
modelo se mostrou coerente às descrições
encontradas, com exceção da fase
ortorrômbica do urânio que apresentou
estabilidade muito elevada.
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
[1] FROST, B. R. T. Nuclear fuel elements
desing, fabrication and performace.
Oxford: Pergamon Press Inc., Capítulo 2, p.
13-41, 1982.
[2] ZHANG, X.; CUI, Y. F.; XU, et al.
Thermodynamic assessment of the U-Mo-Al
system, J. Nucl. Mater. 402;2010:15-24.
APOIO FINANCEIRO AO PROJETO
PIBIC/CNPq e Marinha do Brasil.
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 209
Autores por Institutos
ÍNDICE
Homenageado 2014 – Marcello Damy
Pág. 210
Índice
Ana Carolina de Araujo Bispo
Ana Carolina Souto Pereira
Anômora Ariane R. dos Santos
Camila Freitas Matozinhos
Carolina Clara Machado Resende
Elaine Neres de Assis
Fernanda Luiza Costa Silva
Gustavo de Castro Salles
Hailton D. de Resende Junior
Helena Cristina de Matos Silva
Henrique Lages Barsand de Leucas
Kétsia dos Santos Martins
Leonardo Silva Meireles
Natalia Alves Souza
Nayara Yanne Cardoso Pereira
Thaylice Cristina Sampaio Cabral
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3
5
7
9
11
13
15
17
19
21
23
25
27
29
31
33
Andrius Marcel Joventino do Carmo
Erick Simões de Matos
Gideon Araújo Lopes
Julyanne Conceição Goes de
Mendonça
Leanderson Pereira Cordeiro
Luana Lidia Silva dos Santos
Mayara Gabriella O. Almeida
Osana Diniz Ferreira
Rafaela Etelvina de A. Vieira
Rodrigues
Raquel Cordeiro de Oliveira
Ricardo Marchezan Farias de Mesquita
Rízia Keila do Nascimento
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36
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Homenageado 2014 – Marcello Damy
41
51
Pág. 211
Índice
Iury Rodrigues de Almeida
Marice Andrade Dourado
Simeire Lucas da Silva
Waldillene Gomes dos Santos
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60
62
64
66
Amanda Cardozo Barbosa
Caio Caraciolo Rodrigues Elias
Gabriel Augusto G. de Aká
Isabela Dias Ribeiro
Jamyllye Belo Tavares Ferreira
José Guilherme T. Monteiro
Nathalia Salles Farias
Paula Amorim de Lima
Sérgio da Silva Pereira
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69
71
73
75
77
79
81
83
85
Aidano da Silva Filho
Alana Borges dos Santos
Beatriz Martins De Medeiros
Catherine Costa O. da Silva
Geisa Araujo de Azevedo
Jaqueline Cardoni Herrera
Jaqueline Quince de Mello
Luiz Thiago Longo Sardo
Mariana Pereira de Araujo
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Homenageado 2014 – Marcello Damy
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167
169
171
173
175
177
179
181
Pág. 212
Índice
Adenilson Almeida Silva
Alberto Ermanno S. Sansone
Ana Paula Curcio
Andre Santos Barros Da Silva
Beatriz De Castro
Bruno Tappiz
Caetano Padial Sabino
Camila Ayala Lira da Cruz
Cleverson Andrade Goulart
Eduardo Jose Nogueira
Eliakim George Alves
Eliane Conceição dos Santos
Fernando Cozim Melges
Flávia Paladino Biaty
Hayani Perez
João Pedro de Oliveira Flores
Karen Campos Fabiano
Larissa Limeira da Silva
Lidia Ernestina Santana
Luma Ramirez de Carvalho
Marcela di Giacomo Messias
Marcelly Tochimi Uemura
Mayara Ledier De Azevedo
Melissa Rohrig Martins Da Silva
Patricia Ramos Carvalho
Paula Gabriela Silva Pereira
Pedro Arthur A. de Castro
Rafael Gitti Tortoretto Fim
Rodrigo de Souza Pontes
Rodrigo Ken Kawassaki
Rodrigo Kirita
Sabrina Moura Villa
Stella Melenis Conti
Tamires Gomes da Silva
Tatiana Martinez Moreira
Tatiane Carvalho Da Silva
Thais Silva Prado Neto
Thomas Pedrinelli
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156
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160
162
Pág. 213
Índice
Gustavo Erdmann Barroso Romani
Layssa Silveira Maia
Luciano K. P. Pinto
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184
186
188
Antonio Carlos Strabelli Junior
Bruno Goulart Schwinden
Camila Nunes Maggi
Cynthia Miwa Noda
Eugênio Anselmo P. do Prado
Heidi Erbert
Jaqueline Cristiano
Marcus Vinicius R. Catan
Marina Moretão
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192
194
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