XI Seminário Anual PIBIC II Seminário Anual PROBICpelicano.ipen.br/pibic/cd-virtual/2006 - SANTOS...

Programa Institucional de Bolsasde Iniciação Científica

09 e 10 de novembro de 2006

Livro de Resumos2006

XI Seminário Anual PIBICII Seminário Anual PROBIC

Comitê Gestor Comissão Organizadora

Dr. Ailton Fernando Dias - SedeDr. Celso Marcelo Franklin Lapa - IENDr. Fernando Roberto de Andrade Lima - CRCN-NEDra. Gaianê Sabundjian - IPENDra. Isolda Costa - IPENDra. Izilda Marcia Ranieri - IPENDr. José Marcus de Oliveira Godoy - IRDDra. Martha Marques Ferreira Vieira - IPENDra. Mitiko Saiki - IPENDra. Nanci do Nascimento - IPENDr. Teogenes Augusto da Silva - CDTN

Fernando J. F. Moreira – IPENAna Maria de Oliveira Guena - IPENCalil M. Farra Filho - IPENÉlis de Oliveira Lima Filho - LAPOCEmília Nakamura - IPENMagali Barbieri Silva - IPENRenata Alves Buter - IPENVera Lucia Rocha – Sede

A Palavra do coordenador i

Introdução v

01

43

63

91

173

201

Aluno /Orientador 203

ÍNDICE

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A Palavra doCoordenador

A Palavra do Coordenador

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Pelo terceiro ano consecutivo, realizamos o Seminário de Iniciação Cien-tífica da CNEN simultaneamente ao Seminário de Iniciação Científica do IPEN/CNEN, que está em sua 12ª edição. Ano após ano, tem sido observado umcrescimento contínuo da importância e do alcance desse evento para a comu-nidade técnico-científica da CNEN. Nessa edição, foram inscritos 97 resumos,sendo que 67 deles serão objeto de apresentação oral pelos alunos.

As parcerias estabelecidas pela CNEN com o Conselho Nacional de De-senvolvimento Científico e Tecnológico (CNPq), com Fundações Estaduais deAmparo à Pesquisa (FAPs) e com pró-reitorias de pesquisa de universidadesassociadas têm permitido ampliar o número de bolsas de Iniciação Científica(IC) concedidas a estudantes de graduação orientados por pesquisadores etecnologistas dos Centros e Institutos da CNEN.

O Programa de Bolsas de IC da CNEN contempla bolsistas de cincoUnidades da CNEN: o Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN),em Belo Horizonte, o Centro Regional de Ciências Nucleares do Nordeste(CRCN-NE), no Recife, o Instituto de Engenharia Nuclear (IEN), no Rio deJaneiro, o Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN), em SãoPaulo, e o Instituto de Radioproteção e Dosimetria (IRD), no Rio de Janeiro,contribuindo de forma integrada para a formação de recursos humanos nasdiversas áreas de atuação da CNEN.

Agradeço e parabenizo todos aqueles que tornaram possível a realizaçãodesse Seminário Anual de IC da CNEN, bolsistas, orientadores, coordenado-res de IC, e membros das equipes de coordenação e de apoio.

Ailton Fernando DiasCoordenador do Programa Integrado

de Iniciação Científica da CNEN

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Introdução

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PROGRAMA INSTITUCIONAL DE BOLSAS DEINICIAÇÃO CIENTÍFICA – PIBIC – CNPq

PROGRAMA DE BOLSAS DE INICIAÇÃOCIENTÍFICA

PROBIC - CNEN

XII SEMINÁRIO ANUAL DO PIBIC

III SEMINÁRIO ANUAL DO PROBIC

Os principais objetivos do Programa Institucional de Bolsas de IniciaçãoCientífica – PIBIC do CNPq e do Programa de Bolsas de Iniciação Científica –PROBIC da CNEN são: despertar a vocação científica e incentivar novos talentospotenciais entre estudantes de graduação, além de contribuir para a formaçãode recursos humanos para a pesquisa e na redução do tempo médio detitulação de mestres e doutores.

O Programa PIBIC tem atingido seus objetivos, e, após a última avaliaçãoa CNEN teve, além da renovação da quota, um aditivo de 15 bolsas para operíodo de agosto de 2006 a julho de 2007. A distribuição das bolsas, entreas cinco unidades vinculadas à CNEN, que participam dos Programas PIBIC ePROBIC, nesse período, é mostrada na tabela abaixo.

O processo de avaliação dos bolsistas dos Programa PIBIC e PROBIC,por meio de Seminários Anuais, tem-se mostrado um mecanismo eficiente depreparação dos alunos para a vida acadêmica. O aluno tem a oportunidade depreparar painéis, fazer a apresentação oral de seu trabalho, bem como elaborarresumos estendidos.

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A realização do XII Seminário Anual do PIBIC e do III Seminário Anualdo PROBIC, representa uma conquista importante pois temos, pelo segundoano consecutivo, a participação conjunta de alunos dos institutos vinculadosà CNEN, transformando esse seminário num evento de integração entre alunosde iniciação científica, uma vez que este ano o evento foi aberto à participaçãode alunos não ligados diretamente aos Programas PIBIC e PROBIC. Essaintegração, bem como a possibilidade de troca de experiências, sãofundamentais na formação dos futuros pesquisadores.

A distribuição dos participantes do evento, por área de conhecimento, noperíodo 2005/2006, incluindo bolsas PIBIC e PROBIC, é mostrada na tabelaseguinte:

No ano passado, 2005, aproveitando a comemoração do Ano Internacionalda Física, utilizamos a imagem de Einstein como tema para o nosso evento.Neste ano, com a comemoração do centenário do vôo do 14-Bis, a homenagemfoi feita a Santos-Dumont, um brasileiro que muito orgulho nos traz. É delea frase que deixamos como mensagem:

“As invenções são, sobretudo, o resultado de um trabalho teimoso.”

Comitê GestorPIBIC - PROBIC

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Desenvolvimento de padrões de referência para avaliaçãoda integridade de combustíveis nucleares do tipo placa

Alonso Fabricio Oliveira Silva e Donizete Anderson de AlencarCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN

INTRODUÇÃO

O trabalho aqui apresentado é parte doprojeto “O ensaio de correntes parasitas nocontrole de qualidade de fabricação decombustíveis nucleares”, desenvolvido noCDTN, que tem como objetivo introduzir ouso do ensaio de correntes parasitas comoferramenta de controle da qualidade defabricação de combustíveis nucleares do tipoplaca. No CDTN, estes componentes sãofabricados a partir da dispersão demicroesferas de UO2 em uma matriz de açoinoxidável AISI-348 que é compactada esinterizada, obtendo-se um briquete, queconstituirá seu núcleo (meat). Obtém-se umaplaca combustível por meio de sucessivospasses de laminação aplicados a estebriquete, que é afixado a uma moldura e aduas placas laterais de aço AISI-304 e queconstituirão seu revestimento externo(cladding) [1].

Neste processo, são normalmenteaplicados os ensaios: radiográfico,metrológico-dimensional e de inspeção visual.Eles são importantes, mas ainda insuficientespara localizar e caracterizar todos ospossíveis defeitos de fabricação. Nestecontexto, um método que apresenta boasperspectivas de aplicação é o ensaio decorrentes parasitas [2]. A aplicação destemétodo consiste em promover a varredurade uma sonda, conectada a um equipamentoespecífico de teste, sobre a superfícieexterna de cada placa. A indução dascorrentes parasitas depende da freqüênciaaplicada; da geometria ou forma; dacondutividade elétrica e da permeabilidademagnética do material testado. A existênciade falhas e descontinuidades pode serinterpretada como não homogeneidade domaterial, e será diretamente responsável pelocomportamento das correntes induzidas [3].Na tela do equipamento de teste é exibido,continuamente, o valor da impedânciacomplexa da sonda. Assim, ao ser posicionadasobre algum tipo de falha, tais alteraçõessão registradas. Para sua aplicação prática,

utilizam-se padrões de referência decalibração, construídos com os mesmosmateriais e dimensões do objetoestabelecem-se correlações entre asamplitudes medidas em falhas conhecidas(padrões) e amplitudes medidas em falhasdetectadas.

OBJETIVO

Desenvolver padrões de referência utilizáveisna avaliação da integridade de combustíveisnucleares do tipo placa, construídos noCDTN, após sua fabricação, por meio doensaio de correntes parasitas.

METODOLOGIA

O desenvolvimento dos padrões dereferência compreende as etapas defabricação do núcleo contendo óxido deurânio natural, laminação de placascombustíveis, o controle metrológicodimensional da placa (após a laminação), ausinagem de descontinuidades volumétricas,por meio da técnica de eletro-erosão, econtrole metrológico dimensional dasdescontinuidades (após a usinagem).

RESULTADOS

Utilizando-se os equipamentos disponíveis noLaboratório de Combustíveis do CDTN, duasplacas foram laminadas, utilizando-semicroesferas de urânio natural dispersas empó de aço AISI- 348. Estas placasapresentaram uma espessura nominal de 2,43± 0,14 mm. Para o revestimento, a espessuracalculada foi de 0,200 ± 0,001 mm e para onúcleo de 2,030 ± 0,140 mm. Na primeiraplaca foi usinado um sulco de fundo planocom largura de 0,14 mm, comprimento de5,00 mm e profundidade de 0,20 mm. Nasegunda placa foi usinado um sulco de fundoplano com mesma largura e comprimento eprofundidade de 0,10 mm. A usinagem foirealizada por meio de equipamento de eletro-erosão. Este processo tem a vantagem de

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processo tem a vantagem de não introduzirtensões mecânicas elevadas no material. Ocontrole metrológico dimensional foi feitoutilizando-se um microscópio ótico (aumentode 100x) por meio de comparação de foco(fundo e topo). Na Figura 1, observa-se oaspecto das placas (padrões de referência)obtidas.

Figura 1. Aspecto final das placas (padrões)obtidas.

CONCLUSÕES

A utilização do ensaio de correntes parasitascomo método de controle de qualidade defabricação de combustíveis do tipo placa éuma alternativa tecnicamente viável queeleva o nível de confiabilidade e a qualidadedestes componentes. A implementação dométodo permite detectar e caracterizar asfalhas superficiais volumétricas existentes emplacas, antes de sua montagem na forma deelemento combustível. Comparado aosprocedimentos ora aplicados, o métodoconstitui um avanço técnico. Estametodologia está em fase de implementaçãono CDTN. Os padrões de referência sãoelementos fundamentais na obtenção decurvas de correlação utilizáveis para acaracterização das falhas detectadas.

REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

[1] BRAGA, D. M.; PAULA, J. B.; FERRAZ, W.B., Desenvolvimento de Combustível TipoPlaca em Dispersão UO2/Aço Inox comEmprego de Laminador Quádruo. In: Anaisdo XIII ENFIR, Rio de Janeiro, 2002.[2] ALENCAR, D. A., Avaliação de integridadede revestimentos de combustíveis de reatoresde pesquisa e teste de materiais utilizando oensaio de correntes parasitas. Tese(Doutorado) – Instituto de PesquisasEnergéticas e Nucleares - IPEN, São Paulo,2004.[3] ASNT, Electromagnetic testing. v.4.Columbus, 2004.

APOIO FINANCEIRO AO PROJETOCNPq/PIBIC

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Nanotubos de carbono produzidos por decomposição deC2H4 em catalisadores nanoparticulados suportados em

óxido de magnésio

Ana Paula de Carvalho Teixeira e Adelina Pinheiro SantosCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN

INTRODUÇÃO

Devido à elevada razão comprimento/diâmetro, os nanotubos de carbono (NCs)são considerados nano-estruturasunidimensionais, característica que lhesconfere propriedades inusitadas, tornando-os fortes candidatos para várias aplicaçõesem nanotecnologia. O valor internacional demercado de 1g de NC varia hoje entre U$20 a 2000 dólares, dependendo do seu tipo(parede simples ou múltipla) e do seu graude pureza. É, pois, de extrema importânciacientífica e tecnológica que sejamdesenvolvidos no Brasil processos de sínteseque possibilitem uma produção nacional emlarga escala deste material. Um método desíntese adequado para este fim é a deposiçãoquímica da fase vapor (método CVD) [1], oqual se baseia na decomposição dehidrocarbonetos, alcóois ou monóxido decarbono na presença de um catalisadornanoparticulado [1-3].

OBJETIVO

O objetivo geral do projeto é: odesenvolvimento de rotas controladas deobtenção de nanopartículas metálicassuportadas em matrizes cerâmicasmesoporosas e a investigação da atividadecatalítica destes sistemas na síntese de NCspelo método CVD. No presente trabalhoapresentamos os resultados obtidos para 2sistemas: 1) uma matriz porosa de óxido demagnésio (MgO) contendo nanopartículas deFe e Mo (FeMo/MgO) e; 2) uma matriz porosade MgO contendo apenas nanopartículas deFe (Fe/MgO).

METODOLOGIA

Os sistemas catalisadores foram preparadospor co-precipitação controlada de hidróxidosa partir de sais solúveis dos metais eposterior calcinação. Os NCs foram crescidosem um forno horizontal a 900ºC, usandoetileno (C2H4) como fonte de carbono e

[C2H4]/[Ar] de 1,75%. O tempo decrescimento foi fixado em 25min. Os materiaisobtidos (catalisadores e carbonos) foramcaracterizados por difração de raios X,termogravimetria e microscopia eletrônica devarredura. Além disto, o materiais de carbonoobtidos foram também analisados porespectroscopia Raman e microscopiaeletrônica a transmissão.

RESULTADOS

Ambos os sistemas catalisadores sintetizadoslevaram à produção de emaranhados de NCs,como ilustrado na Fig. 1.

Figura 1: MEV das amostras impuras de NCspreparadas com: (a) Fe/MgO e (b) FeMo/MgO

O rendimento para o catalisador bimetálicofoi de 50% (relativo à massa inicial decatalisador), enquanto que para o sistemacontendo apenas Fe, o rendimento foi emtorno de 6%.Foi verificada, por espectroscopia Mössbauer(resultados não mostrados), a formação dafase magnésio-wüstita em ambos sistemascatalisadores util izados. Esta fase éparcialmente consumida (no caso docatalisador FeMo/MgO) ou desaparecetotalmente (catalisador Fe/MgO) após ocrescimentos dos NCs.Os espectros de espalhamento Raman(514,5 nm) (Fig. 2) confirmam a presençados modos de respiração radial RBM) (~200cm-1), os quais são observados apenas emamostras de NCs de diâmetro ~1 nm (con-

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tendo uma ou poucas paredes), bem comoas bandas G (~1600 cm-1) e D (~1350 cm-

1), típicas de compostos à base de carbonoderivados da grafite. Os resultados indicama obtenção de uma mistura de NCs de paredesimples (SWNT) e múltiplas (MWNT) para ocatalisador bimetálico e a síntese preferencialde SWNT para o catalisador Fe/MgO. Estesresultados são corroborados pela análiseestrutural por DRX (Fig.3), que tambémrevelou a presença de carbetos de Fe e Mo.

Figura 2. Espectros Raman das amostras de NCspreparadas com: (a) Fe/MgO e (b) FeMo/MgO.

CONCLUSÕES

A rota sintética foi eficiente para a produçãode nanopartículas catalisadoras suportadasem MgO para a síntese de nanotubos decarbono por CVD. A presença do molibdêniolevou à formação preferencial de nanotubosde múltiplas paredes, enquanto que osistema contendo apenas Fe produziupreferencialmente nanotubos de paredeúnica ou dupla foi identificada a presençada fase magnésio-wüstita em ambos ossistemas catalisadores, sugerindo suaparticipação no mecanismo de crescimentode nanotubos de carbono da rota sintéticaadotada neste trabalho.

Figura 3. Difratogramas de Raio X das amostrasde NCs preparadas com: (a) Fe/MgO e (b)FeMo/MgO

REFERÊNCIAS BIBLIOGRAFICAS[1] M. S. Dresselhaus, G. Dresselhaus, P.Avouris, Carbon Nanotubes: Synthesis,

Structure, Properties and Applications, vol.80, Springer, Berlin (2001).[2] J. Liu, S. Fan, H. Dai, “Recent Advancesin Methods of Forming Carbon Nanotubes”,MRS Bulletin, 244-250, abril 2004.[3] M. Terrones, “Carbon nanotubes:synthesis and properties, electronic devicesand other emerging applications”, Int. Mat.

APOIO FINANCEIRO

CNEN/PROBIC

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Acreditação do ensaio de resistência à compressão deprodutos cimentados contendo rejeitos

André Cunha do Amaral e Clédola Cássia Oliveira de TelloCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃO

No Laboratório de Cimentação do CDTN sãorealizadas pesquisas para o desenvolvimentode processos de solidificação de rejeitosperigosos e ensaios para a caracterizaçãode pastas e produtos com base em cimento,usados na imobilização de rejeitos.A resistência à compressão é um parâmetroessencial nas questões de segurançarelativas ao manuseio, transporte earmazenamento do produto de rejeito tóxico/radioativo cimentado. A acreditação desteensaio para produtos cimentados contendorejeitos é importante para garantir a geraçãode resultados reprodutíveis, confiáveis eadequados para a avaliação de desempenhoe segurança do repositório final. Suaacreditação está sendo feita de acordo coma norma ABNT NBR ISO/IEC 17025 [1].

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho é a acreditação doensaio de resistência à compressão emprodutos cimentados contendo rejeito,garantindo a qualidade, confiabilidade erastreabilidade dos resultados gerados noLaboratório de Cimentação (LABCIM) doCDTN\CNEN, de modo que sua disposição oureutil ização não ofereça riscos.Adicionalmente a acreditação contribui paraque o LABCIM seja referência nacional einternacional na área de gerenciamento derejeitos.

METODOLOGIA

A parte metodológica incluiu:· Elaboração da Rotina Técnica “Ensaio

de Resistência à Compressão emProdutos Cimentados ContendoRejeitos” - RT-0411 [2].

· Estudo das normas relativas.· Treinamentos dos técnicos do LABCIM

na Gestão da Qualidade (Figura 1).· Treinamento da Rotina Técnica e

verificação de não-conformidades.

· Auditorias internas e externas:estudo de não-conformidades eações corretivas.

· Procedimentos para validação dométodo: comparaçãointerlaboratorial.

· Solicitação de auditoria doINMETRO.

Fig.1: Treinamento dos técnicos do LABCIM naGestão da Qualidade

RESULTADOS

Foram realizadas duas auditorias internas,em que foram detectadas 28 não-conformidades relativas à NBR 17025. Naprimeira, foi constatada uma deficiência nosistema de registros e controle dadocumentação. Na segunda, o pontoprincipal foi a validação do método. Foramestudadas e adotadas medidas para sanaras não-conformidades e implementadasações corretivas apropriadas. Pela normaNBR 17025 todos os ensaios realizados emum laboratório devem seguir normastécnicas de validade nacional. No caso doensaio em questão, não existe normaespecífica e, portanto, é exigida suavalidação pelo Laboratório. Esta validaçãofoi feita baseada em resultados de ensaiosde proficiência e uma comparação deresultados entre o LABCIM e o Laboratóriode Materiais de Construção da AssociaçãoBrasileira de Cimento Portland (ABCP),

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acreditado pelo INMETRO. O resultado destacomparação, para a relação água/cimento(a/c) 0,40, é mostrado na tabela 1. Osresultados desta comparação foram bons,principalmente pela heterogeneidadeinerente aos produtos.O programa de validação incluiu ainda aelaboração de uma carta-controle, paraavaliação da qualidade dos resultados. Trêsoperadores ensaiaram um total de 90corpos-de-prova, 30 de cada a/c.

TABELA 1: Resultados obtidos pela ABCP e peloLABCIM para a/c 0,40.

Em maio de 2006 foi realizada a auditoriaexterna pela Rede Mineira de Metrologia. Ospontos fortes apontados por esta auditoriaforam a base científica para o estudo eimplantação do ensaio e a organização doLABCIM. Além de duas observações, foramdetectadas 30 não-conformidades, das quais22 eram relativas ao sistema da qualidadedo CDTN e oito relacionadas diretamente aoLABCIM. Todas foram solucionadas e asevidências enviadas à RMMG para ahomologação do LABCIM.

CONCLUSÕES

O processo de acreditação de um ensaiodentro do sistema da qualidade traz comobenefício a otimização dos trabalhosdesenvolvidos no laboratório, além deassegurar a qualidade de seus resultados.Além disto, como conseqüência dasauditorias, em especial da auditoria externa,desencadeou-se uma série de ações para amelhoria do Sistema da Qualidade do CDTN,uniformizando os procedimentos de todo oCentro e tornando-o mais consistente. OManual da Qualidade do CDTN foi revisto eaperfeiçoado com base nas oportunidadesde melhoria identificadas nas auditoriasrealizadas no LABCIM. Além disso, houve

maior conscientização dos técnicos com asquestões relacionadas à qualidade.


[1] ABNT. NBR ISO/IEC 17025: “Requisitosgerais para competência de laboratórios deensaio e calibração”. Rio de Janeiro, 2001.[2] CENTRO DE DESENVOLVIMENTO DATECNOLOGIA NUCLEAR. CDTN: RT (SN1)CDTN – 0411: “Ensaio de resistência àcompressão de produtos cimentadoscontendo rejeitos”. rev. 00. Belo Horizonte,2005.

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Interação do colágeno com a sílica estruturalmenteordenada: efeito no comportamento de liberação

Barbara Maria de Carvalho e Edésia Martins Barros de SousaCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃO

A liberação controlada de drogas se tornouum tema de pesquisa muito atual erelevante, pela necessidade de seadministrar doses de fármacos comconcentrações reguladas. A escolha dosmateriais mesoporosos para este fim se deupelas características estruturais que elespossuem, adequadas para a liberaçãocontrolada. Essas características são aestrutura de poros organizada, grupossilanóis presentes nas paredes do material,elevada área superficial e compatibilidadebiológica. Uma característica interessantedos sólidos mesopororosos ordenados paraa liberação controlada de drogas é amultiplicidade de possíveis modificações quepodem ser usadas para ajustar a superfíciee modificar as propriedades estruturaisdestes materiais. Funcionalização por co-condensação de espécies orgânicas durantea síntese ou subseqüente modificaçãopermite ajustar as propriedades superficiaise, dessa maneira, pode fornecer maiorseletividade para uma específica liberaçãocontrolada.

OBJETIVO

Estudar a influência da modificaçãosuperficial com colágeno, na cinética deliberação do atenolol em matrizesmesoporosas constituídas dos materiaisSBA-15 e MCM-41.

METODOLOGIA

Dissolução do surfactante poli [(etilenoglicol)-bloco-poli(propileno glicol)bloco-poli(etileno glicol)] – [P123 (ALDRICH- Mncolágeno e 100 mg da sílica (SBA-15 ouMCM-41), puro e incorporado com atenolol,foram dissolvidos em 10 mL dediclorometano. A mistura foi agitada emultra-som e então misturada em uma soluçãode 100 mL de PBS (Phosphate BufferedSaline) contendo 0,2% de poli (vinil álcool).

Esta solução permaneceu sob agitaçãodurante 1 hora e os sistemas híbridos finaisforam filtrados, lavados e armazenados a4ºC durante a noite.

RESULTADOS

Os difratogramas ilustram os picos dereflexão característicos de materiais comestrutura de poros hexagonal e disposto emfeixes paralelos, conforme Fig. 1.

Figura 1 : Difratrograma do SBA-15

A Fig. 2 mostra os espectros de IV e asbandas de absorção relativas aos gruposfuncionais presentes no atenolol sãoobservados no espectro das matrizes pós-incorporadas.

Fig.2: Espectro de IV da matriz incorporada,colágeno, atenolol e matriz pura.

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As bandas de absorção dos grupos funcionaispresentes no colágeno também aparecemnos espectros das matrizes pós-incorporadas.Os testes de liberação nos permitiramcalcular as constantes cinéticas para cadacaso e compará-las (Fig. 3).

Fig.3: Perfil de liberação para as amostras SBA-15CA, SBA-15AC e SBA-15

CONCLUSÕES

Os resultados nos mostraram que no casodo SBA-15, o colágeno atua como umabarreira à difusão da droga para o meio fluido,já no caso do MCM-41, o comportamentoobservado é um aumento na taxa de liberaçãoda droga, indicando que o colágeno quandointroduzido no dispositivo cria uma barreiraà entrada da droga, com isso o fármaco seliga à superfície do material híbrido,ocasionando uma liberação mais rápida doatenolol.


[1]J. M. Xue, M. Shi. Journal of ControlledRelease. 98 (2004) 209.[2]E. M. B. Sousa, A. L. Doadrio; J. C.Doadrio; J. Perez-Pariente; I. Izquierdo-Barba;[3]M. Vallet-Regí. J. Control. Release, 97(2004), 125.[4]T. Higuchi. J. Pharm. Sci. 52 (1963) 1145.

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Determinação do coeficiente de distribuição (Kd) em soloscontaminados por mercúrio no município de

Descoberto - MG

Brunno Carnevale Miceli, Otávio Eurico de Aquino Branco eAltair Drumond de Sousa

Centro de Desenvolvimento de Tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃO

Em função da busca pelo ouro ocorrida noBrasil nos séculos XVIII e XIX, a atividadegarimpeira foi muito intensa em todo o Estadode Minas Gerais. O município de Descoberto,localizado na Zona da Mata mineira, foi palcode atividade de extração de Ouro desde 1824.Sabe-se que no processo de apuração doOuro já se empregava, desde aquela época,o mercúrio para compor um amálgama com oOuro.Em Dezembro de 2002 foi registrado umafloramento de Mercúrio em solo da zona ruraldo município de Descoberto. Estudosrealizados demonstraram que nesse sítioexistiu uma pequena mineração ou garimpode Ouro. O local foi classificado como áreacontaminada e desde então, a FEAM, o CDTN,e outras instituições vêm desenvolvendoestudos para verificar a magnitude dacontaminação mercurial e propor medidasmitigatórias [1].Dentre os parâmetros fundamentais para seestimar a amplitude da contaminaçãomercurial em uma determinada área, destaca-se o Coeficiente de Distribuição (Kd). Esteparâmetro é definido como a razão entre aconcentração de um determinadocontaminante numa fase sólida e aconcentração do mesmo numa fase liquida.

OBJETIVO

Os principais objetivos do presente trabalhosão: (1) determinar a razão ideal solo/soluçãode Hg2+, segundo critério da EPA [2]; (2) apartir da razão ideal, determinar valores deKd e com base nestes valores estimar acontaminação ambiental de Hg2+ na regiãocontaminada de Descoberto.

METODOLOGIA

Para a determinação da razão ideal de umasolução/solução de Hg2+, foram utilizadas

amostras não contaminadas da região deDescoberto, assim como amostras contendoduas diferentes concentrações de soluçãode Hg2+: 12 mg/L (limite de intervenção emsolos agrícolas) e 512 mg/L (média de Hg2+

na região contaminada em Descoberto). Asmisturas foram agitadas por 24 horasconforme procedimento da EPA [2].Para a determinação do Kd também foramutilizadas amostras de solo não contaminadasda região de Descoberto, de diferentesfrações granulométricas e diferentesconcentrações de Hg2+ (valores entre 12 mg/L e 512 mg/L, aproximadamente), levando-se sempre em consideração a razão solo/solução obtida. As misturas foram agitadaspor 24 horas [2], e em seguida, ossobrenadantes e os resíduos de solo foramsecos e analisados por ativação com nêutronspara a determinação da concentração deHg2+.Na Figura 1 é apresentado um detalhe dolaboratório, aparelhado com recursos dosfinanciadores do projeto, onde estão sendorealizados os ensaios para determinação darazão ideal e do Coeficiente de Distribuição(Kd).

Figura 1: Laboratório montado para os ensaiosdeste trabalho.

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RESULTADOS

Os resultados obtidos para a determinaçãoda razão ideal estão relacionados na TABELA1. As três primeiras razões apresentadasnessa tabela, são referentes à solução deHg2+ 12 mg/L e as outras três à solução deHg2+ 512 mg/L

TABELA 1: Razão Ideal

CONCLUSÕES

De todas as razões testadas, a razãoconsiderada como ideal foi a de 1:100 umavez que, para a solução de Hg2+ 512 mg/L ,esta razão apresentou uma porcentagem deadsorção satisfatória. Além disso, essamesma razão, para uma solução de Hg2+

12mg/L, a porcentagem de adsorção foitambém satisfatória (97,20%). Assim, a razão1:100 é a mais adequada para adeterminação do Kd dos solos nãocontaminados por mercúrio da região deDescoberto.Em relação ao coeficiente de distribuição(Kd), ainda não se tem resultados, já que osexperimentos para determinação desseparâmetro encontram-se em processo deanálise.


[1] FEAM, CDTN E CPRM, Diagnóstico daContaminação Ambiental em Descoberto,Minas Gerais, em Decorrência do afloramentode Mercúrio em Dezembro de 2002. Relatóriode Progresso, Belo Horizonte, 166p, 2005.[2] EPA, Batch-type Procedures forEstimating Soil Adsorption of Chemicals.Technical Resource Document, EPA/530/SW-87/006-F, 1992.

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Resultados preliminares da investigação experimental daevolução dos parâmetros de operação do reator nuclear

de pesquisa Triga IPR-R1

Carla Pereira Ricardo e Amir Zacarias MesquitaCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN

INTRODUÇÃO

O IPR-R1 é um reator nuclear de pesquisa dotipo piscina, refrigerado por circulação naturalda água do seu poço. O calor acumulado nestaágua pode, entretanto, ser removido porcirculação forçada de um sistema derefrigeração dotado de circuito primário ecircuito secundário. O circuito de refrigeraçãoforçada foi dimensionado, principalmente,para diminuir os níveis de radiação na sala doreator nas operações com potências acimade 50 kW [1]. A Figura 1 mostra o ReatorTRIGA IPR-R1 em operação, podendo-se vera radiação de Cerenkov.

Figura 1. Reator Nuclear de Pesquisa TRIGAIPR-R1

OBJETIVO

Com a implementação do Sistema deAquisição de Dados do Reator TRIGA IPR-R1[2], todos os parâmetros de sua operação,ou sejam: potências, temperaturas docombustível e água, níveis de radiação,reatividade, etc; têm sido mostrados emtempo real, coletados foram e arquivados.Estes dados estão sendo agora tratados, demodo a se entender o comportamento doreator relacionado à segurança de suaoperação quando ocorrer o aumento

permanente de sua potência máxima deoperação em estado estacionário dos atuais100kW para 250kW.

METODOLOGIA

Foram coletados todos os dados da mesa decontrole do reator durante o experimento noqual a potência varia de 0kW a 265kW emdegraus de 25kW. Os parâmetros deoperação, principalmente os níveis deradiação gama em vários pontos da sala doreator, medidos com os detectores Geiger-Müller (GM), foram monitorados no teste.Após a coleta dos parâmetros de operaçãodo reator, os dados foram tratados utilizandoa planilha eletrônica Excel, da MicroSoft Co.

RESULTADOS

Neste trabalho encontra-se, de modoresumido, o comportamento de algunsparâmetros operacionais coletados duranteo experimento de variação de potência emdegraus, e apresenta os resultadospreliminares obtidos.Aumentando-se a potência do reator emdegraus, observa-se que existe umaproporcionalidade entre a temperatura médiado combustível e a potência, e que há poucavariação da temperatura do poço. A Figura2 mostra a evolução da potência etemperaturas do combustível.

Figura 2. Comportamento da potência etemperatura do reator

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A taxa de dose de radiação gama no ambientedo reator varia em diferentes faixas quandoo circuito de refrigeração está ligado (on)ou desligado (off), e é proporcional àpotência. Esta taxa se deve, principalmente,à produção de 16N nas operações. Adiferença de faixas é ilustrada na Figura 3,onde são mostradas as taxas de dose deradiação gama na parte superior do poço,“Poço”, na sala do Reator, “Área”, e na saídade água do circuito primário, “Trocador deCalor”.

Figura 3. Níveis de radiação gama em funçãoda potência com a refrigeração forçada ligadae desligada

CONCLUSÕES

Os operadores de reatores nuclearesnecessitam conhecer o comportamento dosparâmetros operacionais do reator paraentenderem a evolução dos seus parâmetrose operá-lo com segurança. A maioria dosparâmetros monitorados comporta-seconforme as previsões. Com o sistema derefrigeração forçada desligado, o nível deradiação gama acima do poço aumenta. Ostestes realizados com refrigeração apenaspor circulação natural, confirmam acapacidade da convecção natural da águade retirar todo o calor gerado pelas fissõesnucleares no núcleo. A temperatura máximaregistrada no centro do combustível foi menorque 300 °C, estando muito abaixo do limiteoperacional de 550 °C [2]. Os registros deoutras operações e experimentos realizadosestão ainda sendo analisados e estãocontribuindo para comprovar a segurança econfiabilidade da operação definitiva na novapotência de 250 kW.


[1] MESQUITA, A. Z., Investigaçãoexperimental da distribuição de temperaturasno reator nuclear de pesquisa TRIGA IPR-R1,Tese de Doutorado, Universidade Estadualde Campinas, São Paulo, 175p. 2005.

[2] Mesquita, A.Z.; et al.. Data acquisitionand signal processing system for IPR R1TRIGA Mark I nuclear research reactor ofCDTN. Proceedings 2nd. World TRIGA UsersConference.... Atominstitute Vienna, Austria.2004[3] Simnad, M. T. The U-ZrHx alloys: itsproperties and use in TRIGA fuel. NuclearEngineering and Design, 64:403-422, 1981.

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Síntese de sílica mesoporosa/hidroxiapatita para aliberação controlada de drogas

Clarissa Drummond Moreira e Edésia Martins Barros de SousaCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear- CDTN

INTRODUÇÃO

As pesquisas na área de sistemas de liberaçãocontrolada de drogas têm despertado grandeinteresse da indústria farmacêutica, devidoaos benefícios terapêuticos obtidos com estetipo de tratamento. O material mesoporosoordenado MCM-41 é um excelente candidatoa ser utilizado na fabricação de dispositivosde liberação controlada de drogas, poisapresenta características importantes comodistribuição estreita de tamanho de poros,diâmetro de poros entre 2nm e 50nm ecapacidade de adsover uma variedade deespécies químicas com atividade terapêutica.A fabricação de um dispositivo de liberaçãocontrolada de drogas a partir de uma matrizde sílica mesoporosa e de hidroxiapatita (HA)vem sendo investigada. Esta técnica alia acapacidade do MCM-41 de incorporar em seusporos moléculas de interesse farmacológico,com as propriedades de biocompatibilidade eosteointegração da HA. Esse trabalho visainvestigar o efeito da presença da HA NoMCM-41 no processo de liberação controladade drogas.

METODOLOGIA

Foram sintetizados os materiais sílica MCM-41 puro, segundo rota descrita em Sousa, A.(2006) e MCM-41-HA. Essa amostras foramprensadas em forma de discos e submersasnuma solução contendo o fármaco atenolol.Após a incorporação da droga, as pastilhasforam secas à temperatura ambiente e osdispositivos de liberação obtidos foramimersos em 30mL do fluido corpóreo simulado(SBF) sob agitação constante e àtemperatura média de 37°C. O perfil daliberação foi obtido medindo-se aconcentração da droga nas soluções acima,utilizando-se um espectrofotômetro na regiãode UV-Vis. A absorbância a 274nm foi medidaem intervalos de tempo de aproximadamente15 minutos no primeiro dia e em intervalosmaiores nos demais. A identificação de fasescristalinas do material foi verificada através

de Difração de raios X. Espectroscopia deInfravermelho por Transformada de Fourrier(FTIR) foi empregada para caracterizar osgrupos funcionais típicos da rede de sílica,da hidroxiapatita e para caracterizar aincorporação da droga nas diferentesmatrizes.

RESULTADOS

Os difratogramas das amostras MCM-41 edo compósito MCM-41-HA estãoapresentados na Fig. 1. Para a amostramesoporosa MCM-41, apenas um parâmetrode halo que caracteriza material amorfo podeser observado. Os estudos realizados sobreo material compósito MCM-41-HAevidenciaram a presença de fases cristalinase fases amorfas. O pico de maior intensidadeobservado para o ângulo 2θ = 31,56° éatribuído à presença da fase cristalina HA,além de outros picos adicionais de menorintensidade dessa fase. O difratograma daHA pura também está apresentado na Fig.1para efeito de comparação.

Figura 1 Difratograma de raio X das amostrasde MCM –41, MCM-41-HA e HA

Os espectros de infravermelho das amostrasMCM-41 e dos diferentes compósitos MCM-41-HA estão apresentados na Fig. 2.Percebe-se que o espectro do MCM-41 exibe

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bandas de absorção referentes às vibraçõesfundamentais da rede de sílica, em torno de460, 805, 960, 1200-1080, 3100-3550 cm-1.Comparando-se este espectro com o damatriz contendo HA, observa-se oaparecimento de algumas bandas em tornode 563, 603, 630 cm-1 nos espectros dessecompósito que são atribuídas às vibraçõesde grupos fosfato características da HA,conforme apresentado no espectro dessafase pura (Fig. 2).

Figura 2 - Espectros de infravermelhoexpandido das amostras de MCM-41, MCM-41-HA e HA

A cinética de liberação da amostra MCM-41-HA foi estudada em função do tempo, eo perfil de liberação da amostra estáapresentado na Fig. 3. Com o objetivo deinvestigar a influência da fase apatita namatriz de sílica, o perfil de liberação doatenolol foi comparado com a matriz MCM-41 pura, conforme descrito por Sousa, A.(2006). O atenolol foi mais rapidamenteliberado da matriz pura e a diferença nocomportamento de liberação pode seratribuído às possíveis interações entrefármaco/sílica/apatita. No sistema sílica/apatita, o atenolol pode interagir com asespécies de cálcio presentes na matriz, edeste modo promover uma diminuição na taxade liberação.

Figura 3 - Perfil de liberação do atenolol dasmatrizes de MCM-41 e MCM-41-HA

CONCLUSÃO

A presença de espécies de cálcio na matrizde MCM-41-HA afeta a taxa de liberação dofármaco em estudo, conduzindo a uma maiorinteração da droga com a superfície donanocompósito, diminuindo assim a cinéticade liberação.


[1] Sousa, A. “Materiais mesoporososordenados aplicados como sistemas paraliberação controlada de drogas”. Dissertaçãode Mestrado, Centro de Desenvolvimento daTecnologia Nuclear – CDTN, 2006.

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

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

INTRODUÇÃO

A maior parte dos componentes estruturaisde engenharia estão submetidos em serviçoa carregamento cíclico. Este tipo decarregamento provoca o fenômeno dedegradação mecânica conhecido como“fadiga”, que pode levar à fratura catastróficada estrutura.As trincas de fadiga iniciam-se em regiõesonde a deformação é mais severa. Muitosmateriais de engenharia contêm defeitos edesta forma muitas trincas de fadiga iniciame crescem a partir destes defeitos. Porexemplo: no processo de soldagem podemresultar tensões residuais e outros defeitos(porosidades, inclusões, falta de penetração,etc) que podem causar tensões localizadase iniciar um processo de trincamento. Sob aação de cargas cíclicas, uma região dedeformação plástica é desenvolvida emdeterminadas regiões, particularmente emconcentradores de tensão. Esta zona de altadeformação é um local para inicio de umatrinca de fadiga a qual poderá se propagarno material até a ruptura completa do mesmo.A fratura por fadiga é a forma mais comumde falha estrutural. Ela é causada pelo inícioe propagação de uma trinca através docomponente, com os dois processosocupando diferentes proporções da vida domaterial. Um componente ou estruturacontendo uma trinca pode ter sua vida útilrestante comprometida em relação àoriginalmente projetada. Para se avaliar essavida útil restante, deve-se conhecer aspropriedades de propagação de trinca defadiga do material e uma lei de propagaçãocorrespondente.

OBJETIVO

· Determinar as propriedades mecânicasda junta soldada do aço SAC-50 pelosprocessos MIG/MAG e TIG;

· Determinar os parâmetros depropagação de trinca e aplicar modelos

de propagação de trinca existentespara as referidas juntas.

· A partir de cada uma das equaçõesobtidas, determinar o número deciclos e comparar com os obtidos nosensaios;

· Comparar as equações obtidas comos resultados dos ensaios, com afinalidade de se verificar qual a melhorequação se adapta aos resultadosreais.

METODOLOGIA

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

· Soldagens, pelos processos MIG/MAGe TIG, das chapas de aço USI-SAC50 para a retirada dos corpos de provana região da solda;

· Preparação dos corpos-de-prova paraos ensaios metalográficos, os ensaiosde tração e os ensaios de propagaçãode trinca;

· Ensaios de tração, conforme normaASTM E-8M

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

· Análise metalográfica dos corpos-de-prova para verificar a estruturametalográfica do metal base, da zonatermicamente afetada e da zonafundida.

· Tratamento dos dados obtidos dosensaios e aplicação dos modelos depropagação de trinca: Paris, Priddlee Collipriest com a conseqüenteobtenção dos seus coeficientes.

· Comparação destes três modelos.Estes modelos objetivam estimar onúmero de ciclos até a ruptura. Osresultados obtidos pelos modelosserão comparados com os resultadosexperimentais para a avaliação daeficácia dos mesmos.

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RESULTADOS

Até o presente momento, as seguintes etapasjá foram realizadas: soldagem das chapasde aço SAC 50 pelos processos MIG/MAG eTIG; preparação dos corpos-de-prova paraos ensaios metalográficos e análise destescorpos-de-prova, cujo objetivo é verificar aestrutura metalográfica das juntas soldadas(metal de base, zona termicamente afetadae zona fundida).O próximo passo é realizar os ensaios detração e de propagação de trinca. Porém,estas etapas ainda não são possíveis, pois,ainda estamos preparando os respectivoscorpos-de-prova.A Fig. 1 mostra a ausência de fusão e apresença de inclusões na linha de fusão dajunta soldada pelo processo MIG/MAG.

Figura 1: Ausência de fusão e a presença deinclusões na linha de fusão da junta soldadapelo processo MIG/MAG. Aumento de 50x.

Na Fig. 2 é mostrada a região da zona fundidade aço SAC 50 pelo processo TIG. Análisefeita na seção transversal ao cordão desolda.

Figura 2: Região da zona fundida de aço SAC50 pelo processo TIG. Análise feita na seçãotransversal ao cordão de solda. Aumento de200x.

CONCLUSÕES

Espera-se com este trabalho, determinar aspropriedades mecânicas e o número de ciclosaté a ruptura, na região de solda, de um açoSAC 50.Até o presente momento, ainda não foramrealizados os ensaios de tração e depropagação de trinca pois, os corpos-de-prova ainda estão sendo confeccionados.Portanto, ainda não temos informaçõessuficientes para avaliar o comportamentodesse aço, na região de solda, quandosubmetido em serviço à carregamento cíclico.Analisando as fotografias retiradas dosensaios de metalografia, observa-se queproblemas como falta de fusão, trincas einclusões foram detectadas em maior númeronas juntas soldadas realizadas pelo processoMIG/MAG. Portanto, espera-se que osresultados irão diferir quando foremcomparados os processos MIG/MAG e TIG.


[1] GODEFROID, L. B., CÂNDIDO, L. C. eMORAES, W. W., Análise de Falhas. Curso daABM. 30 de agosto a 03 de setembro de2004. Belo Horizonte, MG.[2] SILVA, J. G. A., 2001. Avaliaçãocomportamental de juntas soldadas de umaço estrutural do tipo SAC 50 sob fadiga.Dissertação de mestrado. Escola de Minasde Ouro Preto. Curso de pós-graduação emengenharia Civil, Universidade Federal de OuroPreto.[3] MARTINS, G. P.,2004. Tenacidade afratura e propagação de trincas em juntassoldadas de aço estrutural resistente acorrosão atmosférica. Tese de doutorado.Escola de engenharia, Departamento deengenharia Mecânica. Universidade Federalde Minas Gerais.[4] SOUZA, S. A.. Ensaios mecânicos demateriais metálicos, São Paulo, EdgardBlucher,1974,4° edição[5] MARQUES, P. V.; MODENESI ,P. J.;BRACARENSE, A. Q.. Soldagem: Fundamentose tecnologia. Editora UFMG,2005.

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INTRODUÇÃO

Os rejeitos radioativos, bem como outrosrejeitos provenientes de diversas atividades,devem ser gerenciados a fim de assegurar aproteção ao homem e ao meio ambiente. Aescolha de processos adequados detratamento, embalagens e a deposição segurados rejeitos são fatores importantes paraevitar e/ou diminuir o impacto ambiental egarantir a qualidade de vida da população.Deposição é a colocação de rejeito radioativoem local projetado e aprovado pelasautoridades competentes, sem a intenção deremovê-lo [1]. No sistema de deposição, asbarreiras de engenharia são utilizadas paraisolar o rejeito de modo a prevenir a infiltraçãoda água e a migração dos radionuclídeos parao meio ambiente. As múltiplas barreiras podemincluir o produto de rejeito, a embalagem, acamada de recheio, a camada de contençãode concreto e a barreira natural do local dedisposição. O desempenho dessas barreirasdeve ser de tal forma que, mesmo na falhade uma delas, as outras devem ser suficientespara garantir a segurança do repositório.A camada de recheio, em geral, é colocadapara envolver o rejeito acondicionado e,dependendo das propriedades do sítio dedisposição e do rejeito, age como uma barreiraimpermeável e sorvedora de radionuclídeos,podendo permanecer estável por longo período[2]. Os materiais amplamente utilizados nacamada de recheio são as argilas porapresentarem boa capacidade de sorção paradiversos radionuclídeos, baixa condutividadehidráulica, dentre outras características. Asargilas podem ser usadas individualmente ouem misturas e associadas a outros materiais,como a areia, visando a sorção dosradionuclídeos [3].

Estudo de argilas nacionais para utilização em sistemas dedeposição de rejeitos radioativos

Evandro Landulfo Teixeira Paradela Cunha e Clédola Cássia Oliveira de TelloCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear

OBJETIVO

A pesquisa tem como objetivo caracterizarmateriais naturais, comercialmentedisponíveis dentro do território nacional, quepossam ser utilizados na camada de recheiode repositórios.

METODOLOGIA

Foi realizada, inicialmente, a homogeneizaçãodas amostras, fundamental para todos osensaios. Os seguintes ensaios foramrealizados para a caracterização das argilas:análise granulométrica, teor de umidade edifratometria de raios X.

FIGURA 1. Amostragem e Determinação daGranulometria das Argilas

Na Tabela 1 são apresentados os resultadosdos ensaios de laboratório realizados para acaracterização das argilas. Os resultadosobtidos estão dentro da faixa de valorescaracterísticos das argilas. Os resultados dadifratometria de raios X permitiram aidentificação clara dos argilo-mineraispresentes nas amostras.

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TABELA 1. Resultados dos Ensaios

Verificou-se que existe um número reduzidode grandes produtores, ou beneficiadores,desses minerais no Brasil. Existem tambémpequenos beneficiadores, cujo contato édifícil. O tempo de vida das empresas é curto– muitas daquelas listadas em relatórios doDepartamento Nacional de Produção Mineral[4] não existem mais.

CONCLUSÃO

A caracterização inicial dos materiaisdisponíveis no CDTN permitiu identificar asargilas e classificá-las em grupos, o quefacilitará a escolha da argila mais adequadaa ser utilizada no repositório nacional derejeitos radioativos.Os testes de umidade e de granulometriaapresentaram os resultados esperados deacordo com a bibliografia estudada [5] e oslaudos técnicos apresentados pelosbeneficiadores.


[1] COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIANUCLEAR. Gerência de rejeitos radioativosem instalações radiativas (Norma CNEN-NE-6.05). Rio de Janeiro: CNEN, 1985.[2] CUNHA, E.L.T.P.; TELLO, C.C.O. Pesquisade argilas – Levantamento de dados ecaracterização preliminar. NI-SN1-04/2006.CDTN, 2006.[3] TELLO, C.C.O. Projeto desenvolvimentode técnicas e métodos para suporte àimplantação de repositórios de rejeitosradioativos. CDTN, 2005.[4]DEPARTAMENTO NACIONAL DE PRODUÇÃOMINERAL. Sumário mineral 2004. Brasília:DNPM, 2004.[5] SANTOS, P.S. Tecnologia de argilasaplicada às argilas brasileiras, v.1. São Paulo:Ed. da Universidade de São Paulo, 1975.

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INTRODUÇÃO

A imobilização e deposição de rejeitoaltamente radioativos em matrizes vítreasou cerâmicas tem sido muito investigada[1,2]. É bem conhecido que o rejeito naforma vítrea representa um bomcompromisso entre rejeito e matriz decontenção tendo em vista sua altacapacidade de incorporar maior quantidadede rejeito de alto nível apresentando boadurabilidade química, boa resistênciamecânica na presença de radiação eprocessamento à temperaturas bem baixas.O vidro de borossilicato via processo fusãotem sido amplamente aceito como matrizpara imobilização de rejeitos radioativos dealto nível, devido a baixas temperaturas deprocessamento em relação a outros vidroscom comparável durabilidade química [3].Apesar da existência de um grande númerode matrizes já investigadas para imobilizaçãode rejeito radioativo de alto nível, seja nasformas cristalinas, vítreas ou vitrocerâmicas,esforços em pesquisa e desenvolvimentocontinuam em todo o mundo com o objetivode melhorar as opções existentes tendo emvista a complexidade do problema [4,5].No CDTN encontra-se em desenvolvimentometodologias de obtenção de vidros pelométodo sol-gel via alcóxido de sílica,empregando-se o cloreto de césio comosimulador de rejeito de alto nível. Estãosendo desenvolvidos vidros de sílica-boro esílica-boro-sódio nas composições teóricas(80-x)SiO2-15B2O3-5Na2O-xCsCl e (90-x)SiO2-10B2O3-xCsCl, com x variando de 0 a3% em mol, utilizando-se o carbonato depropileno e dimetilformamida como aditivosde secagem e como fonte de boro o ácidobórico e o alcóxido de boro.

OBJETIVO

Desenvolver vidros a base de sílica com teoresteóricos de incorporação de césio acima de2% em mol pelo processo sol-gel via hidrólise

Desenvolvimento de matrizes vítreas e deencapsulamento visando a incorporação de rejeito

radioativo de alto nível

Guilherme Augusto Pereira Araújo e Ana Maria Matildes dos SantosCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN

e condensação do tetraetilortossilicato edesenvolver, pelo processo de fusão, umencapsulamento em torno do vidroincorporado com simulador de rejeito paraaumentar a barreira de imobilização do rejeito.

METODOLOGIA

Os vidros incorporados com césio sãoobtidos empregando-se o processo sol-gelvia hidrólise e condensação detetraetilortossil icato (TEOS-Aldrich)utilizando-se o ácido clorídrico (HCl-Merck)como catalisador, o álcool etanol (EtOH-Merk) como solvente, água deionizada, N,N-dimetilformamida (C3H7NO) como aditivo desecagem, cloreto de césio (CsCl-Merck)como simulador de rejeito e ácido bóricocomo fontes de boro.Géis de sílica-boro-césio foram preparadosna composição teórica molar 88SiO2-10B2O3-2CsCl. Inicialmente fez-se a misturado cloreto de césio, água, etanol e aditivode secagem sob agitação mecânicaajustando o pH em 1,5 com o ácido HCl. Emseguida, a solução é aquecida a ~80°C, sobagitação magnética e o ácido bórico éadicionado seguido do TEOS. Foramutilizadas as razões H2O/TEOS=2, H2O/EtOH=0,5 e TEOS/aditivo=1. A solução finalfoi vazada em moldes cilíndricos de Teflon®

e deixados à temperatura ambiente paragelação. Em seguida, os géis foramenvelhecidos e secados, respectivamente,às temperaturas de 60 °C e 90 °C durante48 horas ao ar em estufa. Após a secagem,os géis foram tratados termicamente ao arna temperatura de 750°C.Para o encapsulamento das amostrasobtidas, colocou-se a amostra em umcadinho de platina e, em volta da amostra,uma quantidade da mistura de areia com15% de ácido bórico (% em peso). Emseguida, o material areia/vidro foi tratadotermicamente à temperatura de 900°Cdurante 1h.RESULTADOS

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A Figura 1 mostra amostras de sílica-boroíntegras obtidas após a secagem etratamento térmico. A amostra transparentefoi apenas secada e a opaca tratada a750°C. Foram obtidas amostras com teor decésio 2% (porcentagem em mol).

Figura 1 - Amostras de sílica-boro

A Figura 2 apresenta foto da areia demineradora utilizada no encapsulamento.Oberva-se que a areia é muito fina e decoloração cinza.Resultado do encapsulamento com a misturaareia com 15% de ácido bórico mostrou aformação de um compósito areia/vidro coma região do vidro totalmente envolvida pelaareia. O vidro encapsulado permaneceuíntegro.

Figura 2 – Aspecto da Areia utilizada noEncapsulamento.

CONCLUSÃO

Neste trabalho foram obtidos vidros íntegrosde sílica-boro pelo processo sol-gel utilizando-se TEOS como alcóxido metálico,dimetilformamida como aditivo de secagem,cloreto de césio como simulador de rejeito eareia de minerador como material deencapsulamento. Os resultados mostraram-se bastante satisfatórios, conseguindo-seobter um compósito íntegro.


[1] Cheol-Woon K. & Delbert E.D. Journal ofNon-Crystalline Solids, v.331,p.20-31,2003[2] International Atomic Energy Agency.Design and operation of high level waste

vitrification and storage facilities, Viena,1992. (Technical Report Series, 339)[3] S. Deokattey et al. Journal of Microscopy,p.48-51, v.55, n.10, 2003.[4] P.Y. Shih. Materials Chemistry and Physics,9726,p.1-6, 2002.[5] Ph. Massiot et al. Journal of MaterialsChemistry, v.13, p.67-74, 2003.

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INTRODUÇÃO

Nanoestruturas altamente organizadasbaseadas em nanotubos de carbono (CNT)apresentam grande potencial para diferentesaplicações, como novos dispositivoseletrônicos, entre outros. Neste trabalho,pretende-se formar nanofios a partir dadeposição orientada de nanotubos de carbonopelo método de deposição química por vapor.Uma possível rota para a fabricação de taisnanoestruturas é a utilização de arranjos denanopostes (dots) metálicos como centrosnucleadores do crescimento dos nanofios decarbono. Nesse caso, pretende-se que osnanotubos de C ocorram de modo a unir osnanopostes metálicos.

OBJETIVO

No presente trabalho, pretende-se obternanofios a partir do crescimento de nanotubosde carbono orientados, pelo método dedeposição química por vapor (CVD), a partirde filmes ultrafinos de Mo/Fe preparados porsputtering e posteriormente submetidos ananolitografia por oxidação anódica (AON).

METODOLOGIA

Filmes de Fe/Mo foram crescidos sobresubstrato de Si, por sputtering em ambientede alto vácuo. Foram preparadas amostrasde Mo/Fe/Si, com 15 nm de Mo (15 e 5 nm) eespessuras de Fe de 1, 2 , 3, 6 e 12 nm. Alitografia por oxidação anódica foi realizadautilizando um microscópio de força atômica(AFM - Atomic Force Microscopy). Com oAFM, foi construída uma rede de furos emescala nanométrica no filme de Mo. A seguir,foram realizados tratamentos térmicos atése encontrar a temperatura ideal para aobtenção de uma estrutura de nanopostesde Fe. Finalmente, foram realizadosexperimentos de deposição dos nanotubos deC sobre as superfícies litografadas, por CVD.Para acompanhar o processo, imagens obtidas

Estudo do crescimento de nanofios de carbono sobrenanoestruturas litografadas

Heberton Luis da Silva Correa, José Domingos Ardisson eWaldemar Augusto de Almeida Macedo

Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN

por AFM foram feitas em todas as amostras,após cada passo do processamento.

RESULTADOS

A nanolitografia anódica foi realizada comsucesso, exceto na amostra 2 queapresentava rugosidade excessiva. A figura1 mostra a imagem obtida por AFM da amostra1 após a nanolitografia.

Figura 1: Imagem (AFM) da amostra 1 apósnanolitografia

Para as amostras de Mo com 15 nm, apóstentar-se algumas combinações de tempo etemperatura diferentes no tratamentotérmicos, verificou-se que temperaturassuperiores a 800°C danificavam os filmes. Emtemperaturas inferiores, mesmo aumentado-se o tempo, não se conseguiu uma migraçãodo filme de ferro que resultasse emprofundidade de furos menor que 7 nm.Após diferentes ensaios, nossos resultadosindicaram que é possível se obter nanopostesmetálicos com filmes com 5 nm de Mo, sem anecessidade de serem submetidos atratamentos térmicos.Ao obter as imagens por AFM dessas amostrasverificou-se que elas passaram a apresentargrande rugosidade (como se pode observar

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na figura 2) após a tentativa de se depositaros nanotubos.

Figura 2: Imagem(AFM) da Amostra 3 após atentativa de se depositar os nanotubos

Os experimentos ainda estão em andamentocom três das amostras citadas.

CONCLUSÃO

Pode-se citar como resultado positivo dotrabalho, o fato de ter-se conseguido realizara nanolitografia por oxidação anódica comsucesso, em especial nas amostras em quea espessura do filme de molibdênio era 5 nmpois em trabalhos anteriores não se conseguirealizar a nanolitografia com sucesso emfilmes dessa espessura.Nas amostras submetidas a CVD, não severificou se já era possível depositar osnanotubos, uma vez que os fi lmesapresentaram rugosidade excessiva após atentativa de deposição. Para termosconclusões mais efetivas, realizaremos omesmo processo será realizado com as trêsamostras citadas anteriormente.


[1]Theory of Cathode Sputtering in LowVoltage Gaseous Discharges. Charles HardTownes. Physical Review, volume 65,números 11 e 12, junho de 1944.[2]Theory of carbon nanotube growth. AMaiti, C. J. Brabec, C. Roland, and J. Bernholc.Physical Review B, volume 52, número 20,15 de novembro de 1995.APOIO FINANCEIRO

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Apoio na implementação dos módulos de geração,armazenamento e pré-deposição da versão do software

SUGERE para resíduos de serviço de saúde

Jean Viana Bahia e Vanderley de VasconcelosCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN

INTRODUÇÃO

Uma das principais dificuldades para ogerenciamento de resíduos perigosos advémdo seu caráter multidisciplinar. Assim asetapas envolvidas na elaboração eimplementação de Programas deGerenciamento de Resíduos – PGRdemandariam equipes com especialistas devárias áreas, o que levaria a custosexcessivos, em particular para pequenosgeradores.Para auxiliar na solução destas dificuldadesfoi desenvolvida, no CDTN, uma metodologia[1], dirigida a pequenos geradores, eimplementada através do programa decomputador denominado SUGERE -Sistema Unificado de GEstão deREsíduos [2]. Neste software procurou-seadotar uma abordagem geral e unificada dasetapas envolvidas no gerenciamento deresíduos [3, 4].Da forma como foi implementado, estesoftware trata com maior grau dedetalhamento, profundidade eexemplificação de procedimentos, técnicase normalização, os rejeitos radioativos. Osrecursos relativos aos demais resíduosperigosos foram implementados nas etapasem que a experiência do setor nuclearpudesse ser destacada e utilizada [4].Dentre os resíduos que requerem tratamentodiferenciado, encontram-se alguns que,devido às suas características físicas,químicas e/ou biológicas, oferecem riscos aomeio ambiente e à qualidade de vidahumana. Nesta categoria destacam-se osResíduos Sólidos de Serviços de Saúde– RSSS, que englobam resíduos de unidadesmédico-assistênciais, centros defarmacologia e eliminação de medicamentosvencidos ou deteriorados. Os danos causadospor estes resíduos podem ser altos eirreparáveis, mas podem ser reduzidos seforem submetidos a um manejo adequado.O desenvolvimento de tecnologiasadequadas para minimizar a produção de

resíduos, e de programas de gerenciamentoé uma necessidade urgente para asociedade, pois visa o equilíbrio entre asatividades humanas e os ecossistemasnaturais, minimizando diversos problemas.A versão atual do software SUGERE, decaráter geral, não atende diretamente àsnecessidades específicas dos RSSS, masseus princípios e conceitos fundamentaisaplicam-se plenamente.

OBJETIVO

Implementar uma versão do softwareSUGERE, desenvolvido dentro do escopo deum dos projetos do PPA 2004-2007, visandoatender especificamente às necessidades deestabelecimentos prestadores de serviços desaúde.

METODOLOGIA

Para a implementação da versão específicado SUGERE deverão ser elaboradosDiagramas de Fluxo de Dados - DFD [5],com os processos necessários para ogerenciamento dos RSSS. A partir dos DFDelaborados com os níveis de detalhamentoadequados, deverão ser elaboradosDiagramas de Estrutura Hierárquica - DEHe projetados bancos de dados paraatendimento às necessidades específicas dogerenciamento dos RSSS [6, 7, 8 e 9]. Osoftware deverá ser implementado emBorland Delphiâ no ambiente Windowsâ.

RESULTADOS

Espera-se que ao fim do projeto esteja jáimplementada e avaliada por especialistasem gerência de rejeitos, a versão específicado SUGERE que atenda às necessidades deestabelecimentos prestadores de serviços desaúde. Dentro do escopo do programaCNEN/PIBIC pretende-se implementar osmódulos de geração, armazenamento e pré-deposição.

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CONCLUSÕES

Uma versão do software SUGERE destinadoespecificamente a estabelecimentosprestadores de serviços de saúde deverá serdesenvolvida dentro do escopo de um dosprojetos do PPA 2004-2007 e espera-se comele minimizar problemas relacionados aogerenciamento incorreto de resíduosperigosos afim de que estes não ofereçamriscos ao meio ambiente e à qualidade devida humana.


[1] SILVA, E. M. P. Implementação de umsistema unificado para gerenciamento derejeitos. FEQ/UNICAMP, Campinas, 2006(Tese de Doutorado defendida em 25/08/2006).[2] SILVA, E. M. P; et al. SUGERE - Umsistema unificado de gestão de resíduos. In:INAC 2005. Santos, ABEN, Aug 28 to Sept02, 2005.[3] ABNT. NBR 10.004:2004. Resíduossólidos - classificação. NBR 12.810:1993.Coleta de resíduos de serviços de saúde;NBR 12.809:1993. Manuseio de resíduos deserviço de saúde; NBR 12.808:1993.Resíduos de serviço de saúde: classificação.[4] IAEA. WS-G-2.7:2005. Management ofwaste from the use of radioactive materialin medicine, industry, agriculture, researchand education. WMDB/ST/4:2005.Radioactive waste management - Status andtrends. TRS-402:2001. Handling andprocessing of radioactive waste from nuclearapplications. TECDOC-1205:2001.Management for the prevention of accidentsfrom disused sealed radioactive sources.[5] GANE, C.; SARSON, T. Análiseestruturada de sistemas. Rio de Janeiro:Livros Técnicos e Científicos Editora S.A.,1995.[6] BRASIL. Resolução CONAMA 237/1997.Dispõe sobre os procedimentos e critériosutilizados no licenciamento ambiental.Resolução CONAMA 05/1993. Define asnormas mínimas para tratamento deresíduos sólidos oriundos de serviços desaúde.[7] SILVA, E. M. P.; MIAW, S. T. W. Gerênciade rejeitos radioativos de serviços de saúde.In: V REGIONAL CONGRESS ON RADIATIONPROTECTION AND SAFETY - REGIONAL,IRPA CONGRESS. Recife, SBPR, April 29 –May 4, 2001.[8] ANVISA. Dispõe sobre o RegulamentoTécnico para o gerenciamento de resíduosde serviços de saúde. Resolução RDC n° 306,de 7 de dezembro de 2004.

[9] CUSSIOL, N. A. M. Disposição final deresíduos de serviços de saúde em célulaespecial e por co-disposição com resíduossólidos urbanos. DESA/EHR, EEUFMG, BeloHorizonte, 2005 (Tese de Doutorado).

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CNEN/PROBIC

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Radioatividade natural em amostras de solo doquadrilátero ferrífero, MG: alfa total, beta total, 238U, 232Th,

226Ra e 210Pb

Lorena Pedrosa Gomes e Maria Ângela de Barros Correia MenezesCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃO

Este trabalho foi um desdobramento doProjeto Coordenado de Pesquisa “IronQuadrangle, Brazil: assessment of healthimpact caused by mining pollutants throughchain food applying nuclear and relatedtechniques - BRA 11920/IAEA” [1,2,3]. Oobjetivo principal desse Projeto foi avaliar seuma atividade mineradora havia contaminadouma região onde são produzidos alimentospara consumo local, verificando o impactona saúde humana. Essa avaliação foi realizadaatravés da análise química por técnicasanalíticas nucleares de amostras da cadeiaalimentar – solo e verduras - determinandodiversos elementos. Para a pesquisa foiescolhido o distrito de Honório Bicalho, NovaLima, situado no Quadrilátero Ferrífero e comatividade mineradora. Para comparação, foiestudado o Barreiro, em Belo Horizonte, regiãonão inserida no Quadrilátero e sem atividademineradora. As amostras de solo foramcoletadas nas estações seca e chuvosa, naprofundidade das raízes das verduras e em 5pontos nas hortas, compondo uma só amostrarepresentativa de cada horta. Após teremsido moídas a uma granulometria <0,006mm,as amostras foram analisadas no CDTN/CNENpor Ativação Neutrônica método k0. Foramdeterminados diversos elementos e, entreeles, o tório e o urânio que são elementosradioativos de ocorrência natural,responsáveis pelas Séries Naturais Radioativas[3]. Suas presenças induzem a possibilidadeda presença de seus filhos, produtos dedecaimento, em especial 226Ra (meia-vida de1622 anos, emissor alfa de 4,78 MeV) e 210Pb(meia-vida de 22,3 anos, emissor beta de0,017 e 0,064 MeV) produtos de decaimentodo 238U, e de 228Ra (meia-vida de 5,75 anos,emissor beta de 0,055 MeV), filho do 232Th,tóxicos sob ponto de vista radiológico e nãoessenciais ao ser humano. Devido a isso,adveio a necessidade de se avaliar o nível deradioatividade natural em solo.

OBJETIVO

Avaliar a radioatividade natural em amostrasde solo, relacionando-a com a contribuiçãodos emissores alfa - 232Th, 238U e 226Ra - e doemissor beta 210Pb, nas atividades alfa totale beta total.

METODOLOGIA

Inicialmente as atividades alfa total e betatotal nas amostras de solo, coletadas emambas regiões, foram determinadas.Verificou-se que essas atividades eram maiselevadas do que aquelas correspondentes a238U e 232Th, sugerindo que essesradionuclídeos não eram os únicosresponsáveis pela radioatividade nasamostras analisadas.A determinação de 226Ra nas amostras desolo foi realizada através de abertura químicada amostra, pré-concentração e separaçãodo rádio pelo método convencional de co-precipitação como Ba(Ra)SO4 [4] e contagemalfa total em contador proporcional de fluxode gás. A abertura adequada da amostra desolo é essencial para o desempenho dométodo analítico e esta etapa foidesenvolvida durante a pesquisa. Adeterminação de 210Pb foi executada usandoa técnica de contagem Cerenkov [4] comco-precipitação do radionuclídeo comosulfato de chumbo.

RESULTADOS

Os resultados das atividades de 232Th e 238Unas amostras bem como na referência GBW07411 (solo) estão na Tabela 1 e observa-se que são similares. Na Tabela 2 estão osresultados para as amostras das duas regiõesque sugerem que as amostras coletadas naestação seca são semelhantes emradioatividade. O incremento na chuvosapara HB pode ser devido a lixiviação econcentração no solo.

Tabela 1. Atividade (Bq.kg-1) em solo emestudo e em Material de Referência

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Rad., radionuclídeo; B, Barreiro; HB, HonórioBicalho.

Tabela 2. Atividade (Bq.kg-1) em solo

B, Barreiro; HB, Honório Bicalho; LD, Limite deDetecção (mBq.g-1); para: a, 170; b, 240; 226Ra,0,3 e 210Pb 200

As atividades de alfa total e beta total nosolo foram mais elevadas que aquelascorrespondentes a 238U e 232Th, significandoque estes radionuclídeos não são os únicosresponsáveis pela radioatividade nasamostras analisadas. A determinação de 226Raconfirma que este radionuclídeo realmentecontribuiu para a radioatividade alfa total dasamostras de solo. Quanto a atividade betatotal, devido ao fato dos resultados de 210Pbpor efeito Cerenkov terem sido abaixo dolimite de detecção, não se pode afirmar aadequação da técnica de medida às amostrasnem a contribuição desse radionuclídeo àsmedidas beta. Outros emissores beta, 228Rae 40K, serão analisados na continuação desteestudo.


[1] MENEZES, M. A. B. C. et al. (2003)First Report on “Iron Quadrangle, Brazil:assessment of health impact caused bymining pollutants through chain food applyingnuclear and related techniques”, Vienna,International Atomic Energy Agency, Vienna,p. 53-58, NAHRES-75, 2003[2] MENEZES, M. A. B. C., et al. IronQuadrangle, Brazil: elemental concentrationdetermined by k0-instrumental neutronactivation analysis Part I: soil samples. J. ofRadioanalytical and Nuclear Chemistry; v.270,p. 349-355, 2006

[3] MENEZES, M. A. B. C., SILVA, L. G.,GOMES, L. P., MINGOTE, R. M. Neutronactivation analysis and radiometry todetermine thorium and uranium in soil andvegetables. 3rd TRIGA USERS CONFERENCE,21-25 August 2006, Belo Horizonte. Book ofAbstracts[4] MINGOTE, R. M. Desenvolvimento demetodologia para determinação de 210Pb emágua usando o efeito Cerenkov, Dissertaçãode Mestrado, UFMG-DEN-PCTN, BeloHorizonte, 2006

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CNPq/PIBIC E AIEA

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Origem do urânio da mina da Cachoeira em Lagoa Real(BA): estudo das inclusões fluidas em piroxênios e

granadas

Lucilia Aparecida Ramos de Oliveira e Francisco Javier RiosCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN

INTRODUÇÃO

Inclusões fluidas são porções de fluidosinclusos nos minerais. O estudo destasinclusões fluidas tem sido de granderelevância econômica e científica em trabalhosrelacionados com as geociências, visto queos resultados obtidos podem auxiliar nadeterminação das condições físico-químicasde formação de depósitos minerais[1].

OBJETIVO

Este trabalho tem como objetivo oreconhecimento e análise microtermométricade inclusões fluidas em piroxênios e granadas(Fig. 1) da paragênese uranífera da Mina daCachoeira, Lagoa Real, BA.

Figura 1. A) Inclusão fluida trifásica em granada,~20mm; B) Inclusão fluida primária trifásica empiroxênio, ~28 mm

No presente trabalho foram feitosmapeamentos petrográficos e estudosmicrotermométricos em lâminas de rochasprovenientes do complexo uranífero de LagoaReal – BA.Durante as análises petrográficas foramutilizados dois microscópios petrográficos,Leitz Laborlux 12POL e Leica DMRXP de ultimageração.Os estudos microtermométricos foramefetuados em uma platina de resfriamentoChaixmeca Eurotherm adaptada aomicroscópio petrográfico Leitz Laborlux, naqual as amostras foram resfriadas. Nessaplatina, o resfriamento até -180ºC é

conseguido pela circulação de N2 líquido (Fig.2).

Figura 2. Platina de Resfriamento ChaixmecaEurotherm adaptada ao microscópiopetrográfico Leitz Laborlux

Os principais dados obtidos a partir damicroscopia permitiram classificar as inclusõesfluidas quanto ao momento de sua formaçãoe às fases presentes. Nos piroxênios (Fig.3), foram observadas inclusões fluidasprimárias trifásicas (sólido, líquido e gás); esecundárias bifásicas (líquido e gás). Já nasgranadas foram observadas apenas inclusõesfluidas primárias e trifásicas (sólido, líquido egás).

Figura 3. Inclusões primária e secundária nopiroxênio com um aumento de 500x.

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Nas análises microtermométricas as inclusõesde ambos os minerais apresentaram no inícioda fusão (temperatura eutética) valoresmuito baixos (primárias dos piroxênios, entre–63 e –70 °C; secundárias dos piroxênios,entre –50 e –55 °C; e primárias dasgranadas, entre –51 e –54 °C).

CONCLUSÕES

As baixas temperaturas eutéticas obtidassugerem a presença de um sistema decomposição complexa.Análises feitas por Chaves et al. (2006)[2],utilizando como método o LA-ICP-MS,determinaram (qualitativamente) apresença dos cátions de Na, Rb e Ba nasinclusões primárias dos piroxênios e, cátionsde Na, Rb, Ba, U e Mg nas inclusões dasgranadas.A literatura relata [3] dados referentes aocoeficiente de atividade (que indica o desvioda idealidade) de cloretos de todos oselementos presentes nas inclusões.Comparando estes dados podemos inferirque, nas inclusões primárias dos piroxênios,o bário pode ser o principal causador dasbaixas temperaturas. Isto porque, além depossuir maior densidade de carga (2+), seucloreto apresenta o menor coeficiente deatividade quando comparado com os demaiscloretos. Para as inclusões das granadaspodemos utilizar o mesmo raciocínio. Assim,até mesmo quando comparado com oscátions de mesma carga (Mg2+ e UO2

2+,forma na qual o urânio é comumenteencontrado) o Ba2+ possui o menorcoeficiente de atividade, o que indica maiordesvio da idealidade.Outros estudos estão sendo feitos paramelhor determinação da composição dasinclusões fluidas estudadas neste trabalho.Espera-se com eles colaborar para ummelhor entendimento da gênese damineralização na Mina da Cachoeira, LagoaReal – BA.


[1] Fuzikawa, K. (1985). Inclusões Fluidas:Métodos Usuais de Estudos e Aplicações.Contribuições à Geologia e à Petrologia,Núcleo de Minas Gerais – SBGM 1985,p.29-44.[2] Chaves, A. O. (2006). Magmatic andmetamorphic events related to Uraniferousmineralization of Lagoa (BA_BRAZIL) andthe importance of the final stages oforogenesis in uranium prospecting. Submetidoà Mineralium Deposita, 2006.

[3] West, R. C. CRC Handbook of Chemistryand Physics. 66ed. Boca Raton: CRC, 1985,p.5-113–5-114.

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INTRODUÇÃO

Fontes de braquiterapia, para tratamentode câncer de próstata, consistembasicamente de um substrato contendo oisótopo radioativo, um marcadorradiopaco e uma cápsula biocompatível[1]. Em geral, o material dessa cápsula éo titânio. Uma alternativa ao titânio seriaa utilização de materiais a base depolímeros como o Poli(fluoreto devinilideno) – PVDF, resinas entre outros[2].O PVDF é um polímero termoplástico deexcelente comportamento mecânico efísico e também muito resistente ao calor. O PVDF é caracterizado por sua estruturaaltamente cristalina, tem a temperaturade transição vítrea (Tg) de –35ºC e étipicamente 50-60% cristalino [3]. O PVDFé comumente usado em indústriasquímicas, médicas e em semicondutores.A resina poliéster é um polímero de altopeso molecular resultante da condensaçãode ácidos carboxílicos com glicóis. Um tipodessa resina consiste basicamente de umpolímero alquídico, contendo insaturaçõesvinílicas dissolvidas em um monômeroreativo, normalmente o monômero deestireno. Essa resina inicialmenteencontra-se no estado líquido e após aadição de promotores transforma-se noestado sólido, apresentando umaestrutura termofixa irreversível. Elas sãoresistentes a ácidos, possuem baixo custoe são susceptíveis à formação de bolhas[4].

OBJETIVO

Este trabalho tem como objetivoespecífico empregar dois tipos demateriais poliméricos no desenvolvimentode encapsulamentos de agulhascerâmicas para aplicação em fontes debraquiterapia.

Encapsulamento polimérico para fontes de braquiterapia

Miriam Ribeiro Rocha e Ana Maria Matildes dos SantosCentro de Desenvolvimento da tecnologia Nuclear - CDTN

METODOLOGIA

Neste trabalho foram empregadas duastécnicas no desenvolvimento doencapsulamento: prensagem e extrusão.Com a técnica de prensagem trabalhou-se com o PVDF e com a de extrusão comresina poliéster.Utilizou-se agulhas cerâmicas de sílicapura (Si), de sílica-tungstênio (Si-W) ede sílica pura impregnada com soluçãode iodeto de sódio não radioativo (Si-I).As sementes de PVDF (agulha cerâmicaencapsulada com PVDF) foramdesenvolvidas através de duas etapas:prensagem do PVDF em forma de pónuma prensa Ciola (Ciola, modelo AC10)seguida de sinterização em forno tipomufla (Lavoisier, modelo 402 D).As sementes de resina poliéster (agulhacerâmica encapsulada com resina) foramobtidas através da moldagem do polímerolíquido pelo processo de extrusão numamatriz de TeflonÒ. Em seguida, ocorreuo endurecimento do encapsulamentoatravés de secagens nas temperaturasambiente e de 150 ºC.

RESULTADOS

Seguindo as etapas de prensagem esinterização os encapsulamentos de PVDFficaram íntegros, rígidos e transparentes.Observou-se alguns defeitos nasamostras como: presença de microtrincasna estrutura da agulha e descentralizaçãoda agulha em algumas amostras. Alémdisso, em uma das amostras contendoagulha de Si-W sem impregnação de iodo,observou-se uma tonalidade azul naagulha e ao seu redor, na região maispróxima da agulha, uma coloraçãoamarelada, conforme mostrado na Fig.1.

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Figura 1: Aspecto do encapsulamento porprensagem em agulhas de Si-W.

Os encapsulamentos obtidos com resinapoliéster ficaram transparentes e rígidos.Observou-se alguns defeitos noencapsulamento como: formação debolhas no seu interior, descentralização edesalinhamento da agulha com relação aoencapsulamento.Encapsulamentos com agulhas Si, semimpregnação, apresentaram bolhasindependentemente da temperatura desecagem. Parece que isso ocorreu devidoà porosidade da agulha utilizada. O ar queestava nos poros provavelmente difundiu-se pelo polímero e ficou aprisionado peloendurecimento da resina Já as amostrasencapsuladas com agulhas impregnadascom solução de NaI apresentaramevidências de reação entre o polímero e oiodeto de sódio, tais como a destruiçãodo encapsulamento e a mudança de corda agulha. A Fig. 2 apresenta uma amostratípica com encapsulamento de agulha deSi-I, submetida à secagem emtemperatura ambiente. O iodeto presentena agulha reagiu com o materialpolimérico, ficando na interface agulha-polímero, mesmo com o endurecimento àtemperatura ambiente. Houve ainda aformação de algumas bolhas noencapsulamento.

Figura 2: Aspecto do encapsulamento comagulha de Si-I após extrusão e secagem.

CONCLUSÕES

Com os dois materiais poliméricostrabalhados, PVDF e resina poliéster,foram obtidos resultados muito importantescomo integridade, transparência e rigidez(aspecto não quebradiço) dosencapsulamentos. Alguns problemas foramdetectados como presença de microtrincas,bolhas e reações indesejadas.


[1] SATLER et al; Radioactive TherapeuticSeeds and Methods of Making the Same;Patent Nº 6210316B1; 2001.[2] KAPLAN E.J.; Polymeric ImagableBrachytherapy Seed; Patent NºWO02068000; 2002.[3] NEIDHÖFER M. et al; StructuralEvolution of PVDF During Storage orAnnealing; Polymer 45; 2004.[4] Site: www.arotec.com.br

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Calibração de termopares para teste de chama do casco deduplo propósito

Pedro Leonardo Dumont de Oliveira e Antônio Carlos Lopes da CostaCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN

INTRODUÇÃO

Termopar é um dispositivo usado para medirtemperaturas. Ele o faz baseado no efeitoSeebeck que diz que, uma seção homogêneade dois metais dissimilares exposta a umgradiente de temperatura gera uma diferençade potencial entre seus terminais. Os metaisutilizados na constituição dos termopares tipoK são o Cromel e o Alumel.

V= S (T2 – T1) (1)onde;S – coeficiente de Seebeck [mV/°C]

Figura 1. Desenho Esquemático de umTermopar.

Um termopar de boa qualidade deve ser capazde operar com pequenas incertezas. Seusprincípios construtivos e operacionais devemser projetados para minimizar incertezassistemáticas e aleatórias ao longo da sua faixade medição. A perfeita caracterização dasincertezas é de grande importância para queo resultado da medição possa ser estimadode maneira confiável.Através do procedimento denominadocalibração é possível correlacionar os valoresindicados pelo termopar e suacorrespondência com os valores dados pelopadrão.

OBJETIVO

Esse trabalho foi realizado com o objetivo decalibrar termopares utilizados nos testes deavaliação do casco de transporte de duplopropósito projetado para armazenar e

transportar combustíveis exauridos dereatores de pesquisas.

METODOLOGIA

Os termopares tipo K e diâmetro de 5 mmforam calibrados na faixa de operação de 50a 600 °C. A primeira etapa do processoconsta de uma verificação da resistênciaentre os fios e do isolamento entre os fios ebainha do termopar. Para efetuar a calibraçãoforam utilizados um forno de precisão tipobanho seco e um multímetro.A calibração foi realizada montando-se otermopar a se calibrar no forno, usando paraisso uma extensão para termopar tipo K. Ospontos de calibração foram, em ºC, 50, 200,400 e 600. Esses valores foram alcançadosde maneira ascendente e continuamente.Após a medição da última temperatura(600°C) o forno era resfriado até atingir 25°C, reiniciando assim o ciclo. Esse ciclo foiefetuado seis vezes. Para cada ponto decalibração foram registrados os valores datemperatura do forno (°C), tensão enviadapelo termopar para o multímetro (mV) etemperatura da junta fria (°C)correspondentes. Os valores de tensõesgerados foram convertidos em temperaturaem °C (Eq. 6). Com esses dados obtidos,uma média, (Eq. 2), foi calculada visando aobtenção da tendência, Td (Eq. 3), queresultou na correção da incertezasistemática. Desvios padrão, s (Eq. 4), dessesvalores foram também calculados para quea repetitividade, Re (Eq. 5), fosse obtidabaseando-se nesses valores e em umdeterminado coeficiente t – student. Essarepetitividade foi o que determinou aincerteza aleatória.Equações utilizadas:

(2) e (3), respectivamente

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(4) e (5), respectivamente

T = 0,226584602 + 24152,10900 V+ 67233,4248 V2+ 2210340,682 V³- 860963914,9 V4 + 4,83506 . 1010 V5

- 1,18452 . 1012 V6 + 1,38690 . 1013 V7

- 6,33708 . 1013 V8 (6)

RESULTADOS

Tabela 1. Valores Relacionados aos Pontos50 °C e 200 °C.

Tabela 2. Valores Relacionados aos Pontos400°C e 600°C.

Figura 2. Curva de Erro.

CONCLUSÕES

Nos resultados apresentados acima, a maiorrepetitividade ocorre no ponto 400 °C e éigual a 3,27 °C. O mais seguro é portantocolocar tal valor como sendo a incerteza dafaixa de medição em questão.


[1] Calibration of thermocouples bycomparison techiques, American Society forTesting and Materials, ASTM E 220 – 86. 4ed. 1993.[2] Manual on the use of thermocouples intemperature measurement, ASTM specialtechnical publication, n. 470B, 4 ed. 1993.

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Caracterização de um novo sistema de dosimetriaambiental em termos de H*(10)

Priscila do Carmo Santana e Maria do Socorro NogueiraCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN

INTRODUÇÃO

A monitoração ambiental e individual dasradiações desempenha um papel importantena manutenção e controle das condições desegurança radiológica em instalaçõesradiativas, visando, também, verificar aconformidade com os limites anuais de doseefetiva e dose equivalente estabelecidos emnormas nacionais. A adoção internacional degrandezas metrológicas mais adequadas parafins de proteção radiológica exige oaperfeiçoamento dos sistemas de dosimetriaexistentes. Visando a atualização do sistemade monitoração, um novo dosímetros foicaracterizado e calibrado em termos doequivalente de dose ambiente [1], H*(10),para o uso na rotina do CDTN. Este trabalhodescreve o procedimento de calibração dosdosímetros.

OBJETIVO

Esta pesquisa visa o aperfeiçoamento dascaracterísticas metrológicas de um novodosímetro ambiental que será submetido atestes de desempenho para fins decaracterização e calibração, em termos doequivalente de dose ambiente, H*(10).

METODOLOGIA

Para compor o dosímetro ambiental foramutilizados detectores TL de fluoreto de lítioativado com magnésio e titânio (TLD-100,LIF: Mg, Ti), fabricados pela HarshawChemical Company em forma de pastilha comdimensões de 3 mm x 3 mm x 1 mm. Acalibração e os testes de caracterização dosdosímetros foram realizados na grandeza"Equivalente de dose ambiente”, H*(10), queé adotada internacionalmente.O lote dedetetores TL foi submetido a 10 séries deirradiação, em campo de radiação gama do137Cs para os testes de homogeneidade ereprodutibilidade. Para a linearidade foramrealizadas cinco medidas com doses variandode 0,1; 1; 10; 100; 1000 mSv. O dosímetro

também foi testado para dependênciaenergética nas energias do 60Co e 137Cs.

RESULTADOS

O coeficiente de variação obtido para ahomogeneidade foi de 18,2%, estandosatisfatório de acordo com o estabelecidopela norma ISO[2] (máximo permitido de30%). O valor máximo de desvio obtido paraa reprodutibilidade foi de 4,98%, sendo olimite máximo aceitável de 10%. A calibraçãodo sistema dosimétrico e os testes dosdosímetros ambiental também foramsatisfatórios para os testes de linearidade,como pode ser visto na figura 1. Adependência energética do dosímetro testadopara as energias do 60Co comparadas com ado 137Cs teve variação máxima de 12,12%.

Figura 1 - Linearidade do sistema dosimétricoambiental.

CONCLUSÕESEste modelo de dosímetro ambiental é viávelna utilização em rotina.


[1] ICRU 1992. Quantities and units inradiation protection dosimetry. ICRU Report51. International Comission on Radiantion andMeasurements, Besthesda, Maryland.[2] ISO. International Organization forStandardization. “X and gamma referenceradiation for calibrating dosemeters and

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doserate meters and for determining theirresponse as a function of photon energy”,ISO 4037-1, 1996.

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Síntese e caracterização de matrizes de sílica-fósforopara utilização como fontes para braquiterapia

Ronaldo Cardoso Junior e Wilmar Barbosa FerrazCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear – CDTN

INTRODUÇÃO

A braquiterapia surgiu a pouco mais de cemanos, e consiste na introdução de fontesradioativas, por exemplo, na forma desementes, no tumor ou bem próximo a ele. Avantagem dessa técnica em relação aotratamento de câncer convencional é que asdoses de radiação atingem somente asproximidades do local de implantação, nãoafetando um grande número de célulasnormais. Essa dose e o local de aplicaçãodefinem as várias formas da braquiterapia[1].O processo sol-gel pode ser empregado paraa confecção de fontes de SiO2-P2O5. Estemétodo permite produzi-las com altahomogeneidade e pureza, combinado comgrande área superficial e porosidade, evitandoelevadas temperaturas de síntese [2]. Sabe-se que o 31P quando irradiado atinge sua formainstável, 32P, emissor de radiação beta quepode ser utilizada para tratamento de câncer.

OBJETIVO

Este trabalho tem como objetivo obtermatrizes de sílica-fósforo pelo método sol-gel via hidrólise e condensação dotetraetilortossilicato (TEOS) na forma debastonetes, visando o desenvolvimento denovos tipos de fontes para braquiterapia.

METODOLOGIA

Foram obtidas matrizes de sílica-fósforo, nasformas de pastilhas e bastonetes (comdimensões controladas), através do processosol-gel, utilizando-se o ácido fosfórico comofonte de fósforo e o HF e HNO3 comocatalisadores. As seguintes proporções dereagentes foram adotadas: H2O/TEOS=10;Etanol/TEOS=3. A matriz teóricaestudada foi SiO2-55P2O5 (fração molar).Variou-se a temperatura do tratamentotérmico, obtendo-se amostras tratadas a700, 800, 900, e 1000 ºC. Ainda estudou-se

a influência do carbonato de propileno, comoaditivo de secagem nas matrizes.Foram utilizadas as seguintes técnicas decaracterização: Picnometria a hélio;Adsorção de N2; Microssonda eletrônica.

RESULTADOS

A Figura 1 apresenta matrizes na forma debastonetes e pastilha para o caso detratamento térmico a 800ºC/2h. Observa-se que foram obtidas matrizes íntegras.

Figura 1: Matrizes de sílica-fósforo na forma debastonete e pastilha.

Os resultados de densidade são mostradosna TABELA 1. Na identificação das amostrasa letra C indica o uso do carbonato depropileno.

TABELA 1: Resultados de densidade.

A TABELA 2 mostra o resultado da análisepor adsorção de nitrogênio. Observa-se que

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o carbonato tende à aumentar superfícieespecífica (SBET), volume e diâmetro médiode poros e que, os mesmos, diminuem com oaumento da temperatura.

TABELA 2: Resultados de superfície especifica,volume específico e diâmetro médio de poros.

Na Figura 2, são apresentadas imagensobtidas com microssonda eletrônica, emamostras tratadas termicamente a 700 ºC.Perfis de concentração de Si e P com elétronsretroespalhados, mostraram que as regiõesclaras são mais ricas em fósforo. Verifica-senesses resultados que nas amostras semcarbonato a microestrutura, na sua maiorparte, é formada por estruturas globulares,ricas em fósforo. E com a presença doaditivo, aparecem estruturas sem formadefinida, também, ricas em fósforo.

Figura 2: (a) Zonas ricas em fósforo comformatos globulares na ausência do aditivo; (b)Regiões ricas em fósforo dispersas na amostrana presença do aditivo.

CONCLUSÕES

Os resultados obtidos mostram que é possívelobterem-se matrizes de sílica-fósforo íntegrascom a presença do carbonato de propileno.Observou-se que adição deste aditivo alteraa densidade final da amostra, a superfície

específica, a estrutura de poros e amicroestrutura.


[1] Godden, T.J Phisical aspects ofbrachytherapy. Adam Milgem, 1998.[2] ILER, R.K. Inorganic colloids for formingultrastrutures. In: HENCH, L.L., ULRICH, D.R.Science of Ceramic Chemical Processing. NewYork: John Wiley & Sons, 1985. Part 1, p. 3-20.

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Utilização do processo CVD para obtenção denanopartículas de NdB2BFeB14BB em multicamadas

depositados por sputtering dc

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

INTRODUÇÃO

O composto intermetálico Nd2Fe14B écientificamente e tecnologicamente muitointeressante devido à sua alta anisotropiamagnetocristalina e saturação magnética.Desde sua descoberta em 1984, muito se temestudado sobre esse composto para suasaplicações, tais como microsensores edispositivos micromecânicos e microeletro-mecânicos [1-9].Dentre as muitas investigações que têm sidolevadas a cabo nesse composto, destaca-sea obtenção de nanopartículas de Nd2Fe14Busando o processo de annealing em filmesdepositados por sputtering dc ou magnetronsputtering.

OBJETIVO

Investigar a formação de nanopartículas deNd2Fe14B e nanotubos de carbono atravésde annealing feito pelo processo de deposiçãoquímica por vaporização (CVD) emmulticamadas depositados por sputtering dc.

METODOLOGIA

As multicamadas foram depositados porsputtering dc, acoplado a uma câmara dealto vácuo com pressão de base de 10-8 mbar.As deposições foram feitas sob pressão de8x mbar de argônio ultra puro a taxa dedeposição de 2 nanômetros por minuto.A smulticamadas foram crescidas de formaalternada Mo/ Nd2Fe14B/Mo. Após a deposiçãoforam submetidos ex-situ, ao processo dedeposição química por vaporização (CVD) sobatmosfera de argônio e etileno a 775 ºC,seguidos de analise por microscopia de forçaatômica (AFM) e espectroscopia defotoelétrons excitados por raios X (XPS).

RESULTADOS

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

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

Fig.1 - Imagens de AFM, mostrando a formaçãode nanopartículas de Nd2Fe14B e nanotubos decarbono.

Fig. 2 – Formação de nanopartículas de Nd2Fe14Be nanotubos de carbono.

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

CONCLUSÕES

Multicamadas de Nd2Fe14B/Mo sobre Si

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obtidos por sputtering dc foram submetidasa tratamentos térmicos rápidos a 775 ºCem câmara de CVD sob fluxo de argônio eetileno. Nessas condições, observou-seatravés de Microscopia de Força Atômica aprodução de nanopartículas de Nd2Fe14B enanotubos de carbono.As propriedades magnéticas e estruturais dasnanoparticulas estão sendo investigadas, bemcomo os tipos de nanotubos de carbono(single wall ou multi wall).


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

APOIO FINANCEIRO AO PROJETO

PIBIC/CNPq

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Colocação em rotina da primeira platina de aquecimentode 1350°C para estudos petrológicos experimentais no

Brasil

Tatiana Aparecida Fernandes de Lima e Francisco Javier RiosCentro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - CDTN

INTRODUÇÃO

A platina de aquecimento Heating Stage1350, acoplada ao microscópio LEITZLABORLUX 12 POL S, com luz transmitida eincidente é utilizada para análises de mineraise outros materiais as quais requerem altastemperaturas que podem atingir até ummáximo de 1350°C (Figura 1).

Figura 1: Platina de aquecimento Heating Stage1350 acoplada ao microscópio LEITZ LABORLUX12 POL S.

O equipamento apresenta uma amplaaplicabilidade e tem como diferencial umaquecimento mais elevado do que outrasplatinas, além de ser uma técnica nãodestrutiva.Uma das pesquisas possíveis relaciona-se àdeterminação de altos pontos de fusão parasubstâncias sólidas, líquidas ou suas misturas.Entretanto a aplicação principal é o estudode minerais magmáticos, visando determinara composição original dos magmas dasinclusões fluidas (IF) e fundidas até ahomogeneização ou fusão total de todas asfases presentes.No Brasil não existem relatos de uma platinasimilar para estudos petrográficos, fato este

que comprova a extrema importância de suainstalação e funcionamento.

OBJETIVO

Colocar em rotina a platina, a partir dodesenvolvimento de ensaios com padrõesanalíticos para sua calibração.

METODOLOGIA

No Laboratório de Inclusões Fluidas eMetalogênese (LIFM) foram executadosensaios a partir do aquecimento desubstâncias P.A. cujo ponto de fusão éconhecido com a finalidade de conferir o valorobtido e o funcionamento da platina.Para a instalação física do equipamento foiescolhido um local protegido e com recursosde refrigeração. Neste trabalho foi utilizadoa água, mas há possibilidade do uso de umgás. Durante o procedimento para testar ofuncionamento da resistência, do termopare a taxa de aquecimento foram construídosgráficos de temperatura em função dacorrente e taxa de aquecimento em funçãodos pontos medidos para cada padrãoanalítico (Figura 2).

(a)

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(b)Figura 2: (a) Gráfico da taxa de aquecimento e(b) gráfico de temperatura versus corrente parao padrão analítico fluoreto de lítio

RESULTADOS

Os ensaios foram realizados em triplicata,com as substâncias descritas na Tabela1.

Tabela 1: Padrões analíticos com seusrespectivos pontos de fusão teóricos e a médiados resultados obtidos na platina deaquecimento Heating Stage 1350.* média da faixa de temperatura de fusão.A partir dos resultados construiu-se uma curvade calibração (Figura 3).

Figura 3: Gráfico da curva de calibração

CONCLUSÕES

Foram desenvolvidas condições para ofuncionamento e adequação da platina deaquecimento Leitz Heating Stage 1350,primeira a ser instalada e colocada em rotinano Brasil, para pesquisas geoquímicas.Construiu-se uma curva de calibração, queapresentou uma boa linearidade (R² = 0,997).A platina esta a disposição da comunidadecientífica, para a utilização em pesquisasmineralógicas, petrográficas, e outras quenecessitem de um aquecimento mais elevado.


[1] SHEPHERD, T.J.; RANKIM, A.H.;ALDERTON, D.H.M.. A Pratical Guide to FluidInclusion Studies. Blakie, Glasgow and Lodon.[2] FUZIKAWA, K.. Inclusões fluidas:métodos usuais de estudo e aplicações.Contribuições à Geologia e à Petrologia Núcleode Minas Gerais – SBGM 1985, p.29-44.

APOIO FINANCEIRO

CNEN/PROBIC

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Ferramenta computacional para emissão de relatórios emdosimetria pessoal

André Carvalho Henriques de Araújo e Mércia L. OliveiraCentro Regional de Ciências Nucleares – CRCN-NE

INTRODUÇÃO

A emissão de luz tem sido tema de grandeinteresse para a humanidade ao longo dostempos. A luminescência demicroorganismos, fungos, insetos emateriais tem sido relatada na literaturaclássica, muitas das quais como sobrenaturale incorporada em mitos e lendas [1]. Osprimeiros registros de investigaçõescientíficas dos fenômenostermoluminescentes tiveram início a partirdo século XVII. Em 1885, Wiedemann eSchmidt constataram que a fluorita naturale o fluoreto de cálcio ativado com manganêsapresentavam uma luminescência muitointensa no escuro quando aquecidos e odecaimento era mínimo à temperaturaambiente [2]. As primeiras aplicações datermoluminescência na dosimetria foramfeitas por Daniels e seus colaboradores noinício dos anos 50, quando o fluoreto de lítio(LiF) foi usado para medir os níveis deradiação após testes com a bomba atômica[3]. Atualmente é bastante utilizado nadosimetria individual externa.A Portaria 453/98 da Agência de VigilânciaSanitária regulamenta que todo indivíduoque trabalha em áreas controladas deveutilizar, durante sua jornada de trabalho, ummonitor individual de leitura indireta, e queos valores de dose a que são expostos nãopodem ultrapassar os limites definidos pelaCNEN [4]. A monitoração individual trazvários benefícios, como por exemplo:demonstra a adequação da supervisão, dotreinamento e dos padrões de segurança dolocal de trabalho; avalia e desenvolvepráticas com radiação tanto para indivíduosocupacionalmente expostos como paraindivíduos do público; são utilizados pararealização de estudos epidemiológicos, emanálises de risco-benefício e com propósitosmédicos-legais; e serve como motivaçãopara implantação de programas deotimização das práticas [5].O Serviço de Monitoração Individual Externa(SMIE) do Centro Regional de CiênciasNucleares (CRCN/NE), desde 1998, vem

implantando a monitoração a indivíduosocupacionalmente expostos. Atualmente,esse Serviço dispõe de um sistemadosimétrico, fabricado pela Thermo Electron(antiga Harshaw Bicron) que consistebasicamente de uma leitora de cartõesdosimétricos e um computador pessoal quecontrola a operação da leitora. Este Serviçovem investindo no aprimoramento de suastécnicas de medição com o objetivo dediminuir as incertezas relacionadas aosprocesso, aumentando assim aconfiabilidade e melhorando sua imagemfrente aos usuários.

OBJETIVO

Desenvolver uma interface gráfica de fácilmanuseio, capaz armazenar as informaçõesem um banco de dados e emitir o relatóriofinal de cálculo de dose. Essedesenvolvimento deverá ser feito emplataformas gratuitas e de código aberto.Foram escolhidos o sistema operacionalLinux, o compilador C/C++ GCC a bibliotecagráfica Qt, essa última é gratuita e de códigoaberto apenas se o programa gerado assimo for.

METODOLOGIA

Foi utilizada a linguagem de programaçãoC++ com o auxílio da biblioteca gráfica QtDesigner [6], que é livre e gratuita apenaspara desenvolvimentos de softwares livrese gratuitos. As ferramentas de programaçãoutilizadas são disponibilizadas em pacotesConectiva Linux 10 que também são livrese gratuitos.Foi utilizado o cartão dosimétrico , BICRON-NE, constituído por três pastilhas de TLD-700 e uma de TLD-600, cobertas pormateriais de composição e espessuradiferentes. Os cartões dosimétricos foramirradiados em grupos de 4, sobre o fantomade tórax (completamente cheio de águadestilada). Os dosímetros foram irradiadosutilizando-se as fontes padrão de radiação

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gama de 60Co e 137Cs, bem como feixes deradiação X, nas qualidades de radioproteção(ISO 4037-1). Todas essas fontes estãodisponíveis no Serviço de Calibração daDIMET/CRCN. Os dosímetros foram lidos comuma taxa de aquecimento de 25°C/s, entre30 e 300°C. A leitora utilizada foi da marcaHarshaw, modelo 6600, pertencente aoSMIE/CRCN-NE.

RESULTADOS

Foi desenvolvido um software para pré-tratamento dos dados relativos às leiturasdos cartões dosimétricos fornecidas pelaleitora Harshaw 6600. Esse software permitiureorganizar esses dados de modo que foipossível obter a curva (ou espectro) deemissão TL para cada um dos dosímetrosirradiados, e calcular a área sob as curvas.A partir do cálculo da área, determinou-se adose absorvida utilizando-se um algoritmo decálculo de dose desenvolvido no CRCN/CNEN,que utiliza o método de mínimos quadradospara ajustar a melhor curva teórica aosvalores obtidos experimentalmente. Foi criadauma interface gráfica para a apresentaçãodo resultado obtido, que pode ser impressoou armazenado em um banco de dados.

CONCLUSÕES

A interface gráfica desenvolvida permitiu ajunção do software de pré-tratamento dosdados ao algoritmo de cálculo de dose, oque tornou a ferramenta de fácil compreensãoao usuário, de utilização simples e quepermite a emissão de relatórios de dose, quepodem ser armazenados em um banco dedados, facilitando a consulta posterior deles.


[1] V Regional Congresso on RadiationProtection and Safety, Mini curse Internaland External Individual Monitoring, April 30-May 03, Recife – PE, Brazil.[2] Becker, U., Solid State disimetry, CRCPress, Ohrio, USA, 1973.[3] Primeiro Módulo Serviço de RadiologiaMédica Instituto de Radioproteção eDosimetria notas do curso Básico deLicenciamento e Fiscalização em RadiologiaMédica e odontológica, capítulo 2, Rio deJaneiro, Brasil, 1999.[4] AGÊNCIA NACIONAL DE VIGILÂNCIASANITÁRIA. Diretrizes de ProteçãoRadiológica em Radiodiagnóstico Médico eOdontológico. Portaria MS/SVS Nº 453,Brasília: ANVISA, 1998.

[5] Oliveira, S.R,.; Azevedo, A.C.P.;Carvalho, A.C.P. Elaboração de um programade monitoração ocupacional em radiologiapara o Hospital Universitário Clementino FragaFilho. Radiol. Bras. 36(1):27-34, 2003.[6] Dalheimer, M. K. Programação em Qt.Local de publicação: Ciência Moderna, 1999.

APOIO FINANCEIRO

CNPq/PIBIC

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Manutenção dos fatores de calibração dos padrões debaixas energias do CRCN com o dosímetro Fricke

André Luiz de Souza Barros, Carlos Austerlitz e Vivianne BormannCentro Regional de Ciências Nucleares – CRCN-NE

INTRODUÇÃO

A correlação dos fenômenos físicos e químicosradioinduzidos em um meio exposto à radiaçãoionizante pressupõe a quantificação precisada dose absorvida por este meio com umsistema dosimétrico. A grandeza física doseabsorvida na água pode ser determinada comcâmara de ionização ou com o dosímetroFricke. Em laboratórios primários, as câmarasde ionização são sempre utilizadas para essefim. A tarefa mais importante nos laboratóriossecundários é a manutenção dos fatores decalibração dos seus padrões, que consistena rastreabilidade dos seus sistemas demedidas com os padrões dos laboratóriosprimários. Esta rastreabilidade baseia-se narecalibração dos padrões de medidas emintervalos de tempo pré-determinados. Nãoexiste a nível nacional um programa deintercomparação para aparelhos de raios-Xterapêuticos.O dosímetro Fricke tem sido utilizado paramanutenção dos fatores de calibração depadrões de medidas de baixa energia everificação via postal do rendimento deaparelhos de raios-X terapêuticos, pelo nossolaboratório. Os constituintes do sistema dedosimetria Fricke, um simulador sólido e umtubo de ensaio contendo a soluçãodosimétrica, apresentam dimensões reduzidase podem ser facilmente enviados pelo correiopara essa dosimetria via postal [1].

OBJETIVO

Este trabalho tem como objetivo amanutenção de fatores de calibração dospadrões de baixa energia do CRCN comdetectores químicos em simuladores deplástico.

METODOLOGIA

A solução Fricke foi sintetizada com 0,392gde (NH4)2Fe(SO4)2.6H2O, 0,060g de NaCl e22mL de H2SO4 diluídos em água tridestiladapara um balão volumétrico de 1L. Ampolas

de vidro e tubos de ensaio foram preenchidoscom 3 mL de solução Fricke. As ampolas foramirradiadas com um irradiador de Cobalto-60(doses,0,1, 5, 20, 30 Gy) e armazenadas porum período de 20 meses (20-35°C) para averificação da oxidação da solução. Ocoeficiente de extinção molar, e, foideterminado a partir de soluções emconcentrações crescentes de Fe3+. Para amanutenção dos fatores de calibração ostubos foram irradiados na DIMET em R-XPANTAK 320 e 160 kV seguindo asrecomendações alemãs [2-3]. As leiturasforam realizadas em um espectrofotômetroBeckman Couter DU640, e para calibraçãodo mesmo foram utilizadas soluções dediferentes concentrações de dicromato depotássio.

RESULTADOS

O dosímetro Fricke não permaneceu estávelpor 20 meses após a irradiação,demonstrando que aconteceu oxidaçãodurante este período. Essa oxidação foiproporcional ao volume de solução einversamente proporcional à dose deradiação. O valor de e encontrado foi de2204 L.M-1.cm-1. A estabilidade do sistemadosimétrico avaliada por um período de 01ano não ultrapassava 1,6%, quandocomparada à dosimetria com a câmara deionização nas instalações provisórias doCRCN. Nas instalações definitivas do CRCN oPantak 320, apresentou uma dose média de(43,55 ± 1,29) Gy demonstrando um desviode 8,5% quando comparado com a câmarade ionização (40 Gy). Uma nova avaliaçãofoi realizada com uma dose de 15 Gy e odesvio reduziu para 4,8% comparado com acâmara de ionização.Os resultados para calibração doespectrofotômetro com dicromatodemonstram uma média e o desvio percentualpara o comprimento de onda de 257 nm de(1,431 ± 0,52)% enquanto que a média e odesvio percentual para o comprimento de

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onda de 313 nm foram de (0,474 ± 1,28)%nas instalações definitivas do CRCN.A estabilidade do espectrofotômetro nasinstalações definitivas do CRCN, demonstrouum valor médio para a densidade óptica de(1,4515 ± 0,6)%, sendo o desvio máximoentre as medidas de 1,0%.

CONCLUSÕES

A solução Fricke pode ser utilizada para adosimetria de equipamentos radioterapêuticosquando armazenada entre 20 a 30°C por umperíodo de 20 dias.O valor de e encontrado concorda com opublicado na literatura (2187 L.M-1.cm-1) [4]em 0,8%.O resultado da estabilidade do sistemadosimétrico utilizado encontra-se dentro deum desvio de 5% entre a dose predita e adose medida, segundo o documento da IAEA(2004) [5].Os resultados para calibração doespectrofotômetro com dicromato depotássio permaneceram, nas instalaçõesdefinitivas do CRCN, com um limite deexatidão de 2%, tolerável para esse tipo deequipamento.


[1] Austerlitz, C., Souza, V. e Cordilha, A,2004, Dosimetria de Raios-X Superficial comFricke, Revista Brasileira de Pesquisa eDesenvolvimento, v. 06, n. 1, p. 34-38. 2004.[2] Deutsches Institut für Normung, “GermanStandard, Application of X-rays with TubeVoltage between 10 and 100 kV inRadiotherapy and soft Tissue Diagnostics”.DIN 6809, Part 4, Deutsches Institut fürNormung, Berlin, 1998.[3]Deutsches Institut für Normung,“Dosimeter mit Ionisationskammern fürPhotonen- und Elektronenstrahlung zurVerwendung in der Strahlentherapie; Regelnfür die Herstellung”, Berlin, DIN 6817, 1984.[4] Attix, F.H., “Introduction to RadiologicalPhysics and Radiation Dosimetry”, Wiley-Interscience Publication, USA, 1986.[5] IAEA TRS-398 Absorbed DoseDetermination in External Beam Radiotherapy,Abril, 2004.

APOIO FINANCEIRO

CNPq

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Curvas de resposta do fototransistor TEKT5400S emfeixes de radiocirurgia

Daniela Pontes Andrade Lima e Luiz Antonio Pereira dos Santos Centro Regional de Ciências Nucleares - CRCN-NE

INTRODUÇÃO

A Radioterapia é uma técnica utilizada notratamento de tumores malignos oubenignos, tumores metastásicos, emalformações arteriovenosas. Ostratamentos são realizados geralmente comfeixes de radiação, fótons ou elétrons,gerados a partir de potenciais de 5 a 14 MVpor um acelerador linear de elétrons (Linac).No caso da Radiocirurgia um feixe de fótonsde 6MV é utilizado e dirigido por um sistemade coordenadas. Para realização deste tipode tratamento há um procedimentoconhecido como planejamento dosimétricoou avaliação dos parâmetros dosimétricosfeito pouco antes de se iniciar as sessões detratamento em cada paciente. Ao contráriodos TLD´s, com um fototransistor asmedições podem ser efetuadas em temporeal, eletronicamente, evitando a espera dosresultados da dosimetria com TLD. Nestetrabalho foi feita a caracterização dofototransistor TEKT5400S com relação avariação na sua sensibilidade de respostaaos feixes de radiocirurgia. O dispositivo foisubmetido a uma sequência de disparos doLinac simulando sessões de radioterapia. Osresultados mostram que mesmo comdiferentes amostras dos dispositivos, comcaracterísticas elétricas iniciais, ou seja,correntes de escuro variando de 100% emseus valores iniciais, a curva de resposta dadose integrada é praticamente idêntica.

OBJETIVO

Este trabalho tem como objetivo caracterizaro fototransistor TEKT5400S em feixes deradiocirurgia estereotáxica de 6MV parautilização posterior num planejamentodosimétrico.

METODOLOGIA

Para medir a dose profunda que um feixe de6MV, proveniente do acelerador linear doHospital Governador João Alves Filho, Aracaju,

utilizou-se o fototransistor TEKT5400Sacoplado ao dosímetro eletrônico deradiações desenvolvido pelo Laboratório deInstrumentação Nuclear do CRCN. Acalibração do sistema e o detctor foi in locucom o próprio acelerador linear. Foramescolhidos de um lote de 100 fototransistoresquatro amostras de quatro dispositivosconsiderados idênticos. Para isso utilizou-seo femto-amperímetro 6430 da Keithley, doCRCN. Três de cada amostra foram irradiadose um deles continuou virgem para efeito decontrole. O Linac foi ajustado para liberardoses de 1000mGy, simulando um certotratamento. O detector foi submetido destaforma a trinta sessões de radioterapiasimuladas acumulando uma dose de 30Gy.

RESULTADOS

Pode-se observar que mesmo osfototransistores tendo correntes de escuroiniciais bem diferentes (há uma diferençade até 100%), as curvas de resposta omrelação a dose integrada são praticamenteidênticas. Ou seja, não importa o quão osestados iniciais dos detectores utilizadospossam diferir, mesmo assim eles têm amesma resposta. Estas curvas representamuma certa perda de sensibilidade aos feixesde radiocirurgia, mas isso pode ser corrigido,uma vez que se conhece o comportamentoao irradiá-lo.

CONCLUSÕES

Em face as curvas de resposta obtidas nestetrabalho, pode-se concluir que ofototransistor TEKT5400S pode ser utilizadopara avaliação dos parâmetros dosimétricosem radiocirurgia estereotáxica, pois o fatodeles terem variações idênticas ao seremirradiados permitem que se faça umaprevisão da resposta de perda desensibilidade e então a leitura seja corrigida.


[1] Santos et al., Precise dose evaluation

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using a commercial phototransistor as aradiation detector. Radiation ProtectionDosimetry (2006)

APOIO FINANCEIRO

CNPq e FACEPE

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Utilização de fototransistores para dosimetria em feixes deraios-X de tomografia computadorizada

Evelyne Gomes Solidônio e Luiz Antonio Pereira dos SantosCentro Regional de Ciências Nucleares - CRCN-NE

INTRODUÇÃO

A tomografia computadorizada é uma técnicautilizada em radiodiagnóstico médicoutilizando a imagem digital nos maisdiferentes tipos de exames. Os ensaiosradiológicos são realizados geralmente comfeixes de raios-X variando de 40 a 140 kVpemitidos por tomógrafos. Estesequipamentos podem utilizar de duas a cincofontes emissoras de raios-X dispostas emforma circular com angulação característica.A imagem adquirida é em três dimensões ede excelente qualidade quando comparadascom a radiografia convencional. Osfototransistores já têm sido utilizados comodetectores de radiação e também algumastécnicas para resolver o problema da perdade sensibilidade aos feixes de fótonsprovenientes da fonte de radiação ionizantes.O fototransistor por ser um detector depequenas dimensões, robusto (estadosólido) e de baixo custo traz vantagens emcomparação com os detectores típicos (e.g.câmara de ionização). Além do mais, estetipo de dispositivo fornece uma correnterelativamente alta, variando de até dezenasde nanoampere. Este fato facil ita oprocedimento de medição, como, porexemplo, usando o eletrômetro Flip-Flop.Outro aspecto importante no que diz respeitoa utilização do fototransistor é que otamanho do campo de radiação (secçãotransversal) em tomografia é pequeno deforma que os detectores típicos existentesapresentam a desvantagem de não seremtotalmente cobertos pelo campo de radiaçãoe por isso não prover o devido equilíbrioeletrônico.

OBJETIVO

Este trabalho tem como objetivo caracterizarum sistema de dosimetria eletrônica,utilizando fototransistor em feixes de raios-X de radiodiagnóstico, desenvolvidoconjuntamente com o Departamento deEnergia Nuclear da Universidade Ferderal dePernambuco e o Laboratório de

Instrumentação do CRCN-CNEN. O sistemaserá utilizado com o propósito de avaliar adose de entrada em um fantoma e empacientes durante os ensaios e examesradiológicos.

METODOLOGIA

O sistema de dosimetria eletrônicadesenvolvido pelo Laboratório deInstrumentação foi utilizado para medir adose de entrada em um fantoma de tóraxdo próprio tomógrafo do Hospital dasClínicas - UFPE, que consiste numequipamento de 5ª geração da Toshiba. Otécnico do hospital realizou osprocedimentos de tomografia de tóraxenquanto o sistema de aquisiçãodesenvolvido permanecia ligado coletandoos dados. Foi escolhido uma corrente de200mA e quilovoltagem de 125kV para poderfuturamente comparar os resultados comequipamento gerador de raios-X do CRCN.

RESULTADOS

Os resultados ainda estão sendo avaliados,pois o sistema precisa de uma calibraçãodosimétrica a qual ainda não pôde serrealizada no laboratório de metrologia deradiação do CRCN.

CONCLUSÕES

Por enquanto, o que se pode concluir é queos experimentos no hospital das clínicasestão sendo de grande valia para nós.


[1] Santos et al., Precise dose evaluationusing a commercial phototransistor as aradiation detector. Radiation ProtectionDosimetry (2006)

APOIO FINANCEIRO

CNPq & FACEPE

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Determinação de espectros de nêutrons resultantes dainteração de partículas de alta energia incidentes naatmosfera terrestre utilizando o código Monte Carlo

GEANT4Igor Burgo Belo, Eudice C. Vilela e Robson Silva Passos

Centro Regional de Ciências Nucleares - CRCN-NE

INTRODUÇÃO

A Comissão Internacional de ProteçãoRadiológica (ICRP), na sua publicação 60recomenda a inclusão de tripulações deaeronaves como trabalhadoresocupacionalmente expostos. A partir de 1991muitos estudos foram iniciados visandocaracterizar o nível de exposição dessastripulações com mais precisão, tanto doponto de vista experimental como teórico.A avaliação de dose a que estestrabalhadores estão expostos não seria bemdeterminada se não se considerar acomponente neutrônica a que todos elesestão submetidos. Estes nêutrons sãoresultantes da interação de partículascarregadas de origem solar e galáctica comos componentes da atmosfera terrestre, ecorrespondem em média a 50% da radiaçãopresente na região onde a tripulação dasaeronaves exerce suas atividades.Nêutrons são partículas que possuem massae não interagem com a matéria por meio daforça colombiana, que predomina nosprocessos de transferência de energia daradiação para a matéria. Por isso sãobastante penetrantes possuindo um altopoder de ionização.O espectro em energia dos nêutrons nestassituações pode variar desde alguns eV atécerca de 1 GeV. A determinação destesespectros possibilita calcular os coeficientesde conversão de fluência à dose efetiva,irradiando um simulador antropomórficobaseado em elementos de volume (voxels).

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho é determinarespectros de nêutrons de alta energia, ouseja, de energias superiores a 20 MeV, o queviabilizará a determinação futura, com maiorprecisão, da dose efetiva recebida portripulações brasileiras.

METODOLOGIA

Para atingir o objetivo deste trabalho seráutilizado o código Monte Carlo GEANT4 que

possibilita a realização do transporte denêutrons na faixa de energia de interesse.Inicialmente houve a necessidade doaprendizado básico da linguagem deprogramação C++ e da plataforma GEANT4ambos necessários para realização dotrabalho.No laboratório de Dosimetria Numérica doCRCN, foi desenvolvido um software,baseado na plataforma GEANT4, quefornece o espectro de qualquer tipo departícula de origem cósmica, num volumede ar pré-definido à altitude de 10 km.Cumprida a primeira etapa, foi iniciada ageração de dados nas faixas de energia deinteresse. Por enquanto no laboratório dedosimetria numérica do CRCN está sendoexaminado o espectro dos nêutronsgerados dentro do intervalo energético de80 MeV<E<120 MeV, que é a capacidadede processamento do software.Neste trabalho foi montado um modelocomputacional que simula a interação deprótons de alta energia com a atmosferaterrestre, desencadeando um chuveiro departículas secundárias (Chuveiroatmosférico), utilizado para a obtenção doespectro de nêutrons. Os nêutrons que sãolevados em consideração nesse espectro,são aqueles obtidos a uma altitude de 10kmda atmosfera, devido ao interesse jámencionado de calcular a dose a qual ostripulantes de aeronaves comerciais estãoexpostos.Após a geração dos dados no laboratóriode dosimetria numérica do CRCN, foramrealizadas as análises dos mesmos edeterminação do espectro de nêutrons. Foifeita uma análise estatística obedecendo adistribuição de Poisson, obtendo-se o errorelativo para cada intervalo de energiatrabalhado (80MeV a 120MeV).

RESULTADOS

Espectro de Nêutrons Gerados na Interaçãoda Radiação Cósmica com a AtmosferaTerrestre.A figura abaixo representa o espectro deNêutrons gerado no presente trabalho.

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Neste trabalho foram geradosaproximadamente 150 mil nêutrons, o queproporcionou um erro relativo menor do que2% no espectro em questão.

FIGURA 1: Representação gráfica do espectro deNêutrons

Pode ser observado nesse espectro umsuave aumento de contagens em 82 MeV,com um posterior decrescimento discreto donúmero de contagens em relação a energiaem MeV. Mesmo com uma quantidade deeventos que proporcionou um erro menordo que 2%, se faz necessário aumentarainda mais a quantidade de nêutronsgerados para poder se observar melhor ocomportamento desse gráfico.Na figura 2 pode-se observar a simulaçãode um chuveiro atmosférico extenso típico,obtido com o programa gráfico OpenGL quepertence aos pacotes de software suportadospelo sistema GEANT4. Um cilindro de raiode 10km, visível na cor amarela, representaa atmosfera ao longo do seu comprimentode 40km, abrangendo o intervalo de 50kmaté 10km de altitude.

FIGURA 2: Simulação gráfica de um chuveiroatmosférico extenso gerado por um próton de100 GeV utilizando o programa GEANT4.

Na figura, um próton (em azul) de energia100 GeV incide verticalmente no topo daatmosfera que interagindo com os átomosde Oxigênio e Nitrogênio (na relativacomposição de 78% e 22%,respectivamente) gera um chuveiro departículas: em vermelho são evidenciadosos nêutrons, em cinza as outras partículasneutras, em azul as partículas carregadaspositivamente e em verde àquelasnegativas. O número total de partículassecundárias gerada neste evento é de 156com 3 nêutrons down. No caso de nêutronsusualmente se distingue entre partículascom direção (para cima) up e (para baixo)down. A razão relativa das duascomponentes varia em relação às altitudese energia e pode ser objeto de pesquisafutura.

CONCLUSÃO

No presente trabalho foi gerado um espectrocom aproximadamente 150 mil nêutrons,atingindo um erro relativo deaproximadamente 2%. Este percentual,entretanto ainda não é satisfatório paratrabalhos que envolvam processosaleatórios. Portanto faz-se necessáriocontinuar obtendo-se dados até se atingirum valor percentual menor do que 1%.


[1]ALLKOFER, O. GRIEDER, P., 1984. CosmicRays on Earth, Physics Data,Fachinformationszentrum Energie – Physik– Mathematik GMBH Karsruhe.[2]BARTLETT, D.T. Radiation ProtectionAspects of the Cosmic Radiation Exposureof Aircraft Crew. Radiation ProtectionDosimetry, 2004, Vol. 109(4): 349-355.[3]BRUM, C.G.M., Variabilidade da absorçãode Ruído Cósmico via Riômetro e ModelagemNumérica dos Processos Associados, 2004.[4]ICRP 60 – Recommendations of theInternational Commission on RadiologicalProtection 60, Pergamon Press, Oxford,1991.[5]J. CHEN et. al., Estimated Neutron Doseto Embryo and Foetus During CommercialFlight. Radiation Protection Dosimetry, 2005.[6]TAUHATA et. al., Radioproteção eDosimetria: Fundamentos, 2002, Vol. 4, Riode Janeiro.239p.

APOIO FINANCEIRO

CNPq e CEFETPE

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Desenvolvimento de algorítmos para fontes braquiterápicase acoplamento ao software NOVOISODOSE

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

INTRODUÇÃO

A braquiterapia é um tratamento oncológicoonde a fonte radioativa é colocada muitopróxima ou dentro do tumor objetivandocausar a necrose do tecido cancerígeno.Neste trabalho, foram desenvolvidosalgoritmos em C++ [1] para simular fontesradioativas usadas em tratamentos debraquiterapia para serem acoplados aosoftware NOVOISODOSE [2]. Este softwareestá sendo transcodificado para C++ pormembros do projeto geral do Grupo deDosimetria Numérica (GDN). Sua principalhabilidade é desenhar curvas de isodose emtorno de fontes previamente selecionadas.As curvas de isodose são usadas como partedo planejamento do tratamento de tumorescancerígenos. Uma curva de isodose éformada pelos pontos de um dado plano coma mesma taxa de dose absorvida. O campoque envolve a fonte deve ser mapeado comcurvas de isodose para que sejam conhecidasas taxas de dose que atingem os órgãossadios próximos ao tumor.Com esta informação o tratamento pode serexecutado, se as taxas que atingem os órgãosmonitorados estiverem abaixo dos limitesestabelecidos pela Radioproteção; ou oplanejamento deve ser refeito, por exemplo,mudando-se a posição da fonte. Os institutosde radioterapia brasileiros utilizam doissistemas de operação com carregamentoremoto: o sistema de fontes de baixa e o dealta atividade. Os que usam sistemas de baixaatividade, geralmente fazem o cálculo manualdas taxas de dose absorvida na região dotumor. Os que adotam sistemas de altas taxasde dose utilizam programas computacionaissofisticados, que levam em consideraçãovariáveis como a geometria da fonte, suaatividade e as características do meio ondeela é colocada (como a densidade) paracalcular estas taxas. Tais cálculos sãonecessários, pois se deve aplicar uma dosesuficiente para necrosar os tecidoscancerosos, minimizando a irradiação nostecidos e órgãos da vizinhança.

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho é obter e catalogarinformações sobre as fontes braquiterápicasmais comuns e desenvolver códigos em C++para simular estas fontes no NOVOISODOSE.Para aumentar a eficiência do programa, sãoutilizadas técnicas Monte Carlo [2, 3] emdiversas fases da simulação. Alguns dadosjá foram obtidos em visita ao Instituto deRadioterapia do Hospital do Câncer de Recifee estão sendo ajustados paradesenvolvimento da fonte para 192Ir [4].

METODOLOGIA

Os dados obtidos nos institutos deradioterapia serão tratados e digitados emum arquivo de entrada para o NOVOISODOSE.Este arquivo deverá conter todas asinformações geométricas do conjunto defontes disponíveis e será lido no início daexecução do NOVOISODOSE.Após a leitura dos dados, o programa deveiniciar um ciclo triplo que depende do númerode fontes na simulação, do número de pontosusados na resolução da Integral de SievertGeneralizada [2] e do número de pontosusados nas curvas de isodose. Ao fim desteciclo são salvos num arquivo externo ascoordenadas dos pontos (x, y, z) requeridose os respectivos valores das taxas de dose.Este é o arquivo utilizado para visualizaçãodas curvas de isodose nos planos xy, yz ezx.Para uma execução, o programa:1º) Solicita a entrada de dados como raiodo campo (rmax), número de pontos porisodose, taxas das isodoses procuradas(TDTeste), comprimento ativo da fonte, etc.;2º) Zera os contadores de pontos porisodose;3º) Escolhe, aleatoriamente, um ponto (x,y, z) onde calcular a taxa de dose;4º) Escolhe, aleatoriamente, um ponto (x’,y’, z’) sobre a fonte;5º) Calcula as Integrais de SievertGeneralizadas no ponto (x, y, z) atual;

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

RESULTADOS

Os resultados gerais do programa (este eoutros projetos atualmente desenvolvidospelo GDN) foram comparados com similaresobtidos em institutos de radioterapia e naliteratura especializada. O NOVOISODOSEapresentou bom desempenho, principalmente,por causa das técnicas Monte Carlo nelecontidas, que permitiram um desenhobastante detalhado das curvas de isodosenos contornos das fontes lineares utilizadas.

CONCLUSÕES

O NOVOISODOSE [2] é um software cominterface de usuário amigável que permite oplanejamento do tratamento de braquiterapiapara uma distribuição de fontes linearesinformada em um arquivo externo. Paraavaliar a taxa de dose nos pontos da regiãocontendo o conjunto de fontes, o programausa métodos Monte Carlo em diversos passosdo seu algoritmo. Isto faz com que os pontosdas isodoses pretendidas sejam encontradosmais rapidamente do que se as contas fossemfeitas usando métodos determinísticos.A intenção subjacente a este trabalho éadaptar o NOVOISODOSE para uso empequenas clínicas de braquiterapia. Comoparte desta adaptação se planeja construirum banco de dados específico para oradionuclídeo utilizado na clínica. Neste bancoseriam impressas diversas versões dosarquivos de saída para os tipos de tratamentomais comuns. Isto tornaria a construção dasisodoses praticamente instantâneas.


[1] Templeman J. and Olsen A., MicrosoftVisual C++ .NET step by step, MicrosoftPress, USA, 2003.[2] Vieira, J. W., Uso de Técnicas Monte CarloPara Determinação de Curvas de Isodose emBraquiterapia, Dissertação de Mestrado,UFPE, (2001).[3] Marsaglia, G., DIEHARD, http://stat.fsu.edu/~geo/, consultada em Nov.2000.[4] NUCLETRON Home page, PLATO Complete,http://www.nucletron.com/, consultada emAbr. 2001, (2001).

APOIO FINANCEIRO

CNPq/PIBIC

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NOVOISODOSE – um software para avaliação Monte Carlode distribuição de dose em torno de fontes utilizadas em

tratamento de Braquiterapia

Rodrigo P. Pontes, Fernando R. de Andrade Lima e José W. VieiraCentro Regional de Ciências Nucleares - CRCN-NE

INTRODUÇÃO

A braquiterapia é uma forma especial de tra-tamento oncológico, com radiação ionizante,na qual a fonte radioativa é colocada muitopróxima ou dentro do volume alvo [1]. Umadas vantagens da braquiterapia é que altastaxas de dose podem ser aplicadas, local-mente, em um tempo relativamente curto, poisa pouca distância entre a fonte e o tumorpermite que a quase totalidade da energiaproveniente daquela incida sobre este, redu-zindo a dose absorvida pelos tecidos sadiosda vizinhança.Os institutos de radioterapia brasileiros utili-zam dois sistemas de operação com carrega-mento remoto: o sistema de fontes de baixae o de alta atividade. Os que usam sistemasde baixa atividade, geralmente fazem o cál-culo manual das taxas de dose absorvida naregião do tumor. Os que adotam sistemas dealtas taxas de dose utilizam programascomputacionais sofisticados, que levam emconsideração variáveis como a geometria dafonte, sua atividade e as características domeio onde ela é colocada (como a densida-de) para calcular estas taxas. Tais cálculossão necessários pois se deve aplicar uma dosesuficiente para necrosar os tecidos cancero-sos, minimizando a irradiação nos tecidos eórgãos da vizinhança. Uma curva de isodoseé formada pelos pontos de um dado planocom a mesma taxa de dose absorvida. O cam-po que envolve a fonte e o tumor deve sermapeado com curvas de isodose para quesejam conhecidas as taxas de dose que atin-gem os órgãos sadios próximos ao tumor. Comesta informação o tratamento pode ser exe-cutado, se as taxas que atingem os órgãosmonitorados estão abaixo dos limites estabe-lecidos pela Radioproteção; ou o planejamentodeve ser refeito, por exemplo, mudando-se aposição da fonte.

OBJETIVO

A intenção deste trabalho é adaptar oNOVOISODOSE para um possível uso em pe-quenas clínicas de braquiterapia. Como parte

desta adaptação se planeja construir um ban-co de dados específico para o radionuclídeoutilizado na clínica. Neste banco seriam im-pressas diversas versões dos arquivosDadosSaidaXY, YZ e ZX, para os tipos detratamento mais comuns na clínica. Isto tor-naria a construção das isodoses praticamenteinstantâneas.

METODOLOGIA

Primeiramente, foi feito um estudo baseadoem potenciais elétricos, começando com duascargas pontuais colocadas a uma distânciapreviamente determinada, para se obter cur-vas equipotenciais ao redor das mesmas. Foiutilizada esta idéia para poder ter um pontode partida para então se focar nas isodosesradioativas.Utilizou-se a linguagem C/C++ [2] para pro-gramar o algoritmo responsável pela deter-minação de curvas equipotenciais do exem-plo acima. Terminada essa etapa, determinou-se a fór-mula utilizada no NOVOISODOSE para cálcu-lo das taxas de dose absorvida na água, empontos que circundam um sistema de N fon-tes lineares calculado por [1]:

(1)

Para uma execução, o programa realiza osseguintes passos:PASSO 1: Solicita a entrada de dados comoraio do campo (rmax), número de pontos porisodose, taxas das isodoses procuradas(TDTeste), comprimento ativo da fonte, etc.;PASSO 2: Zera os contadores de pontos porisodose;PASSO 3: Escolhe, aleatoriamente, um pon-to (x, y, z) onde calcular a taxa de dose;PASSO 4: Escolhe, aleatoriamente, um pon-to (x’, y’, z’) sobre a fonte;PASSO 5: Calcula as integrais da equação(1) no ponto (x, y, z) atual;

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PASSO 6: Calcula a taxa de dose absorvida(TD) no ponto (x, y, z) atual;PASSO 7: Se |TD – TDTeste| <0,01*TDTeste, imprime em arquivo externo,o ponto e a taxa atuais e incrementa o con-tador de pontos da isodose a que o pontocontador de pontos da isodose a que o pon-to encontrado pertence; caso contrário, des-preza TD e volta ao PASSO 3.PASSO 8: Se todos os pontos de todas asisodoses pretendidas forem encontrados, ter-mina a execução; caso contrário, volta aoPASSO 3.São utilizadas duas técnicas Monte Carlo noNOVOISODOSE: uma no 3o e outra no 4opasso do programa. As duas dependem dogerador de números aleatórios UNI, desen-volvido por Marsaglia [2], cuja adaptação emC é:#define UNIMAX 4294967295UL //O módulodo gerador UNI é 232-1#define s1new (s1 = (18000 * (s1 & 65535)+ (s1 >> 16)))#define s2new (s2 = (30903 * (s2 & 65535)+ (s2 >> 16)))#define UNI (s1new << 16) + (s2new &0xffff)Colocando este fragmento de código no iní-cio de um arquivo-fonte ou arquivo de cabe-çalho o GNA torna-se uma macro em C, quepode ser acessada através da variável UNI.Sempre que esta variável aparecer em umadeclaração, um número inteiro entre 0 eUNIMAX = 232 – 1 é sorteado.

RESULTADOS

É apresentada e discutida a simulação deuma braquiterapia uterina utilizando-se 20fontes de 192Ir. As curvas, obtidas com a si-mulação das 20 fontes acima, mostram o efei-to dos contornos das fontes lineares na dis-tribuição de dose na região sob tratamento.Logicamente, aumentando o número de pon-tos nas integrais e o número de pontos porisodose, o resultado gráfico fica mais acen-tuado. Contudo, se perde em eficiênciacomputacional.

Figura 1. Curvas obtidas pelo programa, nos 3planos.

CONCLUSÕES

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


[1] VIEIRA J. W., LIMA F. R. A. and KRAMERR, Cellular and Molecular Biology, Paris-France,48 (5), pp 445-450, 2002.[2] SCHILDT, Herbert., C Completo e Total.3. ed. São Paulo: Makron Books, 2004. 827p.[3] MARSAGLIA G., DIEHARD, http://stat.fsu.edu/~geo/, consultada em Nov.2000.

APOIO FINANCEIRO

CNPq

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Determinação das concentrações de 226Ra e 228Ra e 210Pb,presentes em amostras ambientais do terreno evizinhanças das novas instalações do CRCN/NE

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

INTRODUÇÃO

O CRCN é um instituto de pesquisa edesenvolvimento implantado na cidade doRecife, desde março de 2005. Como partedos requisitos estabelecidos pela agência deproteção ambiental brasileira (CONAMA), énecessário realizar um levantamento préviodas condições ambientais do local deinstalação, a fim de se permitir a avaliaçãodo impacto ambiental decorrente dofuncionamento do centro de pesquisa. Esteestudo visa obter dados relacionados ao teorde radionuclídeos presentes na vegetação,na água e no solo da área que poderá serafetada pela operação do CRCN.

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho é realizar umlevantamento das condições radiológicasprimárias do local, a partir da determinaçãoda concentração 226Ra e 228Ra e 210Pb naságuas subterrâneas, no solo e na flora dasredondezas, a fim de estabelecer níveis dereferência para avaliar o impacto decorrentedo funcionamento do CRCN.

METODOLOGIA

Procedimento de coleta e pré-tratamento:Plantas: Foi realizada a coleta de dois tiposde plantas: gramíneas (Capim colonião) e duasleguminosas pertencentes ao gêneroCrotalária, para a determinação deradionuclídeos das séries do 238U e 232Th porespectrometria gama. Após obtenção do pesoúmido, as amostras foram lavadas eposteriormente calcinadas a 450°C. A cinzaresultante foi prensada em um recipiente deplástico, utilizando-se uma prensa hidráulica(carga 2,5 t), a fim de obter-se uma pastilhacom alta concentração de massa.O recipiente contendo a cinza foi fechado eesperou-se o período de um mês para quefosse obtido o equilíbrio radioativo em partedas séries 238U e 232Th.

Água: Foram coletadas amostras de águaem duplicata em três pontos na área em tornodo Centro. A água foi bombeada por cincominutos, os frascos foram rapidamentelavados com a água do poço e enchidosdevidamente fechados e identificados.A seguir as amostras foram filtradas empapel Millipore e posteriormente acidificadacom 2 ml de HCl por litro de cada amostra.Solo: As amostras de solo foram coletadasem cinco pontos após a retirada dos vegetaisrasteiros presentes na superfície. Após estaetapa, as amostras foram secas, peneiradase armazenadas.Medidas de espectroscopia gama em plantasAs medidas de espectroscopia gama foramrealizadas num espectrômetro que consistede um detector de Ge com eficiência de 40%e resolução de 2,2 keV na energia 1332 keV,e sistema eletrônico convencional emmedidas de energia associado, além de umablindagem de baixo background. Paracalibração do sistema, utilizou-se o 152Eudopando na mesma matriz e recipiente damedida. Tanto a amostra de cinzas como ade calibração e a radiação de fundo forammedidas durante 65 horas.Determinação radioquímica de 210Pb 226Ra e228Ra em soloSolo: Após a lixiviação do solo por 12 horascom ácido bromídrico 0,5 Mol/L, as amostrasforam filtradas e nelas foi adicionado ocarreador de Pb e Cloreto de Hidroxilamina.A solução resultante foi levada a uma colunade troca. A primeira alíquota que passou pelacoluna reservou-se para posterior análise do226Ra e 228Ra. O Pb que ficou retido na resinafoi eluído com Ácido Nítrico e a solução foiaquecida até a secura, adicionou-se 50mlde água bidestilada e então fez-se a correçãode pH com acetato de amônia, obtendo-seuma solução de Pb(NO3)2. Adicionou-secromato de sódio à solução obtendo-se umprecipitado de PbCrO4 utilizado na medição.Após 8 dias de espera, o 210Pb é medidoatravés do decaimento beta do 210Bi.

60

RESULTADOS

A concentração de atividade do 226Ra emvegetais foi determinada via espectrometriag,diretamente, utilizando a transição em 186keV e de forma indireta utilizando astransições em 295 keV do 214Pb e em 609keVe 1120 keV do 214Bi. Para a transição em186keV foi feito o ajuste do dubleto com atransição em 185keV do 235U com o programade análise IDF [1]. Para o 228Ra, utilizou-se atransição em 911 keV do decaimento b- do228Ac. Os resultados são apresentados naTabela 1.

Tabela 1. Concentração de atividade emvegetais (massa seca)

A medida de atividade do 210Pb em solo foiobtida usando um detector proporcional alfa/beta total. Cada amostra foi contada por 50minutos. Todos os procedimentos foramfeitos também para o padrão de solo esedimentos da IAEA (368).Os resultados são apresentados na Tabela2.

Tabela2. Concentração de atividade em solo

* valor certificado pela IAEA

CONCLUSÕES

Os valores encontrados na literatura sãocompatíveis com os de 226,228Ra encontradosem folhas e de 210Pb no solo [2-4]. A próxima

etapa do trabalho envolve medidas na águajá coletada.


[1]Gouffon, P. Manual do programa IDEFIX,IFUSP, São Paulo, 1983.[2] Mirka et. Al., Environmental Pollution, 91(1996).41-51.[3] Karunakara, N. et al., Journal ofEnvironmental Radioactivity 65 (03) 255–66.[4] Papastefano, C. Journal of EnvironmentalRadioactivity 53 (01) 67-73.

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Avaliação da dose na população paraibana devido aosprocedimentos em medicina nuclear

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

INTRODUÇÃO

A Medicina Nuclear é uma modalidade médicaque utiliza materiais radioativos com finsdiagnósticos ou terapêuticos. A obtenção dodiagnóstico de órgão ou tecido consiste naadministração por via primordialmenteintravenosa, podendo também ser por via oralou inalatória, de uma substância químicamarcada com um radioisótopo emissor gamaque apresente afinidade pelo órgão ou pelotecido que esteja sendo investigado. A partirda administração destas substâncias,conhecidas por radiofármacos, estudosfisiológicos e estruturais de órgãos e tecidossão realizados utilizando-se câmaras decintilação.Esta utilização médica dos radionuclídeoscontribui significativamente para asexposições do indivíduo e da população emgeral. Como não há limites para indivíduosexpostos a procedimentos médicos, a IAEA(International Atomic Energy Agency),através da Safety Series nº 115 [1]e a ICRPem sua publicação 73 [2] recomendam níveisde referência para procedimentos dediagnóstico associados ao uso de radiaçõesionizantes. Estes níveis, no caso da medicinanuclear, são valores de atividadesadministradas ao paciente.No Brasil, há poucas informações sobre asatividades administradas em medicina nuclear,principalmente no Norte e Nordeste. Emlevantamentos efetuados em Pernambuco nosperíodos de 1990-98 [3] e 2000-04 [4]observou-se que os valores das atividadesadministradas para 99mTc e 131I são altosquando comparados com outros países (porexemplo, Estados Unidos e Holanda) e aosrecomendados pela IAEA.

OBJETIVO

Avaliar os procedimentos dos institutos demedicina nuclear do estado da Paraíba, bemcomo comparar as doses recebidas pelos

pacientes e pessoas da população com osvalores praticados em outros países e comos níveis de referência recomendados pelaIAEA.

METODOLOGIA

1. Levantamento das AtividadesAdministradas nos Serviços de MedicinaNuclear:Foram coletados em institutos de medicinanuclear da Paraíba dados referentes aoperíodo 2000-05, sendo analisados por ano,o tipo de exame realizado, o radiofármaco ea atividade administrada, o sexo e idade dospacientes. Estes dados foram agrupados deacordo com o formulário da UNSCEAR [4].O total da população da Paraíba, segundo oIBGE no censo de 2000 é de 3,596 x 106 eeste valor foi utilizado para obter a freqüênciaanual de exames para cada 1.000 habitantes.2. Cálculo da Dose Efetiva e Dose EfetivaColetiva:Com base na ICRP-60 [2], foram calculadasas doses efetivas (E) e, conseqüentemente,a efetiva coletiva (Ecol), a fim de estimar odetrimento dos efeitos estocásticos causadospelas doses equivalentes em todos os órgãose tecidos do corpo. Para tanto, foi calculadaa dose efetiva coletiva por grupos de idadesde pacientes de um determinado tipo deexame (Ej col) através da relação:

Ej col = (E/A)j x A x Nj,

onde (E/A)j é a dose efetiva por unidade deatividade administrada em um grupo de idadede um determinado tipo de exame; A é aatividade administrada no tipo de exame; eNj é o número de exames realizados noreferido grupo de idade.Assim, a dose efetiva coletiva para umdeterminado tipo de exame (Ek col) foi dadapor:

Ek col = å Ej col

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Com isso, a dose efetiva coletiva (Ecol) podeser obtida pela relação:

Ecol = å Ek col

RESULTADOS

Os resultados mostraram que o número deexames realizados em 50% nos serviços deMedicina Nuclear na Paraíba no período deestudo foi de 5.022, com uma média anualde 837 exames, o que corresponde a umafreqüência média anual de 0,23 exame paracada 1.000 habitantes. Este número temaumentado a cada ano.Deste total de exames realizados, 63% sãode pacientes do sexo feminino. Inclusive,observa-se que, com exceção docardiovascular, que é semelhante, em todosos exames o número de mulheres é maiorque o de homens.O exame mais freqüente é a cintilografiacardiovascular (43%), seguido da cintilografiaóssea (31%). Houve um grande aumento nonúmero de exames ósseos, renais ecardiovasculares entre 2003 e 2005, sendoeste aumento de 54,5%, 58,5% e 62,5%,respectivamente.As atividades médias se mostraram muitoaltas quando comparadas com os níveis dereferência estabelecidos no Basic SafetyStandards (BSS). No caso das cintilografiasóssea, renal e cardiovascular (esforço erepouso) as atividades são, nesta ordem,1.036MBq (28mCi), 259MBq (7mCi) e 999MBq(27mCi). Todavia, o BSS recomenda,respecitivamente, 800MBq (22mCi), 160MBq(4mCi) e 600MBq (16mCi) para esforço e300MBq (8mCi) para repouso.Com estes valores de atividades e o númerode exames realizados, foi calculada a DoseEfetiva Coletiva no período em estudo. Osresultados mostram uma Dose Efetiva Coletivade 1.109,4 homem-Sv, uma Dose EfetivaMédia por paciente de 220,9mSv e uma DoseEfetiva Média por pessoa de 0,3 mSv,baseada na população da Paraíba do censo2000.Quando comparada às de outros países, aDose Efetiva Média por paciente é muito alta.Na Alemanha, esta dose é de 2,3 mSv, queequivale a uma dose quase 96 vezes menorque a da Paraíba. Quanto a Dose EfetivaMédia por pessoa, se mostra superior a do

Reino Unido (10 vezes) e da Alemanha (2vezes) [4].

CONCLUSÕES

No período em estudo (2000-05) houve umaumento significativo no número de examesrealizados em Medicina Nuclear na Paraíba.Em especial atenção para a cintilografiasmiocárdio e ósseo que impulsionou ocrescimento do número de exames. Osserviços da Medicina Nuclear na Paraíbaestão crescendo, pois a saturação daprocura ainda não foi atingida.As atividades administradas aos pacientesnos exames com 99mTc e 131I estão muito altasem comparação com os valores de referênciaestabelecidos no BSS e a dose efetivacoletiva também está muito alta quandocomparada com a de outros países.Assim, a situação da Medicina Nuclear naParaíba está aquém das recomendaçõesinternacionais, principalmente no uso deprotocolos com atividades que geram altasdoses aos pacientes. Torna-se necessário arevisão dos protocolos, visando diminuir adose recebida pelo paciente sem diminuir aqualidade do exame.


[1] IAEA Safety Series, nº 115, 1994.[2] ICRP Publication 73 Annals ICRP, 1997.[3] Santos, M.A.P: Avaliação da Dose naPopulação de Pernambuco devido aosProcedimentos de Medicina Nuclear.(Dissertação de Mestrado), 89p, UFPE, 2006.[4] Araújo, A.R: Avaliação da Dose naPopulação de Pernambuco devido aosProcedimentos de Medicina Nuclear noperíodo de 2000 a 2004. (Monografia), 57p,UFPE, 2006.

APOIO FINANCEIRO

CNPq e FACEPE

65

Uso de tecnologias de realidade virtual para disseminaçãodas aplicações da energia nuclear

Beatriz D´Ávila Renault de Oliveira e Celso Marcelo Franklin LapaInstituto de Engenharia Nuclear – IEN

INTRODUÇÃO

Pensando em uma nova forma de divulgaçãodas aplicações da energia nuclear é que sebuscou neste projeto uma forma deaprendizagem que proporcione a construçãoprazerosa do conhecimento [1]. Dentro destecontexto é que se viu a possibilidade do usode Realidade Virtual Imersiva através de“Navegação e Interação em MundosVirtuais”, onde este vem com objetivosespecíficos para serem utilizados comoferramentas de aprendizagem, de uma formaefetiva e eficaz. A Navegação e Interaçãoem Mundos Virtuais podem melhorar amotivação, aumentando assim, aprodutividade do público alvo econseqüentemente a qualidade daaprendizagem.Finalmente, neste projeto serão modeladasalgumas aplicações da área nuclear paraserem apresentadas em um ambiente virtualestéreo [2], proporcionando uma forma maismotivadora, duradoura, clara e objetiva deaprendizado,

OBJETIVO

- Desenvolver um novo mecanismo paracomunicação e disseminação do uso pacíficoda energia nuclear para o público, utilizandomodernas tecnologias de Realidade Virtualque através de ambientes imersivos,proporcionam um maior envolvimento daspessoas e conseqüentemente, melhorassimilação do conhecimento;- Melhorar a imagem do setor nuclear e suasaplicações;- Mostrar para população o funcionamentobásico de uma usina termelétrica nuclearenfatizando as diversas barreiras de proteçãoexistentes de contenção da radiação;- Criar uma forma de divulgação/informaçãoque estimule e integre o público no processode aprendizagem;- Permitir a visualização e exploração de“mundos” e lugares inexistentes ou de difícilacesso;

- Permitir que haja interação e, destaforma, estimular a participação ativa dopúblico.

METODOLOGIA

Inicialmente foi feito um levantamentobibliográfico detalhado relativo ao tema.Posteriormente foram definidas quais asaplicações nucleares que devem sermelhor divulgadas e qual o público quedeverá ser atingido.Definidas as aplicações nucleares e ospúblicos a serem atingidos para asrespectivas aplicações, deve-se nestemomento desenvolver um esboço daaplicação através de desenhos e brevescomentários textuais. O passo seguintediz respeito ao detalhamento de todosos aspectos da aplicação e a finalizaçãodo planejamento deve se dar a partirda geração de um fluxograma dos inter-relacionamentos dos processosenvolvidos na aplicação.Embora os componentes básicos desoftware necessários para e execuçãodo projeto já sejam bem conhecidos eexperimentados por membros destaequipe, existem particularidadesrelativas às aplicações e público alvo quepodem influenciar na escolha destescomponentes. Sendo assim, devem-senesta etapa definir quais componentesde softwares que serão utilizados nodesenvolvimento do projeto e naimplementação prática do protótipo.Da mesma forma que a escolha dossoftwares, a arquitetura básica dehardware necessária para projeção evisualização estéreo das aplicaçõestambém é bem conhecida eexperimentada por membros destaequipe. Contudo as particularidadesrelativas às aplicações/públicos tambémpodem influenciar na definição sobre osrecursos de hardware necessários.Sendo assim, neste momento seráespecificado detalhadamente todo ohardware necessário para

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desenvolvimento do projeto e utilizaçãoprática do protótipo.Implementadas as aplicações e montada aestrutura de visualização, um protótipo doprojeto será configurado e avaliado.

RESULTADOS

- Maior disseminação da C&T,particularmente às aplicações nucleares;- Utilização de uma forma de divulgação/aprendizado mais motivadora e duradoura;- Criação de uma estrutura que pode servircomo modelo para as demais instituiçõesde C&T para divulgação de suas atividades;

CONCLUSÕES

A C&T apresenta-se como um dos pilaresno desenvolvimento de uma sociedade.Entretanto, suas realizações mesmo estandopresentes no dia a dia das pessoas muitadas vezes passam despercebidas por estaspessoas. Particularmente, a área nuclear,além de ver suas realizações passaremdespercebidas, ainda enfrentam um grandepreconceito pela mesma sociedade quedesfruta de suas contribuições. Sendo assim,cabe às instituições relacionadas a áreanuclear quebrar este preconceito e mostrarsuas realizações, através de uma ampladisseminação de suas atividades.Pensando em uma forma de disseminaçãomais ampla e motivadora é que se buscaneste projeto uma forma de aprendizagemque atenda às necessidades recorrentes dopúblico, com uma visão diferenciada, a qualremete-se a uma metodologia queproporcione a construção prazerosa doconhecimento.


[1] CLUA, E. W. G.; JUNIOR, C. L. L.;NABAIS, R. J. M.. Importância e Impactodos Jogos Educativos na Sociedade. In: IWorkshop Brasileiro de Jogos eEntretenimento Digital. SBC: Fortaleza,2002.[2] Mól A. C. A., Grecco C.H. S., Carvalho P.V. R. , Oliveira M. V., Santos I. J. A. L,Augusto S. C., Viana A. M. F.,Implementation of the Immersive VirtualReality Laboratory in Nuclear EngineeringInstitute, 2005 International Nuclear AtlanticConference - INAC 2005, Santos, SP, Brazil,August 28 to September 2, 2005

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Desenvolvimento de equipamento portátil para medida detempo de percurso de ondas ultra-sônicas

Cinthia Sales Malta e Paulo Victor Rodrigues de CarvalhoInstituto de Engenharia Nuclear – IEN

INTRODUÇÃO

O Laboratório de Ultra-som do Instituto deEngenharia Nuclear (IEN) vem utilizandouma técnica ultra-sônica para medida detensão em materiais fundamentada nofenômeno da variação da velocidade (outempo de percurso) da onda ultra-sônica,que ocorre em função da tensão,empregando ondas cisalhantes polarizadasortogonalmente entre si (técnica dabirrefringência acústica). Os bons resultadosobtidos em laboratório suscitaram ointeresse de diferentes setores da indústrianacional que pretendem empregar estatécnica, visando a prevenção de acidentesem dutos geradores de vapor, caldeiras etc.Como conseqüência desse interesse surge anecessidade de medições em campo, ondeas condições ambientais, tais comotemperatura, oscilação de corrente elétrica,vibração, transporte, dentre outras tornamproblemática a utilização dos equipamentosdisponíveis em laboratório, comoosciloscópios, computadores etc., paraconfigurar o sistema de medida no campo.Assim, para viabilizar a realização dosensaios em campo, surgiu a necessidade dedesenvolvimento de um equipamentoportátil que possa realizar essa tarefa comos requisitos de desempenho exigidos.

OBJETIVO

Desenvolvimento de equipamento portátilcom os seguintes requisitos básicos:- Gerar pulsos para excitação de transdutoresultra-sônicos. Esses pulsos devem teramplitude de tensão mínima de 200V e 50nsde largura.- Receber os pulsos provenientes dotransdutor ultra-sônico e realizar umaamostragem do sinal a uma taxa de mínimade 100Mhz. A finalidade deste procedimentoé medir o intervalo de tempo entre os sinaisultra-sônicos recebidos pelo transdutor.- Melhorar a resolução do sinal empregandocorrelação cruzada e interpolação.

- Calcular o tempo de percurso da onda ultra-sônica.

METODOLOGIA

A metodologia usada no desenvolvimentodeste equipamento segue os procedimentosdo PQ-CINT 04 sobre controle de projeto/desenvolvimento de equipamentos, deacordo com o capítulo 8 do Manual daQualidade da Divisão de Instrumentação eConfiabilidade Humana (DICH) do Institutode Engenharia Nuclear (IEN). As etapas doprojeto abrangeram a identificação doprojeto, definição do projeto,desenvolvimento do protótipo,desenvolvimento do software e ensaios.

RESULTADOS

O resultado deste projeto foi odesenvolvimento do hardware e do softwaredo equipamento portátil.O hardware se baseia em uma placa degeração de pulsos para excitação dostransdutores ultra-sônicos e de aquisição dossinais por estes enviados. Além desta placa,foi usada uma interface PCMCIA/PCI parafazer a ligação entre um notebook e a placa,tornando o equipamento portátil.O software, desenvolvido em Labview [1],utiliza as DLL (Dynamic Link Library)fornecidas pelo fabricante da placa deemissão e recepção de pulsos. O ambientede programação C++ Builder [2] foi usadopara a modificação e criação de novas DLL.Um dos principais requisitos para odesenvolvimento deste software foi arealização concomitante de algumas tarefasde aquisição e processamento de dados.Deste modo, a interpolação do sinal com 15pontos entre as amostras fornecidas pelaplaca e a correlação cruzada deste sinalpodem ser realizadas logo após a aquisição,com a medida do tempo de percurso da ondaultra-sônica passando a ser disponibilizadaimediatamente para o usuário.Os primeiros ensaios foram realizadosmedindo-se o tempo de percurso da onda

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em tiras de tubos de aço sob efeito de traçãouniaxial.

Figura 1. Gráfico de Ensaio de Tração

A figura 1 mostra um gráfico com os dadosdeste ensaio. A relação das tensõesaplicadas com a variação do tempo depercurso da onda foi verificada neste ensaioe foram compatíveis com os testesrealizados anteriormente com osequipamentos de laboratório (osciloscópios,geradores de pulsos e computador). Porém,como vantagem, este gráfico está disponívelao final do ensaio, sem a necessidade deprocessamento posterior.

CONCLUSÕES

Os resultados conseguidos até entãosuperaram as expectativas iniciais, pois foipossível agregar parte do processamentodos dados diretamente ao software deaquisição, resultando numa substancialmelhoria do tempo de resposta doequipamento para obtenção do tempo depercurso da onda ultra-sônica no materialem estudo. O equipamento está em fase detestes/avaliação/validação pelo grupo deultra-som do IEN para a verificação da suafuncionalidade. Como resultado desta fasede avaliação, os novos requisitos dosusuários serão incorporados na versão finaldo software, como por exemplo melhoriasna forma de apresentação de dados nainterface gráfica, geração de relatórios,agrupamento de informações maisimportantes etc.

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

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[1] RITTER, D. J. , LabView Essential

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Desenvolvimento e avaliação de interfaces homem-sistemapara salas de controle de plantas industriais

Daniel Martins Moreira e Mauro Vitor de OliveiraInstituto de Energia Nuclear – IEN

INTRODUÇÃO

As interfaces homem-sistema (IHSs) sãopartes importantes de uma planta industrialna qual as pessoas interagem para realizarsuas funções e tarefas. As principais IHSsincluem alarmes, mostradores de informaçãoe controles.Baseado na literatura, entrevistas e visitasà plantas industriais, O‘HARA et al.[1]identificaram desafios na tecnologia dasinterfaces homem/sistema e seus efeitospotenciais na performance das pessoas. Ostópicos foram avaliados levando em contaseus impactos na segurança das plantas Comrelação às interfaces homem-sistema dasplantas industriais verificou-se que com orápido desenvolvimento da tecnologia dacomputação mais e mais sistemas deinterface homem-computador tem sidointroduzidos nos sistemas homem-máquinaconvencionais. Atualmente, por exemplo,alguns computadores podem representaruma sala de controle grande com numerososmedidores, botoeiras e atuadores de umaplanta nuclear de potência ou um sistemade auxílio ao piloto de uma cabine de umaaeronave.Além disso, os sistemas de controle dasplantas industriais estão se tornando cadavez mais complexos e, conseqüentemente,as interfaces de operação desses sistemastambém estão se tornando mais complexas,o que faz com que o projeto dessas interfacesnão seja uma tarefa fácil.Assim como no projeto de qualquer sistemacomplexo é altamente desejável se usar umateoria/metodologia para projeto dasinterfaces. Na literatura, a estrutura a serutilizada no projeto de uma interface develevar em consideração as seguintesquestões:

a) O que deve ser apresentado?;b) Como deve ser apresentado?;c) Quando deve ser apresentado?.

Para tentar responder estas perguntas foramdesenvolvidas nos últimos anos algumasmetodologias/filosofias de construção deinterfaces, dentre as quais podemos citar:

interfaces orientadas à tarefa; interfacesecológicas e interfaces orientadas à função.

OBJETIVO

Este trabalho tem como principal objetivodesenvolver e avaliar projetos de interfaceshomem-sistema para plantas industriaisutil izando para tal as diferentesmetodologias/filosofias de construçãocitadas anteriormente. Os projetos dasinterfaces serão desenvolvidos considerandonormas e recomendações de guias deprojeto de interface homem-sistema e deguias de projeto de engenharia de fatoreshumanos.

METODOLOGIA

O estudo de caso será realizado na sala decontrole avançada do simulador compactode uma planta nuclear PWR (PressurizedWater Reactor) do Laboratório de InterfacesHomem Sistema – LABIHS do Instituto deEngenharia Nuclear. A figura 1 apresentauma visão do LABIHS com os consoles deoperação da planta nuclear dos operadoresdo reator, turbina e supervisor juntamentecom a tela de visão geral do processo.

Figura 1 – Visão geral do LABIHS.

Serão comparados o desempenho dosoperadores utilizando as interfaces homem-sistema (IHSs) desenvolvidas paradiferentes metodologias de implementação.Para tal serão utilizados cenários simuladosde operação normal e em acidentes, ojulgamento de especialistas, como tambémarquivo de log de operações do simulador

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(tempo de navegação entre as telas, númerode telas navegadas, quantidade de controleacionados, tempo de operação para mantera planta em segurança, etc.). Estes cenáriosserão as ferramentas utilizadas paraobtenção de dados qualitativos equantitativos a serem usados no estudo decasos propostos.

RESULTADOS

Uma nova tela de visão geral da plantanuclear do tipo orientada a função foidesenvolvida para o simulador do LABIHS,levando em conta normas e recomendaçõesde fatores humanos e de engenharia. Estanova tela será avaliada através dametodologia descrita neste trabalho. Asfiguras 2 e 3 apresentam, respectivamente,as telas antiga e nova de visão geral doplanta nuclear.

CONCLUSÕES

Futuramente serão desenvolvidas telas devisão geral da planta baseadas nasmetodologias orienta a tarefa e ecológica,que serão avaliadas através da metodologiaproposta.

Figura 2 – Tela antiga de visão geral da planta

Figura 3 - Tela nova de visão geral da planta


[1] O´HARA, J. STUBLER, W., e NASTA, K.,1997, Human-system interfacesmanagement: Effects on operatorperformance and issue identification, BNLReport W6546-1-1-7/97, Upton, Nova York,Estados Unidos.

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Estudo da degradação da membrana de nanofiltraçãocomercial por hipoclorito de sódio

Elivânia Ribeiro da Silva, Celina C. R. Barbosa e Ana Carla LopesInstituto de Engenharia Nuclear- IEN

INTRODUÇÃO

O uso de membranas de poliamida (PA) emprocesso de nanofiltração geralmente éprecedido de etapas de pré-tratamento daágua de alimentação, onde uma destasetapas é o uso de agentes bactericidasvisando eliminar os microrganismosresponsáveis pela bioincrustação [1,2].O biocida mais utilizado é o hipoclorito desódio, considerado um agente oxidantesevero. Este agente tem a tendência a oxidara cadeia polimérica de PA levando a perdadas propriedades químicas afetandonegativamente a eficiência e a durabilidadeda membrana ao longo do tempo [3].

OBJETIVO

O objetivo geral deste trabalho é estudar adegradação da membrana comercial DK /Osmonics, sob a ação de hipoclorito de sódioem diversos tempos. O estudo dadegradação foi avaliado através da alteraçãodas propriedades de transporte e daestrutura morfológica da camada seletiva damembrana.

METODOLOGIA

A metodologia utilizada neste trabalho foi aseguinte:

1. Condicionamento das amostras damembrana DK em solução dehipoclorito de sódio a 700 g/L, pH7, nos tempos de 24,48,72 e 96horas.

2. Avaliação das propriedades detransporte das membranasdegradadas utilizando célula deultrafiltração AMICON 8400, compressão máxima de operação de 5bar.

3. As propriedades de transporteavaliadas foram: fluxo permeado eseletividade, utilizando soluções de

NaCl e MgSO4 nas concentrações de20.000 e 2.800 g/L,respectivamente.

4. Acompanhar a alteração morfológicadas membranas degradadas pormicroscopia eletrônica de varredura.

RESULTADOS

A membrana DK apresentou aumentoacentuado do fluxo de água e das soluçõessalinas com aumento do tempo decondicionamento no hipoclorito de sódio(Fig. 1), sugerindo alteração da camadaseletiva. Em 96 horas, verificou-se umacentuado aumento do fluxo em todas assoluções. Acredita-se que nesta condiçãoocorreu maior degradação da camadaseletiva facilitando a passagem das soluçõessalinas [4,5].

Figura 1: Resultados de fluxo permeado da águae das soluções salinas

De acordo com a TABELA 1, observa-seaumento na rejeição dos íons cloreto até 48horas de exposição, o que pode ser atribuídoa uma alteração na conformação do arranjopolimérico da camada seletiva da membranapelo cloro livre.

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TABELA 1: Resultados de rejeição aos íonscloreto e sulfato na membrana DK

Após este tempo, ocorreu a queda narejeição deste íon. Na rejeição aos íonssulfato ocorreu uma diminuição gradual até72 horas e acentuada queda após estetempo, confirmando a degradação damembrana.As fotomicrografias da superfície dasamostras da membrana DK (Fig. 2) mostramredução acentuada da rugosidade com oaumento do tempo de condicionamento.

Figura 2: Micrografia da superfície da membranaDK: (a) sem ataque químico, (b) 24 horas, (c)48 horas, (d) 72 horas, (e) 96 horas, (aumento10000x)

Observa-se claramente a ausência dacamada seletiva na fotomicrografia (e) como aparecimento da subcamada porosa,comprovando a degradação da camadaseletiva da membrana pelo biocida nestacondição.

CONCLUSÕES

A análise dos resultados permitiu concluirque a membrana DK apresentou baixaresistência ao hipoclorito de sódio, comopode ser observado pelos altos valores defluxo permeado e queda nos valores derejeição aos íons sulfato com o aumento dotempo de condicionamento.


[1] Mulder, M.; “Basic Principles ofMembrane Technology”; Kluwer AcademicPublisher (2º edição), 1991.[2] Cheryan, M.; “Ultrafiltration andMicrofiltration Handbook”.; TechnomicPublishing Co Inc (ed.), 1998.[3] Schafer, A.I.; Andritsos, N.; Karabelas,A.J.; Hoek, E.M.V.; Schneider, R.; Nystrom,M.; “Nanofiltration: principles andapplications”; Elsevier Ltda, 2005.[4] Lopes, A. C.; “ Estudo da degradação demembranas poliméricas de nanofiltraçãocomerciais por hipoclorito de sódio” , Tesee mestrado, Instituto de macromoléculasprofessora Eloisa ManoDepartamento deEngenharia Química, Universidade Federaldo Rio de janeiro, 2006.[5] Lopes, A. C.. “Estudo da degradação demembranas poliméricas comerciais denanofiltração por hipoclorito de sódio”, 29ºReunião Anual Sociedade Brasileira deQuímica promovida pela SociedadeBrasileira de Química, Águas de Lindóia, SP– maio / 2006.

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Confiabilidade humana aplicada no processo de retiradados trabalhadores do local de trabalho em situações de

emergência

Felipe Mury Botelho e Isaac José Antonio Luquetti dos SantosInstituto de Engenharia Nuclear - IEN

INTRODUÇÃO

O conceito de erro humano não deve terconotação de culpa e punição, devendo sertratado como uma conseqüência natural, queemerge devido a não continuidade entre acapacidade humana e a demanda dosistema. A maioria dos erros humanos éuma conseqüência da situação de trabalhoe não da falta de responsabilidade dotrabalhador. A antecipação e o controle deimpactos potencialmente adversos de açõeshumanas ou interações entre o ser humanoe o sistema são partes integrais da segurançado processo, onde os fatores que influenciamno desempenho humano devem serreconhecidos e administrados. A participaçãodos trabalhadores, projetistas, engenheirosde segurança, especialistas em fatoreshumanos é de vital importância nesteprocesso.

OBJETIVO

Confiabilidade humana é definida comosendo a probabilidade de que um operadorrealize de maneira satisfatória uma tarefaexigida pelo sistema em um período detempo determinado, sem realizar uma outraação que possa degradar o sistema [1]. Aanálise da confiabilidade humana (ACH) éuma ferramenta que fornece informaçõesqualitativas que identificam as ações críticasque um trabalhador deve realizar paradesenvolver uma tarefa a contento,identificando ações errôneas (não desejadas)que podem degradar o sistema, identificandosituações de erro provável e identificandoquaisquer fatores que poderiam contribuirpara os erros no desempenho humano. AACH fornece também dados quantitativos,que são estimativas numéricas daprobabilidade de que uma tarefa serádesenvolvida de maneira incorreta ou de queações não desejadas serão realizadas. Esteprojeto tem como objetivo principal definiruma metodologia e realizar um estudo decaso para a predição da probabilidade deocorrência de erros humanos, em situações

de emergência, durante o processo deretirada dos trabalhadores de indústrias derisco do local de trabalho. Devido a falta deum banco de dados específico para estasituação, será utilizado um modelo deanálise de confiabilidade humana deprimeira geração, centrado no julgamentopor especialista, SLIM-MAUD (SuccessLikelihood Index- Multiple Atribute UtilityDecomposition) [2]. Para estudo de casoutilizaremos o Laboratório de RealidadeVirtual (LRV) do Instituto de EngenhariaNuclear, ferramentas computacionais derealidade virtual e de simulações para aconstrução e simulação dos cenários deemergência escolhidos.

METODOLOGIA

A metodologia é fundamentada nasseguintes etapas:- Escolha do tipo de instalação industrialde risco onde será realizado o estudo decaso (plataforma, refinaria de petróleo,usina nuclear, usina enriquecimento deurânio);- Estudo da técnica de análise daconfiabilidade humana escolhida (SLIM –MAUD);- Preparar questionários e selecionarespecialistas;- Reunião com especialistas: Definição doscenários e eventos, realização da análisehierárquica das tarefas objetivandodesenvolver uma série de ações para cadaevento escolhido- Definição e estudo do software derealidade virtual e modelagem do cenárioescolhido- Implementação dos cenários- Simulação utilizando o modelo do cenárioescolhido- Julgamento especialista: Escolha dosfatores que afetam o desempenho humano(FADs)Análise dos dados: Testes estatísticos paraverificação da consistência dos dados- Cálculo da probabilidade de ocorrência doserros humanos para evento escolhido

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RESULTADOS

Inicialmente realizamos pesquisas sobre asferramentas computacionais de simulaçãoe construção de cenários de emergência, emrealidade virtual, que estão disponíveis nomercado e poderiam ser utilizadas no nossotrabalho. Como resultado dessa fase dotrabalho, concentramos nossos esforços noestudo dos núcleos de jogos eletrônicos esoftware específico para situações deemergência, como por exemplo, Exodus eSimulex.

CONCLUSÕES

Os resultados obtidos demonstram que osnúcleos de jogos são ferramentascomputacionais versáteis, facilitando aconstrução e visualização de ambientesvirtuais simulados. O software possibilita ainteração e envolvimento dos usuários comos cenários de acidentes simulados. Até opresente já foram confeccionados algunscenários, possibilitando um treinamentobastante efetivo no uso do software. Osresultados a serem obtidos, através dassimulações, irão gerar uma indicação dassituações que geram os maiores riscos, quaisações têm a maior probabilidade de falhas,recomendações poderão ser geradas para aotimização do treinamento de emergência,erros poderão ser detectados nosprocedimentos utilizados e problemas nogerenciamento de sistemas e equipamentosde segurança poderão ser resolvidos.


[1] Meister, D. Human Factors in Reliability,New York, Mc Graw Hill , 1990.[2] Embrey, D. E., Humphreys, P. C., Rosa,E. A., Kirwan, B., e Rea, K. SLIM-MAUD: anApproach to Assessing Human ErrorProbabilities Using Structured ExpertJudgment. Report No. NUREG/CR-3518, NY,1984.

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Estudo da influência da concentração de PVP K-30/90 namorfologia do filme de PES

Kayse Santos Leitão, Elizabeth E. de M. Oliveira e Marilza B. CorrêaInstituto de Engenharia Nuclear – IEN

INTRODUÇÃO

Uma das etapas de confecção de membranascompostas requer o preparo do suporte depoli-(éter-sulfona) (PES) que deve possuiralta porosidade e uma elevada resistência àcompressão. A técnica escolhida para opreparo do suporte foi a inversão de fasepor precipitação em banho de não-solvente,que consiste na imersão do filme polimérico,suportado em placa de vidro, em um banhode não-solvente.Morfologicamente o suporte necessita serisento de poros na superfície e com porosinterconectados na sua seção transversal afim de apresentar bom desempenho à altaspressões. O grande desafio é ajustar ascondições termodinâmicas e cinéticasvisando obter membranas com taiscaracterísticas morfológicas [1,2].A concentração do polímero em solução éum dos fatores que influenciam a formaçãode membranas com poros interconectados,no entanto, o aumento da concentraçãoacarreta no aumento da viscosidade quealtera a cinética de transferência solvente-não solvente.A solução polimérica é constituída porpolímero e aditivos de alto peso molecular,este aditivo, geralmente, polivinilpirrolidona(PVP), altera drasticamente a estrutura damembrana promovendo o aumento da suaporosidade, pela formação de porosinterconectados e quando ocluído na matrizpolimérica eleva sua hidrofilicidade. [3-5].

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho foi avaliarmorfologicamente as membranas de PESpreparadas a partir do uso de misturas depolivinilpirrolidona (PVP K-30 e K-90),visando ajustar as condições de síntese paraa obtenção de uma membrana isenta demacroporos.

METODOLOGIA

As soluções poliméricas foram preparadasutilizando-se PES/PVP/DMA nas proporçõesde 15/6/79 p/p. Utilizou-se diferentesproporções de PVP K-30 e K-90, conformetabela 1.A solução polimérica foi preparada sobagitação mecânica por 20 horas e degassadaà vácuo. Em seguida esta foi vertida emplaca de vidro e espalhada, utilizando umafaca de inox com 200µm de espessura;submetida ao tempo de exposição de dezminutos e imersa em banho de metanol àtemperatura ambiente, conforme tabela 1.

TABELA 1: Condições Experimentais

A morfologia das membranas foicaracterizada por microscopia eletrônica devarredura (MEV), onde as amostras forampreviamente fraturadas sobre condiçõescriogênicas usando nitrogênio liquido erecobertas com ouro antes de seremanalisadas.

RESULTADOS

As membranas obtidas a partir do PVP K-90resultaram em membranas com porosinterconcectados (Fig. 1a). No entanto, estasmembranas apresentaram muitos furos nasuperfície (Fig. 1b). Acredita-se que aelevada viscosidade dificulte a remoção demicrobolhas levando a formação destes.Optou-se por confeccionar membranautilizando mistura de PVP K-30 e K-90 narazão de 1:3. Nesta concentração obteve-se soluções menos viscosas que gerammembranas parcialmente macroporosas(Fig. 1c) e sem furos na superfície (Fig. 1d).

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Figura 1: Micrografias das Seções Transversale Superfície das Membranas de PESSintetizadas

Visando contornar a formação demacroporos, optou-se por aquecer a soluçãopolimérica facil itando a cinética detransferência de solvente-não solvente,gerando membranas com porosinterconcetadas e sem furos na superfície(figura 1e e 1f).

CONCLUSÕES

Neste trabalho desenvolveu-se uma novametodologia de síntese de membranas dePES através do uso de mistura dePVP K-30/K-90. O que constitui-se numainovação tecnológica no preparo destasmembranas.Através da otimização dos parâmetros desíntese utilizados na preparação dasmembranas, foram obtidas membranas commorfologia de poros interconectados naseção transversal e isentas de furos nasuperfície, o que possibilita seu uso comosuporte de membranas compostas.


[1] Ulbricht, M.; Polymer, 47 2217- 2262(2006)

[2] Ahmad, A. L.; Sarif, M.; Desalination, 179– 257-263 (2005)[3] Yoo, S. H., Kim, J. H., Jho, J. Y., Won, J.,Kang, Y. S., Journal of Membrane Science236 203–207, (2004)[4] Bhattacharya, R., . Phaniraj, T.N,Shailaja, D.. Journal of Membrane Science227 23–37, (2003)[5] Marchese, J., Ponce, M., Ochoaa, N.A.,Prádanos, P., Palacio, L., Hernández, A.,Journal of Membrane Science 211 1–11,(2003)

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MCT

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Utilização de ambientes virtuais na estimativa de taxa dedose recebida de radiação em instalações nucleares

Pedro Mol Couto, Silas Cordeiro Augusto e Antônio Carlos de Abreu MolInstituto de Engenharia Nuclear – IEN

INTRODUÇÃO

O homem pode se expor à radiação semcausar danos à saúde se seguir certas regras,como limite seguro de nível de radiação,proximidade da fonte radioativa, e tempode exposição à fonte. A radiação estápresente em níveis relevantes nas “áreasquentes” de instalações nucleares. Umaopção para o treinamento das atividadesexercidas nas “áreas quentes” é reproduzi-las em ambientes virtuais [1], pois são livresde riscos e permitem planejamento,treinamento, estimativa de taxa de dose deradiação, etc.

OBJETIVO

Este trabalho visa desenvolver umaferramenta para construção e navegação deambientes virtuais de modo a reproduzir umainstalação nuclear com suas respectivasáreas quentes, permitindo que o usuárionavegue virtualmente nesta instalação,recebendo e contabilizando a dose deradiação.

METODOLOGIA

A metodologia a ser util izada nodesenvolvimento desta tese será adaptar eutilizar núcleos de desenvolvimento de jogospara reproduzir virtualmente instalaçõesnucleares, de modo a permitir estimar a taxade dose recebida pelos operadores aorealizar suas atividades. A escolha de umnúcleo de jogo comercial deve-seprincipalmente às seguintes características:(i) barato, se comparado com outras soluçõesde simulação do mundo real, (ii) fácilmodelagem de ambientes virtuais, pois vemcom um programa direcionado para estatarefa que é fácil para aprender edesenvolver. (iii) adaptável/modificável pelousuário, podendo-se desenvolver para oambiente de simulação novos componentesnecessários para alcançar o objetivo (ex:fontes de radiação), (iv) realista, produzindo

ambientes virtuais com realismo o suficientepara o objetivo (possui colisão entre sólidos,gravidade, etc.), (v) popular, o que tornamais fácil à obtenção do esclarecimento dedúvidas sobre as ferramentas.Através de modificações no código-fonte donúcleo de jogo, novos componentes comfunções específicas serão criados, de modoa reproduzir fielmente o comportamento defontes radioativas e das áreas quentesproduzidas por elas. Outro ponto importantea ser adicionado ao código-fonte do jogo éo contador de radiação, de modo a permitircontabilizar a dose recebida pelo avatar.Também será adaptado e reprogramado nocódigo-fonte original do jogo a velocidadedos movimentos do personagem, que devereproduzir fielmente o movimento humano.Finalmente, para análise geral docomportamento do avatar do operador, seráextraído um relatório das atividades por eleexecutadas e todas as ações sofridas erealizadas.

RESULTADOS

Para avaliar o método, serão seguidos osseguintes passos:-Modelar uma instalação nuclear, maisespecificamente o reator nuclear de pesquisaArgonauta e sua sala, localizados no Institutode Engenharia Nuclear, a figura 1 apresentauma modelagem preliminar desta instalação;-Monitorar fisicamente as áreas quentes dainstalação nuclear, especialmente as da salado reator Argonauta;-Reproduzir virtualmente, com fidelidade, aszonas quentes monitoradas;-Definir as tarefas executadas rotineiramentepelos operadores da instalação e obter a taxade dose de radiação acumulada pelosoperadores durante tais tarefas;-Simular virtualmente as mesmas tarefasexecutadas rotineiramente, através deavatares no ambientes virtual, obtendo ataxa de dose de radiação acumulada pelosavatares.

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Figura 1 – Modelagem Virtual do ReatorArgonauta

CONCLUSÕES

Através deste sistema, procura-se estimarvirtualmente a taxa de dose recebida pelosfuncionários em diversos cenários deoperação. Sendo assim, espera-se que asimulação gere medições próximas dasreais, permitindo que o sistema possa seradaptado para outras instalações nucleares,servindo como ferramenta útil para otimizaro trabalho e evitar acidentes e riscos à saúdedos operadores.


[1] Mól A. C. A., Grecco C.H. S., Carvalho P.V. R. , Oliveira M. V., Santos I. J. A. L,Augusto S. C., Viana A. M. F.,Implementation of the Immersive VirtualReality Laboratory in Nuclear EngineeringInstitute, 2005 International Nuclear AtlanticConference - INAC 2005, Santos, SP, Brazil,August 28 to September 2, 2005

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Avaliação da fotocatálise heterogênea na degradação depoluentes orgânicos contidos na água produzida utilizando

semicondutor suportado

Raquel Simas Pereira e Jorge Gomes dos SantosInstituto de Engenharia Nuclear- IEN

INTRODUÇÃO

Ao longo da história, a busca por uma melhorqualidade de vida foi se traduzindo emconsumo, e conseqüentemente na geraçãode grandes quantidades de resíduos. Comoconseqüência, foram desenvolvidastecnologias para minimizar o impactocausado por estes resíduos que, em suagrande maioria, baseiam-se apenas natransferência de fase dos poluentes sem,contudo destruí-lo.Verifica-se então que, entre as tecnologiasatualmente empregadas para tratamento deefluentes industriais e as tecnologiasdesejáveis, baseadas na sustentabilidadeambiental (concepção ainda idealizada),existe um grande abismo científico etecnológico. Dentre as soluções apontadaspara tal problema ambiental, destacam-seos processos oxidativos avançados (POA),que são tecnologias destrutivas as quais sãobaseados na geração de radical hidroxilacomo oxidante. A fotocatálise heterogêneapertence à classe dos POAs, e é umatecnologia promissora no tratamento deefluentes industriais e na descontaminaçãoambiental. O processo é baseado nairradiação de um fotocatalisador, geralmenteum semicondutor inorgânico tal como TiO2,cuja energia do fóton deve ser maior ou igualà energia do “band gap” do semicondutorpara provocar uma transição eletrônica(excitação) formando sítios oxidantes eredutores capazes de catalisar reaçõesquímicas, oxidando os compostos orgânicosà CO2 e H2O e, apresentando no caso do TiO2,a vantagem de poder fazer uso da energiasolar como fonte de irradiação. Entretanto,apesar da incontestável vantagem doprocesso no que diz respeito às altas taxasde degradação obtidas por cientistas epesquisadores da área na destruição devários tipos de compostos estes resultadosainda não são considerados suficientes pelosetor tecnológico para a comercializaçãodesta técnica.

Na verdade, a maior dificuldadeenfrentada para que a fotocatálise atinja

níveis de comercialização está centrada noproblema de ampliação de escala, ou seja,sair da escala de bancada para piloto eindustrial. A fotocatálise heterogênea possuidois inconvenientes crônicos que impedema sua aplicação em grande escala:dificuldade para separação da fina suspensãode catalisadores (TiO2 no caso) e anecessidade de fontes artificiais de radiação[1]. A inovação sugerida neste trabalhosupera de forma inédita estas duaslimitações, pois a titânia com propriedadesfotocatalíticas produzida por sonificação [2]foi hidrolisada e suportada em uma matrizflutuante que facilita a captação de fótonssolar e permite a filtração e reutilização doTiO2 [3] significando assim, uma soluçãoalternativa extremamente adequada para oBrasil, país tropical com grande incidênciasolar.

OBJETIVO

Consolidar processo de fotodegradação depoluentes orgânicos com dióxido de titâniosuportado em matrizes de mineraisindustriais inorgânicos inertes de forma apermitir a sua ativação por energia solar.

METODOLOGIA

Para preparação da argila incorporada comTiO2, 3 gramas de hidróxido de TiO2 foramsolubilizados em solução de HCl com auxíliode um banho ultra-sônico de alta potência.A matriz foi encharcada com a solução deoxicloreto de titânio e esta solução foipermitida hidrolisar termicamente de formaque ocorresse a síntese do TiO2 na faseanatásio nos sítios internos da argila. Paraos testes de fotodegradação uma amostrafoi coberta com papel alumínio, para nãosofrer efeitos de radiação e em seguida cadauma das demais amostras foram colocadaspara serem irradiadas, com uma lâmpadade mercúrio de média pressão, nosseguintes tempos: 20, 40, 60 e 80 minutos.Em cada tempo, foram retirados espectrosde emissão, excitação e de syncronous.

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RESULTADOS

As figuras abaixo mostram resultados dosensaios de fotodegradação da águaproduzida (principal poluente da indústriade petróleo).

Figura 1 – Fluorescência UV-Vis da águaproduzida irradiada

Figura 2 – Fluorescência UV-Vis da águaproduzida irradiada com TiO2 suportado

CONCLUSÕES

Os resultados mostram claramente aatenuação da fluorescência com o tempo deirradiação da água produzida com o TiO2suportado e revelam que após 80 minutospraticamente não existem moléculas comemissão de fluorescência. Isto mostra, queos compostos orgânicos presentes na águade produção estão sendo degradados pelaação do TiO2 quando irradiado.A irradiação da água produzida sem autilização do fotocatalisador de TiO2 nãoconduziu a nenhum tipo de degradaçãoidentificável por fluorescência UV-Vis.A fotocatálise heterogênea tem se mostradocomo uma tecnologia bastante promissorana destruição de poluentes, e juntamentecom outros tipos de processos oxidativosemergentes certamente deverão substituir,a médio prazo, muitas das chamadastecnologias convencionais.


[1] Zamora, P. P., “Sanare. Revista Técnicada Sanepar, Curitiba, v.20, n.20, p. 42-48,jul./dez. 2003[2] Santos, J. G, “Obtenção de Dióxido deTitânio Rutilo em Temperaturas Inferioresàs Usadas Industrialmente” Dissertação deDoutorado. COPPE/UFRJ, (2004).[3] Santos, J. G. ; Correa, R. J. “Processode Incorporação de MateriaisSemicondutores em Minerais Industriais” (PI0503729-8) (2005).

APOIO FINANCEIRO

CNPq/PIBIC

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Avaliação do sistema ultra-sônico portátil

Ricardo de P.O.S.Nery e Marcelo de S. Q. BittencourtInstituto de Engenharia Nuclear – IEN

INTRODUÇÃO

Este trabalho propõe-se a avaliar o novosistema de ultra-som portátil, denominado“U.S.Portatil”, desenvolvido pelo Laboratóriode Ultra-som do Instituto de EngenhariaNuclear (IEN). A avaliação consiste nacomparação de dados experimentaisaquisitados com o sistema de ultra-somatualmente utilizado, denominado “Sonic1200”, com aqueles fornecidos pelo sistemacuja análise é visada.

METODOLOGIA

Foram realizados dois ensaios para avaliaçãodo sistema U.S.Portátil. Ambos baseavam-se em análises comparativas dos resultadosobtidos (tempo de percurso da onda ultra-sônica volumétrica cisalhante, em incidêncianormal, em duas polarizaçõesperpendiculares), com resultados extraídosde um outro sistema ultra-sônico, o Sonic1200 (composto do gerador “Sonic 1200” edo osciloscópio modelo Tektronix 3032B)cuja confiabilidade nos resultados ésabidamente comprovada.No primeiro ensaio, o corpo de provautilizado foi uma tira de aço classificação APIX-70 de um tubo fabricado pelo processoUOE-SAW, referentes à posição 3h, comespessura mensurada em 17,1 mm. O pontono qual as medições realizaram-se foidevidamente lixado e limpo, evitando aexistência de vários planos. A geração daonda ultra-sônica cisalhante foi realizada porum transdutor da marca Parametrics, comfreqüência de 2,25MHz. Devido acaracterísticas de propagação das ondascisalhantes, fez-se necessário o uso de umacoplante (também produzido pelaParametrics) para eliminação de camadas dear na interface transdutor/corpo de prova.Utilizou-se ainda uma garra fixadora, cujafunção era fornecer pressão constante aotransdutor, diminuindo os efeitos decorrentesda perda de viscosidade do acoplante emfunção do tempo.

Considerações acerca da duração dosensaios levaram à proposição de um controlesobre a influência da temperatura nosresultados obtidos. Um sistema de avaliaçãode temperatura formado pelo termômetroTesto 177 foi montado, controlando atemperatura ambiente e a temperatura nocorpo de prova. Esta última, foi monitoradapor sensor de captação térmica em chapa,que se localizava a 3 cm do local de aquisiçãodos sinais.Previamente à experiência, ambos ossistemas ultra-sônicos foram ligados(aproximadamente 30 minutos antes de suaoperação) a fim de evitar possíveisimprecisões decorrentes de aspectoseletrônicos.Iniciada a experiência, o primeiro conjuntode sinais aquisitados nos sistemas “Sonic1200” e “U.S.Portátil” utilizou o transdutorna polarização transversal. Concluído esteprocesso, imediatamente repetiu-se oprocedimento utilizado, agora porém, como transdutor na polarização longitudinal. Nosdois processos foram coletados 20 (vinte)sinais em cada sistema, de acordo com asconfigurações do sistema U.S.Portátil, 1(um)sinal é a representação de uma media de100 (cem) sinais.Os dados obtidos no sistema “Sonic 1200”foram analisados “a posteriori” por meiodo software “Atraso V9” desenvolvido pelaequipe do LABUS-IEN. Foi utilizado um fatorde interpolação 4, ou seja, a cada doispontos gráficos, acrescenta-se três outrospontos a fim de otimizar a qualidade do sinal.A utilização deste fator de interpolação foideterminada devido a sua eficiência jácomprovada em outros projetos e por suamenor demora nos processamentos.Os dados obtidos no sistema U.S.Portátil são“instantaneamente” analisados com umfator de interpolação 16, ou seja, a cadadois pontos gráficos acrescenta-se 15 outrospontos. A versatilidade na análise dos sinaisé uma das grandes motivações para a futurautilização deste sistema.

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Cabe citar que ambos os processamentosde sinais, utilizaram a técnica matemáticade correlação cruzada, fornecendo precisãoaos valores encontrados para o tempo depercurso da onda. Ainda, neste primeiroensaio foi requisitado a um estatístico, umparecer sobre os resultados.O segundo ensaio foi realizado no institutoCETEC-Solda localizado no bairro de Vila-Isabel, cidade do Rio de Janeiro. Consistiudo carregamento em tração, uniaxial, dedois corpos de prova para verificar acapacidade do sistema U.S.Portátil dedetectar estados de tensão e deformaçãono material, habilitando-o para seu empregoem campo. Os corpos utilizados para realização doensaio foram duas tiras de aço classificaçãoAPI X-70 de um tubo fabricado pelo processoUOE-SAW. Os corpos de prova sofreramcarregamento de natureza trativa unixiaxial,aonde as cargas impostas aos corpos foramestipuladas após o cálculo dos seus limitesde escoamento. As dimensões do primeirocorpo de prova a ser testado eram 12,54 x50,00mm, e do segundo corpo de provaeram 12,50 x 50,00mm. Cada ensaio tevea duração aproximada de uma hora e atemperatura ambiente foi de 22ºC.A metodologia utilizada nestes ensaios foisemelhante àquela adotada no primeiroensaio, com duas nuances: a freqüência daonda cisalhante incidente foi de 5MHz e aaquisição de sinais ultra-sônicos ocorreu empontos diferentes do material para cada umdos diferentes sistemas ultra-sônicos. Estaúltima diferença implica na não-obrigatoriedade da igualdade dos resultados,uma vez que foram utilizados operadoreshumanos distintos para cada sistema ultra-sônico, além é claro, de se tratar daavaliação de pontos próximos, porémdistintos e que possuem uma característicaintrínseca própria.

RESULTADOS

Os resultados obtidos no primeiro ensaiomostram que no sistema Sonic 1200,encontramos uma diferença máxima de 4ns(nanosegundos) para os tempos napolarização longitudinal e uma diferença de2ns (nanosegundos) para os tempos napolarização transversal, enquanto nosistema U.S.Portátil, encontramos umadiferença máxima de 0,6ns (nanosegundos)para os tempos polarização longitudinal euma diferença de 0,7 ns para os tempos napolarização transversal. Estatisticamente, osdois aparelhos produzem medidas

divergentes, tanto no conceito de precisão(variância), quanto nos valores médios aníveis de significância bastantes seguros(muito inferiores a 0,1%). Entretanto,conclui-se que esta divergência deve-se àmaior precisão do sistema U.S.Portátil emrelação ao outro sistemaOs resultados obtidos no segundo ensaiomostram que para os dois corpos de provatracionados uniaxialmente houvecompatibil idade entre os resultadosapresentados pelos sistemas ultra-sônicos.Essa compatibilidade expressou-se pelovalor aproximado encontrado nas constantesacustoelasticas levantadas em cada ensaio(1,7E-07). A constante acustoelástica estárelacionada com a birrefringencia acústica(matematicamente representada peladiferença normalizada entre os tempos depercurso da onda em duas polarizações) comas cargas aplicadas, O equipamentoU.S.Portátil demonstrou aindar apresentarsensibilidade à presença de tensões nomaterial.

CONCLUSÕES

O sistema U.S. Portátil encaminha-se parase tornar uma ferramenta fundamental emalguns estudos não-destrutivos envolvendoa técnica ultra-sônica, aonde a precisão (naordem de nanosegundo), a velocidade deprocessamento e a praticidade defuncionamento em campo, são fatoresindispensáveis.


[1]Dieter, G. E., “Mechanical Metallurgy”,McGraw-Hill Book Co., London, 1988[2]Rose, J. L., “Ultrasonic Waves in SolidMedia”, Cambridge University Press, UK,1999[3]Bittencourt, Marcelo de Siqueira Queiroz;Payão Filho, João da Cruz ; Pinheiro, MarcosAurélio de Andrade ; LAMY, Carlos Alfredo .Medida de Tempo de Percurso da Onda Ultra-Sônica para Avaliação de Tensões.[4]Bittencourt, Marcelo de Siqueira Queiroz;Payão Filho, João da Cruz ; Ortega, LintonPatricio Carvajal ; Lamy, Carlos Alfredo .Obtenção de Constantes Elásticas por Ultra-som em Meios Isotrópicos e LevementeOrtotrópicos.

APOIO FINANCEIRO

CNPq

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Avaliação das propriedades de membranas de nanofiltraçãosulfonadas

Tatiane de Lima Caldas da Silva, Edna Teresa Ruas Bastos e Celina C. R. BarbosaInstituto de Engenharia Nuclear – IEN

INTRODUÇÃO

Nos processos de separação por membranas(PSM), utiliza-se uma membrana que atuacomo barreira que separa duas fases,restringindo a passagem total ou parcial deuma ou várias espécies presentes nasfases [1].Os PSM são diferenciados pela força motrizempregada para o transporte doscomponentes através da membrana. Um dostipos de força motriz é a diferença depotencial químico que pode ser expressa emtermos de gradiente de pressão entre os doislados da membrana (microfiltração,ultrafiltração, nanofiltração e osmoseinversa). Além do gradiente de potencialoutro fator importante nos PSM é amorfologia da membrana, que determina omecanismo de separação e, portanto suaaplicação. As membranas utilizadas noprocesso de nanofiltração (NF) sãodenominadas membranas compostas, poissão constituídas de 2 camadas: uma peledensa responsável pela seletividade, que ésuportada em uma subcamada porosa. Omecanismo de separação de partículas nesteprocesso, pode ocorrer por uma combinaçãoentre dois efeitos: exclusão por tamanhoque está diretamente relacionada com ostamanhos do permeantes e dos porossuperficiais da membrana, e as interaçõeseletrostáticas promovidas por efeito decargas elétricas na superfície da membrana.Normalmente, a rejeição de moléculas não-carregadas eletricamente é separadasomente pela exclusão por tamanho,enquanto que a rejeição das espécies iônicasé influenciada também pelas interaçõeseletrostáticas [2].

OBJETIVO

Nesse trabalho, avaliou-se o desempenho demembranas anisotrópicas compostas compele densa, à base de polisulfona sulfonada(SPSU) com 50% de grau de sulfonação ecomo suporte utilizou-se poli(éter-sulfona)(PES). A avaliação das membranas foi

realizada através das propriedades detransporte, tais como: fluxo permeado,permeabilidade hidráulica e rejeição aos íonsamônio.

METODOLOGIA

As membranas anisotrópicas compostasforam obtidas pela técnica de espalhamentoconsecutivo de duas soluções poliméricas(soluções A e B) util izando N,N-dimetilacetamina (DMA) como solvente, emdiferentes condições (Tabela 1). A soluçãoA foi preparada com SPSU/DMA (1,8/10,2p/p) para se utilizada como a pele; e asolução B preparada com PES/SPSU/DMA (8/2/40) foi empregada como suporte. Nestatécnica a solução do suporte é vertida emuma placa de vidro e espalhada com auxíliode uma faca de inox. Imediatamente apósesta etapa, a solução da pele é vertida eespalhada sobre a primeira, utilizando facade inox com espessura de espalhamentomaior, seguida de etapa de evaporação dosolvente por 12 segundos e imersão embanho de metanol.

TABELA 1: Condições de Preparo das MembranasAnisotrópicas Compostas por EspalhamentoConsecutivo

Para avaliar as propriedades de transportedas membranas obtidas utilizou-se célula deultrafiltração, modelo AMICON, comcapacidade máxima operacional de 5 bar.As permeabilidade hidráulicas (PH) dasmembranas foram determinadas através demedidas do fluxo permeado da água paraas pressões de 5, 4, 3, 2, e 1 barrespectivamente, sendo calculada pelocoeficiente angular da equação da reta obtida

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no gráfico fluxo permeado x pressão. Aseletividade das membranas foi avaliada pelarejeição aos íons amônio utilizando soluçõesde NH4Cl e (NH4)2SO4 nas concentrações emtorno de 100ppm e 300ppm respectivamente.Os íons amônio foram determinados pelométodo de Nessler [3].

RESULTADOS

Podemos observar (Tabela 2) que atemperatura do banho de imersão teveinfluência significativa nas propriedades detransporte das membranas. A membrana J-15 apresentou os maiores valores de fluxo,permeabilidade e rejeição aos íons amônio.Por outro lado, a membrana J-32 apresentouos menores valores de fluxo permeado e PH,mas apresentou maior rejeição do que amembrana J-33. Para todas as membranaspodemos observar que os íons amônioprovenientes do sal de sulfato, foram maisrejeitados do que os provenientes do sal decloreto. Isto certamente está diretamenteligado ao mecanismo de separação demembranas de NF, ou seja, neste tipo demembranas quanto maior a carga e/ou otamanho do íon maior é a rejeição do íonpela membrana.

TABELA 2- Resultados das Propriedades deTransporte das Membranas Testadas

CONCLUSÕES

As membranas preparadas com SPSU nacamada densa apresentaram seletividade aotransporte de íons.No transporte de soluções salinas tanto otamanho do íon como a carga tem influênciadireta nos valores de rejeição dasmembranas de NF.


[1]Mulder, M.; “Basic Principles of MembraneTechnology”; Kluwer Academic Publisher (2ºedição), 1991.[2] Schafer, A.I.; Andritsos, N.; Karabelas,A.J.; Hoek, E.M.V.; Schneider, R.; Nystrom,M.; “Nanofiltration: principles andapplications”; Elsevier Ltda, 2005.[3] Nessler ASTM Standard: D 1426-93.

APOIO FINANCEIRO

CNEN/PROBIC

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Caracterização da morfologia e avaliação da resistência àcompactação de suportes utilizados em membranas

poliméricas para uso em nanofiltração

Thiago da Silva Braga, Lucinda Fernandes da Silva e Eliane Pavesi SoaresInstituto de Engenharia Nuclear- IEN

INTRODUÇÃO

A membrana de nanofiltração (NF) é denomi-nada de membrana composta porque é cons-tituída de duas camadas: um suporte poroso(membrana de ultrafiltração) e uma camadadensa e fina (membrana não porosa). A ca-mada densa é responsável pela seletividadee o suporte confere resistência mecânica aoconjunto.Como a membrana de NF é operada a altaspressões é necessário que ela apresente ele-vada resistência à compactação, ou seja, amembrana não pode se deformar, pois do con-trário pode haver colapso dos poros alteran-do a morfologia da membrana. Para isto énecessário a obtenção de suportes com es-trutura de poros interconectados na seçãotransversal.

OBJETIVO

Estudar a morfologia da seção transversal demembranas poliméricas sintetizadas, e avali-ar a resistência à compactação dessas mem-branas, para serem utilizadas como suportede membranas para uso em processos denanofiltração.

METODOLOGIA

A microscopia eletrônica de varredura (MEV)foi a técnica utilizada para caracterizar amorfologia das membranas, permitindo obser-var a estrutura da seção transversal dasmesmas. As membranas foram fraturadas emmeio de nitrogênio líquido e recobertas comouro em um metalizador, sendo observadasem microscópio eletrônico de varredura JeolJXA modelo JSM-56 10 LV. Através das análi-

ses de MEV, foi avaliada a influência da com-posição do banho de precipitação nas mem-branas obtidas. Foram avaliados 3 suportessintetizados (S-05, S-07, S-09), e uma mem-brana de ultrafiltração comercial, PW-20 K /Osmonics. A Tabela 1 mostra a composição econdições de preparo desses suportes.

TABELA 1. Composição das membranas sinte-tizadas (tempo de exposição de 10 minutos

A resistência à compactação das membra-nas foi acompanhada pela variação do fluxopermeado, nas pressões de 5, 20 e 30 barem um sistema de nanofiltração do fabrican-te Flutrol. As determinações do fluxopermeado foram feitas em triplicatas em to-dos os experimentos.

RESULTADOS

A figura 1 apresenta as fotomicrografias dasseções transversais das membranas sinteti-zadas, preparadas com a mistura de poli-éter-sulfona (PES), poli-vinil-pirrolidona (PVP) edi-metil-acetamida (DMA), e da membranacomercial. Observa-se a presença demacroporos próximo a superfície das mem-branas S-05 e S-07, já a S-09 apresentaestrutura com poros totalmenteinterconectados, sem macroporos.

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Figura 1. Micrografias da seção transversal dasmembranas preparadas com a razão PES/PVP/DMA: 15/6/79, aumento 500X

A tabela 2 mostra os resultados de fluxopermeado das membranas testadas em célu-la de nanofiltração nas pressões escolhidas.Para efeito de comparação foram realizadosos mesmos experimentos com a membranacomercial de ultrafiltração da Osmonics (PW).Como era esperado, observa-se o aumentode fluxo permeado proporcionalmente ao au-mento da pressão para todas as membranas,no intervalo entre 5 e 20 bar. Quando a pres-são foi aumentada para 30 bar, as membra-nas apresentaram comportamento diferenci-ado.

TABELA 2. Variação do Fluxo Permeado das Mem-branas de Ultrafiltração (média de 3 determi-nações)

CONCLUSÕES

As fotomicrografias obtidas evidenciaram oefeito do banho de precipitação na formaçãoda estrutura da membrana, diminuindo a ve-locidade de precipitação do polímero tornan-do a estrutura da membrana mais homogê-nea (membrana S-09). Dentre os tipos debanho avaliados, o de Metanol (10°C) foi oque apresentou melhor resultado. Os resul-tados de fluxo permeado obtidos para ossuportes sintetizados, confirmam a influên-cia do tipo de estrutura na resistência àcompactação das membranas. Assim, a mem-brana S-09 apresentou o menor fluxopermeado, não apresentando diminuição como aumento da pressão.


[1] Mulder, M., Basic Principles ofMembrane Technology, Kluwer AcademicPublisher, 1991.[2] Cheryan, M., Ultrafiltration andMicrofiltration Handbook, TechnomicPublishing Company, Inc., 1998.

APOIO FINANCEIRO

PIBIC/CNPq

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Extração do urânio do colofanito via solventes orgânicos

Valeria A. L. Ribeiro, Glória Regina S. Wildhagen e José Waldemar S. D. CunhaInstituto de Engenharia Nuclear - IEN

INTRODUÇÃO

O fósforo é um elemento essencial para anutrição de plantas e animais e para oorganismo como um constituinte de ossos edentes, assim como, em muitos processosmetabólicos de carboidratos, gorduras eproteínas. O ácido fosfórico é usado paraacidificar alimentos e refrigerantes como osde cola, no fabrico de fertilizantes entreoutros [1].A matéria-bruta para a produção defertilizantes de fosfatos é a rocha fosfática.Todas as rochas fosfáticas existentes nomundo contêm um certo teor de elementosradioativos, mas geralmente em baixosvalores. Os principais são urânio, tório eradônio. Quando a rocha fosfática contémum alto teor de urânio, o elemento pode serrecuperado como um sub-produto durantea produção de ácido fosfórico, geralmentepor um processo de extração por solvente[2,3].As reservas brasileiras de rochas fosfáticassomam um montante de 406 milhões detoneladas de toneladas de P2O5representando 1% do total da reservamundial. A jazida de Itataia, localizada nocentro-norte do estado do Ceará, municípiode Santa Quitéria, é de natureza fósforo-uranífera, ocorrendo sob a forma decolofanito uranífero. Este colofanito contémcerca de 1800 ppm de U3O8 e 140 ppm deThO2, sendo que as reservas são de 13,8milhões de toneladas de P2O5 e 142.000toneladas de U3O8, o que corresponde à 3,4e 47% das reservas do Brasil,respectivamente[4].Embora a jazida de Itataia seja a maiorreserva de urânio brasileira, sua viabilidadeeconômica é dependente da exploração dofosfato associado. Isso significa que aextração de urânio está condicionada àprodução de ácido fosfórico – insumoutilizado na produção de fertilizantes.[5]

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho é avaliar o empregode possíveis extratantes, e as combinações

entre eles, para a recuperação do urâniocontido no minério Colofanito, umafluorapatita, que possui em sua jazidalocalizada em Itataia-CE, um teorconsiderável de urânio associado ao fosfato,via extração liquido-líquido.

METODOLOGIA

A lixívia do colofanito da jazida de Itataia/CE foi fornecido pela INB (IndústriasNucleares do Brasil) detentora dos direitosde exploração e mineração da jazida. Estaé preparada através do processo por viaúmida pelo ataque do ácido sulfúrico (H2SO4)ao concentrado-fosfático. A lixívia,proveniente deste processamento, possuiuma coloração esverdeada e contém asseguintes concentrações médias: [H3PO4] =5,04 mol.L-1; [HF] = 0,67 mol.L-1; [U] =1,61 g.L-1; [Th] = 182 ppm; [Fe] =11,94g.L-1; [Ca] = 1,40 g.L-1; [H2SO4] = 0,002mol.L-1; [Al] = 4,70 g.L-1; [Mg] = 4,04 g.L-1;outros metais em menor quantidade comoMn, Sr, Y e Zr.Os ensaios foram feitos empregando-se osseguintes solventes: DEHPA, EHPA, CYANEX272 e TOPO e sistemas de solventesenvolvendo misturas entre eles. O diluenteutilizado foi o querosene EXXOL S-100. Aextração foi feita utilizando-se uma razãode fases FA/FO = 1, sendo volume dasalíquotas igual a 20mL. O tempo de extraçãofoi de 5 minutos com agitação mecânica.Após separação das fases os volumes de FAe FO foram medidos. Na FA, os teores deurânio e ferro (por fluorescência de Raio-X), tório (por espectrofotometria com TOPO/AZO III) e ácido fosfórico (por titulaçãopotenciométrica utilizando eletrodo de vidrocombinado com eletrodo de referência Ag/AgCl) foram analisados a fim de calcular oD (coeficiente de distribuição) de cadaespécie segundo a equação:

(1)

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onde: C = concentração; V = volume; raf =rafinado (lixívia); aq. = aquosa; org. =orgânica e y = a espécie de análise emquestão.

RESULTADOS

Após extração, separação e análise dasespécies envolvidas na FA, o D foi calculadoe o resultado obtido pode ser visto na tabela1.

TABELA 1. Valores de D para Cada Espécie nosSistemas de Solventes Testados

Tendo em vista os resultados obtidos, ossistemas de solventes DE4040 e DTO4010foram os que obtiveram melhores resultadoscom alto valor de D para urânio e baixo parao restante das espécies, indicando serembons sistemas de extratantes para o metal.


[1] Portal www.chemicalland21.com,acessado em novembro/2005[2] Zapata, F.; Roy, R.N. – Use of PhosphateRocks of Sustainable Agriculture – Fertilizerand Plant Nutrition Bulletin 13 – Food andAgriculture Organization of the UnitedStates, Rome, 2004.[3] Bruno, J.B.; Santos, A.T., Benedetto, J.S.– Estudo de concentração física de umarocha fosfática/feldspática contendo urânio– VII Encontro Nacional de Tratamento deMinérios, Recife, Novembro 1980.[4] Fukuma, H.T.; Fernandes, E.A. De Nadai;Quinelato, A.L. – Natural radionuclide-freephosphoric acid production – Journal ofRadioanalytical and Nuclear Chemistry, vol.257, nº1, 2003, p.117-121.[5] Portal www.inb.gov.br, acessado emoutubro/2005.

APOIO FINANCEIRO

INB

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Sulfonacão de polissulfonas

Vanessa B. da C. Carvalho, Jaciara C. da Silva e Edna T. R. BastosInstituto de Engenharia Nuclear – IEN

INTRODUÇÃO

As polissulfonas (PSU) pertencem à classedos polímeros termoplásticos e são formadospor dois monômeros: bisfenol- A edifenilsulfona (Figura 1).

Figura 1: Estrutura da polissulfona

As principais propriedades [1] daspolissulfonas são: excelente resistênciamecânica, boa estabilidade térmica (de-50até 170º C), resistência aos raiosultravioleta, alta resistência a hidrólise e aoxidação e boas características de isolamentoelétrico.As PSU têm sido usadas na fabricação demembranas assimétricas, além disso, nafabricação de resinas [2] que se destinama: construção de peças e equipamentos nasengenharias automotiva e elétrica, eequipamentos médicos e domésticos.As modificações químicas feitas na PSU têmcomo objetivo principal aumentar suaafinidade pela água, melhorando assim assuas propriedades como suporte demembranas de purificação da água [3].Este trabalho de pesquisa consiste no estudoda modificação química da PSU, porsulfonação da cadeia, utilizando comoreagente sulfonante o trimetilsil i lclorosulfônico [4] em condições moderadaspara minimizar a degradação polimérica.Foram investigadas diversas condiçõesreacionais para a sulfonação da PSU taiscomo: tempo de reação, temperatura dereação e, razão molar entre a PSU e oreagente.

OBJETIVO

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

METODOLOGIAA sulfonação da polissulfona (SPUS) foi feitaatravés da reação da PSU (previamente secaem estufa a vácuo por 15 hs a 60ºC), com oreagente sulfonante trimetilsil i lclorosulfônico [(CH3)3SiSO3Cl].Foi utilizado como solvente o dicloro-etano(previamente seco com sulfato de cálcio edestilado), mantendo-se o ambientereacional inerte com o gás argônio emdiferentes razões molares e temposreacionais (Tabela 1).Depois do tempo determinado, o produtoformado foi extraído com MeOH gelado efiltrado a vácuo. Em seguida o produto foilavado com excesso de MeOH, eposteriormente seco na estufa a vácuo por24 hs a 80ºC.

RESULTADOS

O grau de sulfonação (GS) foi analisadoquantitativamente pela técnica de titulação.Utilizou-se como solução titulante o NaOH0,1 N e como solução titulada a PSU + N-metil pirrolidona (NMP) + fenolftaleína.Foi realizado um estudo para avaliar ainfluência da razão molar entre o reagentee PSU, e do tempo reacional no GS obtido.Os resultados deste estudo estão na Tabela1 e na Fig. 2 a seguir:

Tabela 1: Condições utilizadas na reação desulfonação e grau de sulfonação obtido

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Figura 2: Razão molar x Grau de sulfonação

CONCLUSÕES

A partir da análise da tabela 1 e da Fig. 2,podemos observar que o GS é diretamentedependente tanto da razão molar entre PSUe reagente como do tempo reacional. Alemdisso, observamos que a razão molar temmaior influência do GS obtido, o que podeser comprovado pelos resultados do GSobtido para a reação de 5 hs com razão 2,0que teve maior GS.Nos próximos trabalhos, estudaremos ainfluência da cinética da reação desulfonação das PSU no GS obtido. Esteestudo será realizado através da variaçãodo tempo de adição do reagente no meioreacional, fixando tanto o tempo reacionalcomo a razão molar entre o reagente e opolímero.


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

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Influência da temperatura nas propriedades magnéticas deimãs obtidos via HDDR

Bruno Gomes Coelho e Hidetoshi TakiishiInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

Com a finalidade de diminuir o custo doprocesso de fabricação, vem sendo utilizadoo processo HDDR para a obtenção de ímãspermanentes. Neste processo a etapa desinterização do pó é eliminada, e o ímã éconsolidado com resina [1]. Sendo assim, otempo de processamento diminui semreduzir consideravelmente sua performance.Esses ímãs encontram-se em um estágioinicial de comercialização, porém, estudosvêem sendo realizados para que se possaaprimorar esse processo.O processo de hidrogenação, desproporção,dessorção e recombinação (HDDR) consisteem aquecer, sob determinada condições, aliga em atmosfera de hidrogênio [2].

OBJETIVO

Esse trabalho tem como objetivo prepararímãs permanentes de terras raras e metaisde transição utilizando o processo dehidrogenação, desproporção, dessorção erecombinação (HDDR). Esses ímãs serãocaracterizados magnética emicroestruturalmente e, serão estabelecidascorrelações entre as propriedades dos ímãse seus respectivos processos de fabricação.

METODOLOGIA

Neste trabalho serão preparados ímãspermanentes via HDDR utilizando ligas àbase de Praseodímio-Ferro-Boro, são elas:Liga 1 - Pr14Fe80B6; Liga 2 - Pr14Fe79,9B6Nb0,1.As ligas serão submetidas a um tratamentotérmico e caracterizadasmicroestruturalmente e na seqüência serárealizado o processo HDDR.Na etapa de hidrogenação a liga absorvehidrogênio (temperatura ambiente até100ºC). O aquecimento continua até umadada temperatura (700-900ºC) onde ocorrea reação de desproporção. Na etapa dedessorção e recombinação, a temperaturairá variar de 800 a 900ºC, estudando assim

a influência da temperatura nas propriedadesmagnéticas e correlacionando-as com amicroestrutura desses ímãs.

RESULTADOS

As ligas foram submetidas a um tratamentotérmico de 20 horas a uma temperatura de940ºC para eliminação do ferro livre. Emseguida foi realizado o processo HDDR paraobtenção do pó. Os imãs foram moldados ecaracterizados magneticamente, obtendoassim as curvas de desmagnetização, queno caso das Figuras 1 e 2 são as curvas commelhores propriedades magnéticas para asrespectivas ligas.

Figura 1: Curva de desmagnetização(Remanência x Coercividade Intrínseca) do ímãa base de Pr14FebalB6 para uma temperatura de820ºC

TABELA 1 – Propriedades magnéticas dos ímãsde Pr14FebalB6 para cada temperatura final deprocesso

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Figura 2: Curva de desmagnetização(Remanência x Coercividade Intrínseca) do ímãa base de Pr14FebalB6Nb0,1 para uma temperaturade 820ºC.

TABELA 2: Propriedades magnéticas dos ímãs dePr14FebalB6Nb0,1 para cada temperatura final deprocesso.

CONCLUSÕES

O laboratório e os equipamentos nelepresentes ofereceram a estrutura adequadapara a realização dos experimentos,proporcionando assim o desenvolvimento dotrabalho.O imã de Pr14FebalB6 (Liga 1)preparado viaHDDR com uma temperatura final de 820ºC,apresentou boas propriedades magnéticas,comparado com os imãs preparados comoutras temperaturas.O imã de Pr14FebalB6Nb0,1 (Liga 2) preparadovia HDDR com a temperatura de 820ºCapresentou melhor remanência enquantoque melhor coercividade foi obtido para atemperatura de 840ºC.


[1] FARIA, R. N.; LIMA, L. F. C. P.; Introduçãoao Magnetismo dos Materiais, p. 88-95.2005.[2] TAKIISHI, H; Tese de Doutorado, IPEN,2001.

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Estudo e análise de partículas suspensas na atmosfera comum sistema LIDAR e correlação com eventos de inversão

térmica

Caio Alencar de Matos e Eduardo LandulfoInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

A poluição concentra-se na parte mais baixada troposfera que é a chamada CamadaLimite Planetária. Esta pode ser definidacomo a camada que pode ser alteradasignificativamente por fenômenos queacontecem no solo em intervalo de temponão muito longo.A camada limite pode ser dividida embasicamente três camadas, sendo estas acamada de mistura, que existepredominantemente durante o dia, a camadaresidual e a camada noturna, que existempredominantemente durante a noite [1].Neste trabalho realiza-se medidas dematerial particulado e aerossol, utilizandouma técnica de sensoriamento remoto comlaser, a qual é chamada de LIDAR (LightDetection and Ranging), sendo esta similarà técnica de radar.Esta técnica possibilita a obtenção de dadosdo perfil vertical do coeficiente deretroespalhamento e do coeficiente deextinsão de aerossol, sendo assim tem-sedados da distribuição de aerossol pela altura.

OBJETIVO

O objetivo desta parte do trabalho é utilizaros dados obtidos do sistema LIDAR, e a partirdeles, chegar a um método automatizadode análise, para a determinação da camadade mistura, que mais se adeque as nossasexigências, testando-se assim inúmerosmétodos.

METODOLOGIA

Assim foram feitos inúmeros métodos como intuito de analisar o sinal obtido peloLIDAR.Entre estes métodos, um dos que até estemomento se adequou bem às nossasexigências é o método no qual consiste emcalcular o logarítimo neperiano de cada sinalretroespalhado em função da altura, e entãoa partir do gráfico da derivada em função

da altura, encontra-se a camada de misturano ponto de menor derivada.Foi feito um programa no ambiente Labviewpara implementar o procedimento descritoacima e gerar um gráfico (figura 1). Nestafigura observa-se dois gráficos, o localizadoacima nos mostra a altura pelo tempo e ascores indicam a intensidade do sinal, já ográfico abaixo mostra a variação da alturada camada de mistura, a qual foi obtidacomo descrito acima.Outro método o qual está sendo testado, éo método no qual aproxima-se uma funçãode retroespalhamento idealizado [3](equação 1) aos nossos dados, sendo seusparâmetros tirados a partir dos dadoscoletados.Na equação 1, B(z) é o perfil deretroespalhamento idealizado, Bm é a médiado coeficiente de retroespalhamento nacamada de mistura, Bu é a média docoeficiente de retroespalhamentoimediatamente acima da camada demistura, zm é a altura da camada de misturas é a espessura da camada deentranhamento. A função erf é uma funçãoerro (equação 2). Para gerar a equação 1foi utilizado o programa Mathematica.

B(z)=(Bm-Bu)/2–[(Bm-Bu)/2] erf((z-zm)/2) (1)

Erf[z0,

z1

]= (2)

RESULTADOS

Utilizando o método no qual se calculavaderivada do logaritmo, fez-se inúmerasanálises dos dados, tendo resultadossatisfatórios quanto a altura da camada demistura. A Fig. 1 representa as medidas dodia 10/09/2004, que teve suas medidascomeçadas as 09:18h. O gráfico abaixomostra a variação temporal da camada de

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limite, que se comparada à análise visual écompatível.

Figura 1: Figura referente ao dia 10/09/2004,começando as suas medidas às 09:18h

A Fig. 2 representa o gráfico da equação 1,nesta foram utilizados dados idealizados [3]considerando então Bu=2, Bm=10,zm=500m e s=100m. Neste caso obtém seentão um gráfico idealizado do sinalanalisado.

Figura 2: Função de retroespalhamento idealizada

De todos os métodos até agora utilizados oque mais se adequou as nossasnecessidades foi o método da derivada dologaritmo. Porém a partir do outro métodopode-se ajustar uma curva doretrosespalhamento em função da altitudea uma função idealizada dos dados coletadose implementar um método computacionalpara a determinação da altura da camadade mistura, como para determinar a alturada camada limite.


[1] Roland B. Stull, An Introduction toBoundary Layer Meteorology, 1998.[2] Estudo do perfil vertical de aerossóisna troposfera utilizando a técnica de LIDAR,Tese de Mestrado, Renata Fernandes deSouza, 2004.[3] D.G. Steynsa, M. Baldi, R.M. Hoff, TheDetection of Mixed Layer Depth andEntrainment Zone Thickness from LidarBackscatter Profiles.

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Análise de soro sangüíneo humano pelo método deativação com nêutrons

Cecília Egami Trindade e Mitiko SaikiInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN

INTRODUÇÃO

As determinações de elementos traço em sorosanguíneo têm sido de grande importânciapara o estudo das funções dos elementos noorganismo humano bem como para uso nadiagnose de doenças, intoxicações eavaliação do estado nutricional. Além disso,valores de referência para concentrações deelementos em soro da população brasileirasão bastante escassos.

OBJETIVO

Aplicar o método de análise por ativaçãoneutrônica à determinação dos elementosBr, Ca, Cl, Fe, Na, Rb, Se e Zn em sorosanguíneo para comparação com os valoresda literatura. Para o controle da qualidadeanalítica foi analisado o material dereferência IAEA-13 Animal Blood.

METODOLOGIA

Amostras de sangue coletadas na Faculdadede Medicina da USP de seis indivíduos foramsubmetidas à centrifugação e os sorosobtidos foram liofilizados. Uma série decuidados foi tomada para evitar acontaminação da amostra durante a coleta.A Figura 1 mostra coleta realizada usandotubo da marca BD Vacutainer sem aditivos.No processo de liofilização foi verificada umaperda média de 91%. Para análise, cerca de180 mg de soro seco foram irradiados noreator nuclear IEA-R1 juntamente com ospadrões de elementos. Foram realizadasirradiações de 15 segundos e 16 horas sobfluxo de nêutrons térmicos da ordem de4x1012 n cm-2 s-1. As medições das atividadesgama da amostra e padrão foram realizadasusando um detector de Ge hiperpuroacoplado a um espectrômetro de raios gama.Os radioisótopos formados foramidentificados pela meia vida e energias deraios gama e as concentrações doselementos foram calculadas pelo métodocomparativo.

Figura 1. Material utilizado na coleta de sangue.

As concentrações médias dos elementosobtidas para o material de referência IAEA-13 Animal Blood da Tabela 1 indicam umaboa concordância com valores do certificadoe uma boa precisão dos resultados comdesvios padrão relativo variando de 3,2 a9,8%.Na Tabela 2 estão as médias dasconcentrações de elementos obtidos no sorosanguíneo e estes resultados estão dentrodas faixas dos valores publicados ou em usonos laboratórios clínicos.

Tabela 1. Concentrações dos elementos nomaterial de referência certificados AnimalBlood

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Tabela 2. Médias das concentrações doselementos em soro sanguíneo

*Valores de referência em uso noslaboratórios de análises clínicas

CONCLUSÕES

Pelos resultados obtidos concluiu-se aviabilidade do uso do procedimento aplicadona análise elementar de soro sanguíneo.


[1]Miura, Y.; Nakai, K.; Sera, K. e Sato, M.,Nucl. Instr. Meth. Phys. Res.B, 150, 218-221, 1999.[2]Jensen, E.; Ruilian, L.; Dehlin, O.;Hagberg, B.; Samuleson, G. e Svenssson,T. Arch. Gerontol. Geriatr., 22, 71-80, 1996.[3]Saiki, M.; Sumita, N. M.; Jaluul,O.;Sobreiro, I. F.; Jacob Filho W. eVasconcellos, M.B.A., J. Radioanal. Nucl.Chem., 269, 665-669, 2006.[4]Tietz, N. W., Clinical Guide to LaboratoryTests, Saunders Company, Philadelphia,1995.

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Crescimento do cristal semicondutor de brometo de táliopara aplicação como detector de radiação

Celso Leonardo Veiga e Margarida Mizue HamadaInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

Materiais semicondutores com energia debanda proibida larga (1.35 a 2,7eV) temdespertado interesse para serem utilizadoscomo detectores semicondutores de radiaçãoque operam a temperatura ambiente. Obrometo de tálio (TlBr) mostra-se promissorpara essa aplicação, tem um númeroatômico efetivo alto (ZTl=81 e ZBr=35), altadensidade (7,5g/cm3) e resistividade(1012Ωcm) e energia de banda proibida de2,7eV. Cristaliza em uma estrutura cristalinacúbica e funde congruentemente à 480ºC[1,2].Embora a maior parte dos métodos para apreparação do cristal de TlBr seja conhecida,ainda existe muita dificuldade no preparode amostras com alta pureza. Odesempenho e a utilização de compostossemicondutores para aplicação comodetectores de radiação é geralmente limitadopela qualidade do material usado para afabricação destes detectores. A altaconcentração de níveis profundos dearmadilhas dos portadores de carga é a maisfreqüente causa da baixa eficiência emmateriais semicondutores com energia debanda proibida larga. As armadilhas para osportadores de carga elétrons e lacunasprovém de duas origens: impurezasextrínsecas e defeitos na estrutura cristalina[1,2].

OBJETIVO

O objetivo do trabalho é o crescimento decristais semicondutores de brometo de tálio(TlBr) com pureza adequada para a aplicaçãocomo detector de radiação.

METODOLOGIA

A técnica empregada para o crescimento decristais de TlBr foi o método de Bridgman,que consiste na completa fusão de todo omaterial constituinte do cristal num cadinho(tubo de quartzo), dando-lhe as dimensões

desejadas, e deslocando- o ao longo de umgradiente de temperatura adequado para seuresfriamento, formando núcleos cristalinos(nucleação).Previamente, o cadinho (tubo de quartzo)foi lavado com uma solução de Extran MA02 Neutro e tratado quimicamente com umasolução de ácido fluorídrico (HF) a 5 %. Emseguida o cadinho foi tratado a umatemperatura de 150 ºC a vácuo (10-6 Torr)durante 24 horas. Na etapa posterior o salde TlBr foi colocado no tubo, à 10-6 Torr etemperatura de 250a 300ºC, foi mantidodurante 24 hs para sua desumidificação.O processo de crescimento de cristais pelométodo de Bridgman foi realizado utilizando16,96g de sal de TlBr (Merk), em um fornovertical de duas zonas, mantidasinicialmente a um gradiente de temperaturade 500 ºC até a completa fusão de todo omaterial contido no cadinho posicionado nazona quente, e em seguida deslocado entreas zonas a uma velocidade de 2 mm/h,com o auxílio de um motor de correntecontínua sob um gradiente de temperaturade cristalização de 14ºC/h. Cerca de 72 hsapós o início do crescimento, a temperaturado forno foi reduzido gradativamente a umataxa de 20 ºC/h.Com o intuito de reduzir as impurezasrepetiu-se o crescimento do cristal repetidasvezes. Esta remoção está intrinsecamenteligada ao coeficiente de segregação efetivo(k). Quando k<1, a região inicial do materialsolidificado será mais pura. Quando k>1, aregião final do material solidificado será maispura. Já quando k =1, a impureza sedistribuirá de maneira uniforme ao longo domaterial solidificado [1].

RESULTADOS

O cristal obtido no primeiro crescimentoapresentou uma coloração amarelatranslúcida com uma camada enegrecida nofinal do crescimento, como pode serobservado na Fig. 1. Este resultado éesperado, devido as impurezas tenderem a

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depositar-se no final do processo decrescimento, devido ao fenômeno desegregação.

FIGURA 1 – Cristal obtido no primeiro crescimento

Para o segundo crescimento, a regiãoenegrecida foi removida, e procedeu-se ocrescimento, utilizando somente a regiãolímpida e transparente do cristal. Noentanto, obteve-se um cristal com maiorenegrecimento na sua região finalcomparado aquele observado no cristal doprimeiro crescimento e uma região escuratambém foi observado na região inicial. Esteresultado sugere que houve a introdução deimpurezas durante o preparo, corte emaceração, para o crescimento repetido docristal.Um novo crescimento foi realizado e a Figura2 ilustra um cristal obtido no segundocrescimento. Este apresentou uma coloraçãomenos escura na região final do cristal,indicando a redução das impurezas avaliadapela verificação visual da região mais claracristal.

FIGURA 2 – Cristal obtido no segundo crescimento

Para um estudo mais preciso da redução dasimpurezas no cristal após cada repetição decrescimento, amostras da região inicial,central e final de cada cristal foram retiradaspara determinação de concentração doselementos traços. Estas serão realizadaspela técnica do ICP-MS (Espectrometria demassa com fonte de plasma induzido). Emfunção dos resultados obtidos nessa análise,o número de repetição necessário para obterum cristal com pureza adequada seravaliada.

CONCLUSÕES

O crescimento por Método de Bridgmanmostrou-se eficaz para ser utilizado napurificação e crescimento do cristal de TlBr.


[1]OLIVEIRA,I.B. Desenvolvimento do cristalsemicondutor de brometo de tálio paraaplicações como detector de radiação efotodetector. São Paulo: 1993. TeseDoutoramento – Instituto de Pesquisasenergéticas er Nucleares, USP.[2]MCGREGOR, D.S.; HERMON, H. Room-temperature compound semiconductorradiation detectors. Nucl. Instr. and Meth.Phys. Res., v.A395, p.101-124, 1997

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Estudo espectrofotométrico das características dodosímetro Fricke nas formas convencional e gel

Christianne Cobello Cavinato, Letícia L. C. Rodrigues e Ana Maria S. GalanteInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN

INTRODUÇÃO

Para otimizar os processamentos porradiação é necessário conhecer a doseabsorvida pelos materiais irradiados. Isto épossível por meio da dosimetria, a qualutiliza dispositivos específicos, denominadosdosímetros, para estimar a dose absorvida[1].

O dosímetro Fricke (sulfato ferrosoamoniacal) é um dosímetro de referênciabaseado na oxidação de íons ferrosos a íonsférricos pela ação da radiação ionizante.Muitos pesquisadores têm estudado odosímetro Fricke modificado por meio daadição de um agente gelatinoso paraaplicações clínicas [1].

Neste trabalho foram estudados odosímetro Fricke padrão e o dosímetro Frickena forma gel para determinação de suascaracterísticas.

OBJETIVO

Estudar o dosímetro Fricke padrão a fim dese conhecer suas características e estudar odesempenho de soluções Fricke gel quepossam ser aplicadas para controlar as dosesempregadas nos tratamentos por radiação.

METODOLOGIA

A solução Fricke padrão consiste de 1 mMde sulfato ferroso amoniacal ou sal de Mohr[Fe(NH4)2(SO4)2 . 6H2O], 1 mM de cloreto desódio (NaCl) e 0,8 N de ácido sulfúrico(H2SO4) [1]. Todos os reagentes utilizadossão de grau analítico.Foram preparados diferentes lotes de soluçãoFricke padrão com água tri-destilada e águatipo I [1]. Várias análises foram realizadaspara conhecer as características dodosímetro Fricke padrão não irradiado. Assoluções Fricke padrão foram irradiadas coma finalidade de verificar o desempenho dodosímetro.A solução Fricke gel estudada [1] consiste

de uma solução preparada com 1 mM de salde Mohr, 1 mM NaCl, 0,1 mM de alaranjadode xilenol (C31H28N2Na4O13S) – indicador deíons de ferro –, 50 mM de H2SO4 e gelatinabovina comestível 240 bloom. Forampreparadas soluções Fricke gel comconcentrações de 1% e 5% de gelatina [2],utilizando água tri-destilada. Foram obtidosos espectros de absorção característicos eas curvas de calibração das soluçõespreparadas com diferentes concentrações degelatina, irradiadas no intervalo de dosesde 5 a 40 Gy. Também foram realizadosvários testes para verificar o comportamentodo dosímetro Fricke gel não irradiado eirradiado. Em todas as análises foramobservadas a cor e a consistência dassoluções.As amostras foram irradiadas com radiaçãogama do 60Co nas fontes Gammacell 220 ePanorâmica, pertencentes ao Centro deTecnologia das Radiações, CTR/IPEN. Asirradiações foram realizadas no ar e emcondições de equilíbrio eletrônico.A técnica de avaliação utilizada foi aespectrofotometria. O equipamento utilizadofoi o espectrofotômetro SHIMADZU UV-2101PC. As soluções dosimétricas foramlidas em cubetas de acrílico de facesparalelas (caminho óptico de 10 mm), nointervalo óptico de 190 nm a 900 nm (UV-VIS).

RESULTADOS

Na Fig.1 (a) e (b) são apresentados osespectros de absorção das soluções Frickepadrão não irradiadas (comprimento de ondadosimétrico de 511 nm) e das soluçõesFricke gel irradiadas com dose de 40 Gy(comprimento de onda dosimétrico de585 nm), respectivamente. NaFig.2 (a) e (b) são apresentadas as curvasde calibração das soluções Fricke gelpreparadas com 1% de gelatina e 5% degelatina, irradiadas de 5 a 40 Gy,respectivamente.

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(a) (b)Figura 1. Espectros de absorção das soluções:(a) Fricke Padrão não irradiadas preparadas comdiferentes tipos de água e (b) Fricke gel irradiadaspreparadas com diferentes concentrações degelatina.

(a) (b)Figura 2. Curvas de calibração das soluções Frickegel preparadas com (a) 1% de gelatina e (b) 5%de gelatina, irradiadas no intervalo de doses entre5 e 40 Gy.

Os resultados obtidos nos testes dedesempenho do dosímetro Fricke padrão nãoforam satisfatórios. Estes resultados nãoestão dentro das incertezas esperadas paraum dosímetro padrão (± 1%).As cores das soluções Fricke gel com 1% e5% de gelatina variaram, no intervalode 0 a 40 Gy, de alaranjado à violeta-escuroe de marrom-alaranjado à violeta-azulado,respectivamente.

CONCLUSÕES

Não foi observada variação dos espectrosde absorção das soluções Fricke padrão emfunção do tipo de água. A intensidade dosvalores de absorvância é proporcional àconcentração de íons ferrosos presentes nasolução. Em razão do resultado do teste dedesempenho não ser satisfatório serãorealizadas novas análises para detectar ascausas dos desvios. Nos espectros deabsorção das soluções Fricke gel irradiadaspreparadas com diferentes concentrações degelatina, notou-se diferença significativa,sendo os valores de absorvância da soluçãopreparada com 5% de gelatina, maiores queos obtidos na solução com 1%. As soluçõesFricke gel preparada com 1% e 5% degelatina apresentam linearidade no intervalode doses de 5 a 15 Gy; no entanto, a soluçãocom 5% de gelatina apresenta maiorsensibilidade e melhor consistência quandomantida sob refrigeração.


[1] OLSSON, L.E. et al., Phys. Med. Biol.,34, 43-52, 1989.[2] GALANTE, A.M.S., CAMPOS, L.L.,Spectrophotometric Analysis of theGelatinous Agents Effect in the Fricke GelDosemeter Preparation, Phys. Med. Biol.,2006, Submetido.

APOIO FINANCEIRO

CNPq/PIBIC e FAPESP

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Desenvolvimento do sistema de amostragem em frascosdos gases de efeito estufa

Daniela Hoffmann Lopez e Luciana Vanni GattiInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

A intervenção humana no ciclo de carbonoglobal vem ocorrendo a milhares de anos. ARevolução Industrial mudou para sempre arelação entre o homem e a natureza. Aolongo dos últimos cem anos, a concentraçãode gases de efeito estufa vem aumentandopor causa da maior atividade industrial,agrícola e de transporte, principalmentedevido ao uso de combustíveis fósseis. E osprincipais gases existentes na atmosfera quetêm a propriedade de absorver a radiaçãoemitida pela Terra e causam o efeito estufasão o dióxido de carbono ou gás carbônico(CO2), o vapor d’água (H2O), o metano (CH4),o óxido nitroso (N2O), o ozônio (O3), e oclorofluorcarbono (CFC), sendo este últimoemitido exclusivamente pela ação dohomem. Em projetos de pesquisas quecomeçaram no início dos anos 80 econtinuam até hoje, tenta-se, por meio demodelagem computacional, prever asconsequências desses aumentos sobre oclima do planeta no futuro. Entretanto,existem algumas incertezas, dentre elas ofato de ainda não se entender integralmentetodas as fontes e sumidouros dos gases. Édentro deste contexto que está inserido esteprojeto de pesquisa, que coloca seus esforçosArembepe.

OBJETIVO

Desenvolvimento de metodologia para aamostragem automática do ar na superfície(5m do solo) utilizando frascos de vidro comduas válvulas (método NOAA e WMO).Desenvolvimento do sistema automático deanalise dos frascos de amostras de ar.

METODOLOGIA E RESULTADOS

Para a coleta de ar, serão utilizados frascosde vidro Pirex, de 2,5L de volume. As coletasserão realizadas com 2 frascos em série,

como controle de qualidade da amostragem.Os frascos contêm duas válvulas, para umcondicionamento do vidro antes daamostragem, pela passagem de um grandevolume de ar pelo frasco antes de iniciar aamostragem. Para a amostragem é utilizadoum equipamento automático, que removea água, utilizando um condensador atemperatura de 2 a 5ºC. O ar passa por doisfrascos em série, numa primeira etapa épassado em torno de 50 litros de ar, paralimpeza e condicionamento dos frascos.Após esta etapa, começa a coleta em si, comum fluxo inicial de 5L/min durante cincominutos e termina com uma pressão finalde 5psi acima da pressão atmosférica (Fig.1).

Figura 1- Amostrador Portátil Automático

O amostrador tem um suporte para que otubo amostrador fique a 5 m de altura dosolo. No caso da estação de Arembepe, ficaráno terraço que existe no telhado da estação,acrescido dos 5 m de altura, ficando assima 20m de altitude do nível do mar.O sistema de análise dos gases CO2, CH4 eCO foi desenvolvido pela NOAA/CMDL paraa análise em seqüência destes gases e osistema desenvolvido neste trabalho, está

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apresentado na Fig. 2, no Laboratório deQuímica atmosférica do IPEN.

Figura 2 - Sistema MAGICC 3 Brasil – Sistemade análise de Gases de Efeito Estufa no LQA/IPEN acima e abaixo o sistema construído paraa analise automática de 4 frascos

O sistema desenvolvido neste projeto, instala4 frascos de vidro, através uma conexãoespecial, que utiliza o-ring e graxa paravácuo. Este sistema tem um teste de vácuo,para testar vazamento nas conexões,garantindo a não contaminação das amostrasque serão analisadas.

CONCLUSÕES

Frascos com duas válvulas possibilitam ocondicionamento das paredes internas,evitando assim o erro gerado pela adsorçãoe condensação nas paredes de frascos deamostragem com apenas uma válvula.A utilização de vácuo nas conexões entre oequipamento e os frascos de amostragem éuma garantia da integridade da amostra eevitam o erro oriundo de vazamentos.

APOIO FINANCEIRO

CNEN/PROBIC, NOAA, WMO

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Análise dos resultados obtidos com o teste: “Eficiência deFormação de Colônias (CFE)”, aplicado no cultivo de

queratinócitos bucais humanos

Daniele Yoshito, M. Fátima Guarizo Klingbeil e Mônica Beatriz MathorInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

A mucosa bucal, assim como a pele éconstituída por uma camada epitelial, cujamaior proporção de células são asdenominadas queratinócitos.Essas células permitem ser cultivadas invitro. Melhores resultados são alcançados seeste cultivo for feito sobre camada defibroblastos murinos previamente irradiadosa 60 Gy. Esta forma de cultivo foi preconizadapor Rheinwald e Green em 1975 [5]. Nestetipo de cultura, os queratinócitos crescemem forma de colônias. As células comcapacidade clonogênica dão origem àscolônias. Essas colônias podem serclassificadas como colônias emdesenvolvimento ou colônias abortivas [1].O teste denominado “Eficiência de Formaçãode Colônias” serve como parâmetro dacultura que esta sendo realizadaparalelamente. Este nos mostra e nosinforma o potencial de evolução da cultura,auxilia a determinação do número deduplicações destas células in vitro, e aindapermite analisar resultados provenientes devariáveis que possam influenciar a culturados queratinócitos.No presente trabalho estas células foramextraídas por dois métodos diferentes(método enzimático e explante direto) e esteteste foi utilizado para tais comparações [3].Esses experimentos fazem parte de uma dasetapas de trabalho do plano de mestradointitulado “Cultura Primária de QueratinócitosBucais Humanos”, da aluna Maria FátimaGuarizo Klingbeil, o qual se encontra emandamento. Esse projeto foi aprovado peloComitê de Ética em Pesquisa, sob o N° 087/CEP-IPEN/SP.

OBJETIVO

Verificar a possibilidade da utilização do testede “Eficiência de Formação de Colônias” naavaliação e comparação entre dois métodosdiferentes de extração de células.

METODOLOGIA

Os queratinócitos foram semeados sobreuma camada de sustentação denominada“feeder layer”, constituída por fibroblastosmurinos previamente irradiados a 60 Gy.O conjunto queratinócitos/camada desustentação foi nutrido por meio de culturadenominado “meio de crescimento paraqueratinócitos”, constituído de: DMEM emeio de Ham F12 (na proporção de 2:1),contendo 10% de soro fetal bovino,penicilina (100 U/mL), estreptomicina (100µg/mL), gentamicina (50 µg/mL),anfotericina B (2.5 µg/mL), glutamina (4mM), adenina (0,18 mM), insulina (5 µg/mL), hidrocortisona (0,4 µg/mL), toxinacolérica (0,1 nM), triiodotironina (20 pM) eEGF (10 ng/mL, hormônio de crescimentoepidérmico), em incubadora úmida a 37°Ccom 5% de CO2 [2, 4].Essas células foram semeadas numaproporção de 0,5x103 células/cm2 [3].Quando as mesmas atingiram 70% a 80%de população na placa de cultura, estascélulas foram retiradas e ressemeadas, emoutra placa, sobre uma nova camada desustentação. A isto denominamos repiqueou passagem e ao mesmo tempo foirealizado o teste denominado Eficiência deFormação de Colônia (CFE), o qual foiderivado de culturas obtidas a partir de 100células, semeadas sobre a camada desustentação. Estas células foram mantidascom troca de meio a cada dois dias, porcatorze dias, sendo então coradas com umcorante não vital (Rodamina B) paracontagem das colônias. Cada colôniacorresponde a uma célula semeada queaderiu à placa, multiplicando-seposteriormente.

RESULTADOS

Na Tabela 1 estão apresentados osresultados após a contagem das colônias.

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Tabela 1 Quantidade de colônias obtidasdurante a primeira passagem das células dosvoluntários, extraídas pelos métodos:enzimático e explante direto

Os números obtidos de cada voluntáriovariam de acordo com o método eparticularmente com as condições dascélulas de cada voluntário. Desta maneirapodemos estimar as condições das próximasculturas provenientes dessas células.

CONCLUSÕES

O teste de “Eficiência de Formação deColônias” mostrou-se adequado para aavaliação e comparação entre dois métodosdiferentes de extração de células.


[1] Barrandon, Y.; Green, H. Three clonaltypes of keratinocyte with differentcapacities for multiplication. Proc. Natl.Acad. Sci., v.84, p. 2302-2306, 1987.[2] Herson, M.R. Estudo da composição invitro de substituto cutâneo dermo-epidérmico constituído por epitélio dequeratinócitos cultivados sobre base dérmicaalógena, 141p. Tese (Doutorado). Faculdadede Medicina da Universidade de São Paulo.São Paulo,1999.[3] Kedjarune, U.; Pongorerachok, S.;Arpornmaekklong, P.;UngkusonmongkhonK. Culturing primary human gingivalepithelial cells: comparison of two isolationtechniques. Journal of Cranio-MaxillofacialSurgery. (29) 224-31, 2001.

[4] Mathor, M. B.; Estudos da expressãogênica mediante utilização de queratinócitoshumanos normais transduzidos com o genedo hormônio de crescimento humano.“Possível utilização em terapia gênica”. SãoPaulo, 158p. Tese (Doutorado). Instituto dePesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN,1994.[5] Rheinwald, J.G.; Green, H. Serialcultivation of human epidermal keratinizingcolonies from single cells. Cell, Vol.6: 331-4, 1975

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Influência da temperatura na resposta de dosímetros depolimetilmetacrilato (PMMA)

Danilo Cardenuto Ferreira e Carmen Cecília Bueno TobiasInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

O sucesso dos processos de irradiação, comnumerosas aplicações na indústria,medicina, agricultura e meio ambientedepende do conhecimento da dose absorvidae da distribuição de dose no produtoirradiado. Entretanto, algumas aplicaçõesimpõem que seja fixada uma determinadatemperatura, de modo que os produtosdevem ser irradiados mantendo estacondição, como acontece, por exemplo, comos tecidos biológicos utilizados em implantescirúrgicos e carnes congeladas. Portanto,neste trabalho foram estudadas as respostasdos dosímetros de rotina dePolimetilmetacrilato (PMMA) do tipo RedPerpex 4034 [1] em função da temperaturade irradiação, no intervalo de -73 a 20 ºC,em doses de 5 e 50 kGy.

OBJETIVO

Estudo da influência da temperatura naresposta dos dosímetros Red Perpex emmedidas de doses de radiação gama na faixade 5 a 50 kGy visando aperfeiçoar o controlede qualidade nos processamentos porirradiação.

METODOLOGIA

Os dosímetros Red Perpex (HarwellDosimeters) utilizados neste trabalho têmárea de 30 x 11 mm e espessura nominal de3 mm. Tais dosímetros são hermeticamenteselados em sachês, construídos com umafina lâmina de alumínio recoberta compoliester e polietileno, dentro dos quais sãoirradiados.Os dosímetros selecionados para este estudoforam irradiados em conjunto de quatro emum campo de radiação gama proveniente dafonte de 60Co (Irradiador Gammacell 220),cuja taxa de dose é de 3,63 kGy/h com

rastreabilidade através do serviço IDAS(International Dose Assurance Service)oferecido pela IAEA. Após a irradiação comdiferentes doses (de 5 e 50 kGy), asrespostas óticas de todos os dosímetrosforam analisadas util izando-se oespectrofotômetro Shimadzu UV1601PC(sensibilidade no intervalo de 190 a 1100 nm)para a construção dos respectivos espectrosde absorção, representados pela variaçãoda absorbância específica (definida peloquociente entre a absorbância e a espessurado dosímetro) em função do comprimentode onda.Com os resultados obtidos foram construídasas curvas de calibração dos dosímetros nocomprimento de onda de 640 nm, uma vezque nestes comprimentos tem-se ocompromisso de sensibilidade e estabilidadeda resposta destes dosímetros [2]. Ainfluência da temperatura na resposta óticados dosímetros foi também estudada na faixade temperatura de -73 ºC a 20 ºC que é autilizada com maior freqüência nas irradiaçõesdo CTR no IPEN/CNEN-SP.

RESULTADOS

A Fig. 1 mostra os espectros de absorbânciados dosímetros Red Perpex obtidos àtemperatura de -73ºC em função da dose.Os resultados obtidos mostram um aumentoda absorbância com a dose o que já eraesperado em função do estudo da respostado dosímetro à temperatura ambiente [3].As medidas foram realizadas em um tempode 4 horas pós-irradiação garantindo-se acondição de estabilidade de resposta dosdosímetros Este fato é confirmado na figura2 que mostra a variação da absorbânciaespecífica, a uma dose de 5 kGy, em funçãodo tempo de pós-irradiação. É verificado quea partir de 2 horas do término da irradiação,atinge-se a condição de saturação daresposta do dosímetro.

108

As medidas de absorbância em função dadose obtidas em diferentes temperaturas nospermitiram construir as curvas de calibraçãodos dosímetros representadas na figura 3onde, para efeitos comparativos, sãomostradas apenas aquelas obtidas à -73ºCe em temperatura ambiente. De forma geral,a redução da temperatura para uma mesmadose, acarreta um aumento da absorbância.

CONCLUSÕES

As alterações nas respostas óticas dosdosímetros Red Perpex induzidas pelatemperatura de irradiação são significativase devem ser objeto de parametrização nasmedidas de dose nos processos de irradiação.Estes resultados mostram que a obtençãode valores de doses com a precisão adequadanos processo de irradiação exige a calibraçãodo dosímetro na temperatura em que oproduto está sendo irradiado.


[1]WATTS, M. F.”The influence of Dose Rate,irradiation temperature and post irraditionstorage conditions on the radiation responseof Harwell Gammachrome YR PMMADosimeters. In: TECHNIQUES FOR HIGHDOSE DOSIMETRY IN INDUSTRY,AGRICULTURE AND MEDICINE. Proceedings ofa symposium held in Vienna, 2-5November1998, p.127-134, 1999.[2] HARWELL DOSIMETERS LIMITED.Dosimeter Systems for Radiation Processing.Registration in England and Waters nº2917906.[3]FERREIRA, D. C. et al.”Influência daTemperatura na Resposta de dosímetros dePolimetilmetacrilato (PMMA)” Em: 4ºCongresso Internacional de RadioproteçãoIndustrial 2005, p.129

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Estudo do comportamento elétrico de materiais paracélulas a combustível

Eliel dos Santos e Reginaldo MuccilloInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

O número de pesquisas sobre ocomportamento elétrico de materiaiscerâmicos tem aumentado devido as váriasaplicações desses materiais em células acombustível, na produção de hidrogênio ede oxigênio, e em sensores de espéciesquímicas (hidrogênio, oxigênio, enxofre,umidade, etc.). Células a combustívelconvertem energia química em energiaelétrica, e sua eficiência não é tão limitadacomo no ciclo de Carnot [1]. Mas a altatemperatura de operação de algumas célulasdiminui a vida útil de seus componentes.Materiais cerâmicos à base de cerato debário, sobretudo dopado com gadolínio,apresentam uma boa condução protônica emtemperaturas próximas de 600 ºC [2]. Comisso, torna-se importante o estudo dasíntese, a caracterização elétrica e amicroestrutural desse material.

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho e o estudo dasíntese e caracterização elétrica decondutores protônicos do tipoBaCe0,8Gd0,2O3-δ.

METOLOGIA

Partindo da equação:

BaCO3(s)+0,8CeO2(s)+Gd2O3(s)

BaCe0,8Gd0,2O3-δ(s)+CO2(g), (1)

foram determinadas as massas doscompostos de partida, 3,015 g de BaCO3,2,104 g de CeO2, 0,554 g Gd2O3, parapreparar 5 g de BaCe0,8Gd0,2O3-δ. Os materiaisforam secos, pesados, e misturados poragitação mecânica em meio de álcoolisopropílico. Logo após a evaporação doálcool, a mistura foi homogeneizada emalmofariz, e em seguida calcinada daseguinte maneira: 600 ºC/1h seguida de1400 ºC/5h. Com uma alíquota desse pó

foram feitas análises térmica e de difraçãode raios x. Foram feitas pastilhas de 10 mmde diâmetro e aproximadamente 1,5 mmde espessura, e sinterizadas de 1200 ºC/1haté 1500 ºC/4h. Por fim, foi feita análisedo comportamento elétrico, com a técnicade espectroscopia de impedância.

RESULTADOS

Abaixo são apresentados alguns resultados.

Figura 1. Análise termogravimétrica e análisetérmica diferencial de BaCe0,8Gd0,2O3-δ

Figura 2. Densidade aparente e volume de porosabertos em função da temperatura de

110

sinterização durante 1h (A), e em função do tem-po de sinterização a 1500 ºC (B)

Figura 3. Diagrama de espectroscopia deimpedância do BaCe0,8Gd0,2O3-δ na temperatura deaproximadamente 100 ºC para todas as amos-tras, indicando o perfil de sinterização

Figura 4. Difratograma de raios x doBaCe0,8Gd0,2O3-δ

Figura 5. Difratograma de raios x doBaCe0,8Gd0,2O3-δ , arquivo JCPDS 82-2373

CONCLUSÕES

A resistividade elétrica do material,representada pelo eixo das abscissas dodiagrama de impedância (Figura 3) mostraque a resistividade elétrica diminui com oaumento da temperatura de sinterização.Alem disso, há um aumento da densificaçãodo material (Figura 2). Durante ostratamentos térmicos o material perde cercade 11% de sua massa, e ocorrem tambémreações endotérmicas (Figura 1). A análisepor difração de raios x mostra que houve a

formação da fase do BaCe0,8Gd0,2O3-δ, poisos picos coincidem com os do difratogramapadrão (JCPDS 82-2373).

REFERÊNCIAS BILBIOGRÁFICAS

[1] N. Q. Minh, J. Am. Ceram. Soc. 563(1993).[2] A. McFarlan, L. Pelletier, M. Maffei, J.Electrochem. Soc. 151, 930-932 (2004).[3] J. Solid State Eletrochem. 9, 201-204(2005)

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CNPq/PIBIC

111

Determinação da viscosidade de vidros por meio demedidas de prolongamento de fibras

Eraldo Cordeiro Barros Filho e José Roberto MartinelliInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

A determinação da viscosidade dos vidros éimportante para a otimização dos processosde produção e das propriedades térmicas emecânicas. A viscosidade é um parâmetromuito importante para auxiliar no controleda formação dos vidros, pois influencia acristalização, que é dificultada pela barreiracinética para o re-arranjo atômico em altasviscosidades.A viscosidade de um vidro depende datemperatura e geralmente varia em umafaixa de 14 a 15 ordens de grandeza,partindo da fase líquida até atingir atemperatura de transição vítrea. Portanto,são necessárias diferentes técnicas para adeterminação da viscosidade em função datemperatura. A escolha da técnica dependerádos valores de viscosidade a seremdeterminados. Uma das técnicas possíveisdetermina o prolongamento de fibras devidro em função da temperatura ecorrelaciona esta grandeza com aviscosidade. Este método é adequado paraa determinação de valores de viscosidadesna faixa de 105 a 1012Pa.s permitindo aobtenção da temperatura de amolecimentode Littleton e das temperaturas derecozimento e transição vítrea. Este métodofaz uso da seguinte equação:

)L-(LV3

)t-(tLLMg

12

1221(1)

onde:g - aceleração da gravidadeM - carga aplicada na fibraV – volume da fibraL1- comprimento inicial da fibraL2- comprimento final da fibrat2- tempo finalt1- tempo inicial

OBJETIVO

O objetivo do presente trabalho é determinara curva de viscosidade de vidros em funçãoda temperatura utilizando um sistema capazde determinar valores de viscosidade nafaixa de 105 a 1012 Pa.s, assimpossibilitando a aplicação para vidrospotencialmente indicados para aimobilização de rejeitos radioativos e quenão estão disponíveis na literatura.

METODOLOGIA

Foram produzidas fibras do vidro dissilicatode lítio (Li2O.2SiO2) e fibras de niobofosfato(23K2O.40 Nb2O5.37P2O5) a partir da fusãode matérias-primas inorgânicas. O vidrodissilicato de lítio será utilizado para verificara confiabilidade do sistema comparando-secom valores reportados na literatura. O vidroniobofosfato tem sido avaliado como matrizpara a imobilização de rejeitos radioativos.Foi utilizado inicialmente um forno elétricotubular com uma zona de aquecimento parapossibilitar o alongamento dessas fibras. AFig. 1 representa esquematicamente odispositivo utilizado.

Figura 1: Dispositivo para a determinação doprolongamento de fibras de vidro em função datemperatura.

112

Foi determinado o perfil de temperatura nointerior do forno antes da realização dasexperiências, utilizando um termoparexterno. Observou-se que o perfil detemperatura do forno não é constante e,portanto, selecionou-se uma região com 10cm de extensão centralizada no forno, cujavariação de temperatura não apresentassevalores acima de 15%. Uma câmera digitalé acoplada a uma plataforma móvel,posicionada para permitir a visualização dafibra e seu prolongamento ao lado de umaescala com a menor graduação em 0,5 mm.

RESULTADOS

Usando a equação (1) foi determinada aviscosidade do vidro Li2O . 2SiO2 em funçãoda temperatura e a Figura 2 apresenta osdados experimentais obtidos neste trabalhojunto com os dados reportados na literaturapor outros autores.

Figura 2 : Viscosidade de vidros dissilicato delítio e niobofosfato em função da temperatura.

Pode-se notar que os valores obtidos nopresente trabalho estão de acordo com osresultados previamente reportados,demonstrando a confiabilidade do presentemétodo. Foram determinadas também asviscosidades de vidros niobofosfato que nãoestão disponíveis na literatura e sãomostradas na Fig. 2. Porém, o método deprolongamento de fibras apresenta algumasdificuldades que devem ser superadas, taiscomo a correção do decréscimo contínuo daárea seccional da fibra durante o seuprolongamento na equação (1), anecessidade de se manter temperaturasestáveis e perfis uniformes durante amedida, correções do efeito paralaxe nadeterminação do prolongamento da fibra ea obtenção de fibras quimicamentehomogêneas. Para a solução destesproblemas e aperfeiçoamento do método,está em desenvolvimento um forno elétricocom três zonas de aquecimento, que permiteum perfil de temperatura controlável no

interior do forno, e um patamar estável. Estedispositivo está em testes e deve contribuirsignificativamente para aumentar aconfiabilidade do sistema. Além disso,cálculos que estimam o decréscimo da áreaseccional da fibra em função do tempo foramadicionados para a correção deste parâmetrona equação (1), e um guia foi posicionadona plataforma da câmara para a correçãodo efeito paralaxe, visando a deconvoluçãodos resultados em relação aos fatoresexperimentais e tornando-os ainda maisprecisos. Na próxima etapa, assim como járealizado com o niobofosfato, pretende-seiniciar a determinação das viscosidades deoutros vidros de interesse nuclear, cujosvalores não são encontrados na literatura.

CONCLUSÕES

A partir de um sistema que determina oprolongamento de fibras de vidro em funçãoda temperatura, foram determinados valoresde viscosidade de um vidro conhecido (Li2O.2SiO2), comparados com valores deviscosidade previamente reportados naliteratura para a verificação do grau deconfiabilidade do sistema proposto, e valoresde viscosidade de um vidro niobofosfatoinvestigado para o uso como matrizimobilizadora de rejeitos radioativos. Osresultados do vidro dissilicato de lítio sãocompatíveis com os resultados reportadosna literatura, o que demonstra que osistema usado apresenta bom grau deconfiabilidade e portanto pode ser utilizadopara a determinação de valores deviscosidade desconhecidas. Vidrosniobofosfato apresentam valores deviscosidade similares, no entanto , emtemperaturas superiores. Propõe-se oaperfeiçoamento do sistema por meio damodificação do forno elétrico e da introduçãode correções dos parâmetros utilizados parao cálculo da viscosidade.


[1].James E.Shelby, Introduction to GlassScience and Technology,The Royal Societyof Chemistry(1997)[2].Arun K.Varshneya,Fundamentals ofInorganic Glasses, Academic Press,Inc(1994)[3].Jose Maria Fernandez Navarro, El Vidrio,CSIC,(1991)

APOIO FINANCEIRO

AIEA, CNPq /PIBIC

113

Aplicação da análise por ativação a estudos de cerâmicas eargilas da Amazônia Central

Fábio Alves Luz e Casimiro S. MunitaInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

A análise elementar de artefatos cerâmicose argilas utiliza, comumente, diversastécnicas analíticas. A técnica da análise porativação com nêutrons, AAN, é uma das maisusadas nesta área, pois apresenta váriasvantagens, por ter boa precisão e exatidãoe a possibilidade de determinação simultâneade vários elementos químicos. A facilidadena preparação das amostras, altasensibilidade analítica e o fato da técnicaser não destrutiva são outras das vantagens.[1]O método de AAN consiste nobombardeamento de uma pequena massada amostra por nêutrons. Uma vez ativados,os átomos passam a emitir radiação gama.Cada radioisótopo presente na amostra tempor característica emitir radiação gama comenergia específica. A medida desta atividadegama para um elemento é comparada coma atividade para o mesmo elemento presenteem um material de referência deconcentração conhecida. Relacionando-se aatividade na amostra com a atividade nopadrão é possível determinar a massa doelemento presente na amostra. [2]

OBJETIVO

O objetivo do projeto é caracterizar, por meiode elementos inorgânicos ao nível de traçoe ultra-traço, 50 amostras de cerâmica dosítio arqueológico Lago Grande, localizadona Amazônia Central, por meio da AAN.

METODOLOGIA

Inicialmente, os fragmentos cerâmicos foramlimpos externamente, removendo-se asuperfície externa com uma escova de cerdasfinas e com lima rotativa de carbeto detungstênio adaptada a uma furadeira comvelocidade variável. A seguir, cerca de 500mg de amostra foram obtidos por meio de

orifícios feitos por meio de broca de W empontos aleatórios na parte interna dofragmento, evitando que a broca atravessesuas paredes. Esse pó foi então recolhido eseco em estufa a 100oC por 24 horas earmazenado em dessecador.Cerca de 120 mg de amostra foram pesadosem invólucros de polietileno e selados comferro para solda. Em seguida, foramembrulhados em papel alumínio e irradiadosno Reator IEA-R1m do IPEN/CNEN-SP por 8horas sob fluxo neutrônico 1012 n cm-2 s-1,juntamente com o material de referênciaStandard Reference Material, ConstituentElements in Coal Fly Ash NIST-SRM-1633b,usado como padrão. Além deste padrão, foiirradiado como padrão secundário o materialIAEA Soil 7 Trace Elements in Soil pararealizar o controle de qualidade analítico.Após 7 dias de decaimento, foramdeterminadas as concentrações de As, K,La, Lu, Na, Nd, Sb, Sm, U e Yb; e depois de25 a 30 dias, determinaram-se Ba, Ce, Co,Cr, Cs, Eu, Fe, Hf, Rb, Sc, Ta, Tb, Th e Zn.Para isto, fez-se uso de um detector de Gehiperpuro para medida da atividade gamainduzida e do programa Genie 2000 NAAProcessing Procedure para obtenção dosespectros e das concentrações, ambosdesenvolvidos pela Canberra.

RESULTADOS

Para estudos de precisão e exatidão foramanalisadas 47 amostras do material dereferência IAEA Soil 7 Trace Elements in Soil.Simultaneamente, foram analisadas 50amostras de cerâmica. Para fazer estaavaliação foram usados como parâmetrosestatísticos a média, o desvio padrão, odesvio padrão da média e o nível deconfiança da média. Por meio do desvio padrão e desvio padrãoda média foi possível obter os cálculos deprecisão e através do nível de confiança damédia obteve-se a exatidão.

114

A maioria dos elementos apresentou umaprecisão d” 10%, mostrando que o métodotem uma boa precisão.O procedimento experimental foi aplicadona determinação de 50 amostras decerâmica. Inicialmente os dados foramtransformados em log10 para compensar asdiferenças em magnitudes de elementosdeterminados em ppm e em percentagem.A seguir, por meio da distância Mahalanobisusando como valor crítico o critério lambdaWilks, foi verificada a existência de outliers.Os resultados mostraram que não háamostras discrepantes (outliers). Paraidentificar a existência ou não de grupos decomposição química similar, os resultadosde cerâmica foram estudados por meio daanálise por agrupamento. Realizada aclassificação, os dados foram estudados pormeio da análise discriminante.A Figura 1 mostra o gráfico da funçãodiscriminante 1 vs. a função discriminante2. Na Figura pode-se ver, claramente, aexistência de três grupos de cerâmicas comdiferente composição química, o que estámostrando que a matéria-prima utilizada nafabricação da cerâmica foi diferente.

Figura 1. Funções discriminantes

CONCLUSÕES

Os estudos do material de referênciaanalisado comprovam que a técnica daanálise por ativação com nêutrons possuiboa precisão e exatidão para elementosquímicos de interesse em estudosenvolvendo fragmentos cerâmicos.O uso de métodos estatísticos multivariadosno tratamento dos resultados obtidos pormeio do método AAN, permitiu classificaros objetos de acordo com a similaridadequímica, podendo-se identificar a existênciade três fontes distintas de matéria usadana fabricação das cerâmicas.


[1] GLASCOCK, M. D.; NEFF, H.; VAUGHN,K. J. Hyperfine Interactions, 154: 95-105,2004.[2] TÖLGYESSY, Y.; KYRS, M.Radioanalytical Chemistry II. Ed. John Wiley& Sons, New York, 21-27, 1989.

APOIO FINANCEIRO

CNEN/PROBIC e FAPESP

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Estudos espectroscópicos de βββββ-dicetonatos de urâniodopados com európio

Fábio Toshiaki Nakagawa e Maria Cláudia F. C. FelintoInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN

INTRODUÇÃO

A luminescência dos compostos contendoíons lantanídeos e UO2

2+, vem se destacandodentre as propriedades ópticas destes íons,isto graças às características peculiares,como por exemplo, tempos de vida longos ebandas de emissão finas na região do UV-visível[1]. O fenômeno de transferência doUO2

2+ para o Eu3+ foi estudado anteriormenteem solventes inorgânicos. A busca por umaantena para o íon európio é importante, poiseste apresenta bandas de absorção de baixaintensidade, sendo que pode proporcionarrespostas muito satisfatórias quandosensibilizado.

OBJETIVOS

Este trabalho tem por objetivo estudarcompostos β-dicetonatos de UO2

2+ paraobtenção de eficientes DispositivosMoleculares de Conversão de Luz (DMCL).

METODOLOGIA

A síntese do 2-tenoiltrifluoroacetonato (TTA)de európio hidratado foi efetuadadissolvendo-se o β-dicetonato em etanol(95%) moderadamente aquecido (~50ºC).Adicionou-se a essa solução alcoólica,hidróxido de amônio (até atingir pH=7,0).À solução foi adicionado EuCl3.6H2Odissolvido em água. Corrigiu-se o pH paraaproximadamente 6,5 com solução deNH4OH. A mistura foi agitada durante 2horas, até que se formasse um óleocaracterístico dos complexos de Eu- β-

dicetonatos . O precipitado amarelado obtidofoi recristalizado em etanol e mantido sobvácuo à temperatura ambiente. O complexode β-dicetonato (TTA) de uranilo hidratadofoi obtido de forma similar ao procedimentousado na síntese dos complexos de Eu- β-

dicetonatos, sendo que após a mistura dasolução de β-dicetona neutralizada com abase e o respectivo nitrato de uranilo,

ocorreu a formação de um precipitadovermelho-alaranjado. Os compostos deuranilo dopados com európio foramsintetizados dissolvendo-se massas nasrelações molares de 1, 3, 5 e 10% para Eu3+

em etanol. As soluções obtidas foramagitadas durante 48 horas para totalhomogeneização seguida de secagem atemperatura ambiente. Os materiais obtidosforam caracterizados utilizando-se asseguintes técnicas: espectroscopia deabsorção na região do infravermelho,microscopia eletrônica de varredura, análisetérmica e espectroscopia de luminescência.

RESULTADOS

Nos espectros de absorção molecular naregião do infravermelho observou-se bandasna região de 3400cm-1 atribuídas aosestiramentos νO-H das águas decoordenação. Bandas atribuídas ao grupoUO2

2+ (estiramentos νU=O), ν1 e ν3 sãoobservadas na região de ~895 e 935cm-1

para todas as porcentagens de dopagemutilizadas neste trabalho. As principaisbandas referentes às β-dicetonasobservadas são νsC=O em ~1606 cm-1 queestão convoluídas com as bandas dedeformação angular da água, νassC=O em~1411 cm-1, νsC=C observada em ~1538 efinalmente νM-O que aparece na forma deduas bandas convoluídas uma com máximoem ~451cm-1 e a outra em ~463cm-1

mostrando dois tamanhos de ligação M-O,conforme Fig. 1.Das análises das TGs e DTGs pôde-seobservar que a dopagem da matrizUO2(TTA)2 pelo β-dicetonato de európioapresenta comportamento similar ao damatriz de urânio e houve também umaumento na estabilidade térmica das β-dicetonas ligadas com relação aoscomplexos de uranilo, embora esta nãoesteja diretamente ligada à proporção dadopagem.

116

Figura 1: Espectros de Absorção na Região doInfravermelho

Pode-se avaliar o número de moléculas deágua coordenadas para o complexo deuranilo e os mesmos dopados com európio,definindo-se, assim, a estequiometria dosmesmos (UO2(TTA)2=2, 1%=2, 3%=2,5%=2, 10%=1,5, Eu(TTA)3=1). Amicrografias mostraram material comcomposição cristalina e com tamanho deaglomerado na sua maioria menores do que5µm. Observou-se que estes aglomeradossão formados por partículas que apresentammorfologia homogênea. A Fig. 2 mostra osespectros de excitação dos complexosestudados, registrados na região de 320 a500 nm, com excitação monitorada em~616nm para temperatura ambiente. Osespectros mostram bandas de excitaçãolargas atribuídas a excitação da parteorgânica da matriz e aos íons uranilo. A Fig.3 apresenta os espectros de emissãomonitorados em 394 nm na região de 350 a750nm para temperatura ambiente. Osespectros mostraram bandas na região de420 - 750nm, intrínsecas da configuração4f-4f do íon európio e bandas largas em 420-570nm atribuídas à fosforescência do ligantee da matriz do íon uranilo.

Figura 2 - Espectros de excitação

Figura 3 - Espectros de excitação

CONCLUSÕES

Estabeleceu-se uma rota de síntese de â-dicetonatos (TTA) de uranilo dopados comeurópio satisfatória. Os espectros deabsorção na região do infravermelhoevidenciaram a coordenação dos ligantesTTA com o íon uranilo e o európio. O íoneurópio atua como uma sonda estruturaleficiente, mostrando as diferentesmicrossimetrias obtidas em função dadopagem da matriz de UO2

2+. Observou-setambém que a tranferência de energia damatriz UO2

2+ para o íon európio não é efetiva.


[1] ROUNDHILL, D.M. Photochemistry andPhotophysics of Metal Complexes, Plenum,New York, 1994.

APOIO FINANCEIRO

CNPq/PIBIC, CNPq/RENAMI, CNPq/IM2C.

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Diagnóstico de punções de nódulos da tireóide pelaespectroscopia de absorção

Felipe Guimarães Albero, Martha Simões Ribeiro, Denise Maria ZezellInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

Os nódulos na tireóide são freqüentes egeralmente benignos, atingindo umsignificante risco de vida em 10% ou maisdos casos clinicamente diagnosticados comonódulo de tireóide. Atualmente, a punçãobiópsia aspirativa por agulha fina (PBAAF) éo padrão-ouro para o diagnóstico de tumoresda tireóide do tipo papilífero, porém nãodiscriminando entre neoplasmas folicularesmalignos e benignos, sendo necessáriaintervenção cirúrgica devido ao risco decarcinoma [1]. O presente trabalho descreveo uso da espectroscopia de absorçãomolecular feita em amostras de PBAAF, nasquais analisamos as correspondências dosgráficos espectrais obtidos com a histologiados tecidos e, conseqüentemente, suapotencial utilização diagnóstica.

METODOLOGIA

Foram analisadas amostras de PBAAF denove pacientes submetidos à tireoidectomia.As PBAAF foram realizadas no tecidoadjacente ao nódulo (tecido normal) e opróprio nódulo (tumor ou bócio). Asamostras foram separadas em dois grupos,com duas amostras cada: um somente como material da punção (normal e tumor/bócio)e outro com adição de solvente DMSO e RPMI(normal e tumor/bócio), para separação dashemácias e agente descongelante,respectivamente; resultando em 36amostras.Para análise das amostras utilizamos umespectrofotômetro Varian , modelo Cary-17D, no intervalo de 200 a 1200nm, com1nm de resolução.Os espectros foram normalizados,considerando-se a linha base e os diferentessolventes e os ruídos foram minimizadosmatematicamente. Os dados finais etrabalhados dos gráficos foram comparadoscom o diagnóstico da histologia feita pelomédico.

RESULTADOS

Das amostras que analisamos, 9 amostrassão nódulos da tireóide (2 carcinomaspapilíferos, 6 bócios adenomatosos e 1tireoidite de Hashimoto) e 9 amostras sãode tecido adjacente normal. Foramobservadas bandas de absorção em 260nm,414nm e 540nm. A banda de 276nmapresentou menor densidade óptica dotecido nodular para carcinomas papilíferose maior para bócios, mas para o tecidoadjacente normal a densidade óptica seapresentou mais alta para carcinomaspapilíferos e mais baixa para bócios.

CONCLUSÕES

Nossos resultados sugerem que aespectroscopia de absorção possa ser umaferramenta muito útil para diferenciarcarcinomas de bócios. Uma avaliaçãoadicional merece ser feita em PBAAF paratumores da tireóide do padrão folicular,como também um maior número deamostras.


[1]Schultz CP, Liu KZ, Salamon EA, RieseKT, Mantsch HH. J. Mol. Struc. 369 480/481(1999).

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Clonagem, seqüenciamento e expressão de um bloqueadorde cálcio da aranha Phoneutria nigriventer

Fernanda Bernardes Calvo e Patrick Jack Spencer

INTRODUÇÃO

O veneno da aranha Phoneutria nigriventer(PNV) é constituído por um vasto leque desubstâncias biologicamente ativas. Por estarazão, suas propriedades bioquímicas efarmacológicas têm sido largamenteestudadas. O PNV é constituídoprincipalmente por uma mistura depolipeptídeos básicos de baixa massamolecular (3500-9000 Da) e uma pequenaquantidade de histamina (0,06-1%) eserotonina (0,03-0,25%) (LeSueur, 2005).Recentemente, o interesse pelacaracterização bioquímica e farmacológicado veneno da Phoneutria nigriventer temaumentado, por ser uma ferramenta nainvestigação da função de canais de íonsem nível molecular e celular (Kushmerick,1999), uma vez que os polipeptídeoscontidos neste veneno são ativadores decanais iônicos e receptores (Cardoso, 2003).Em especial, a porção ù-Phonetoxin IIA ouTx3-4, cujo peso molecular é de 8362.7Da,apresenta 76 aminoácidos, com 14 cisteínasformando 7 pontes dissulfídicas. Essepeptídeo é um potente bloqueador de canaisde cálcio do tipo N e L , apresentandohomologia da estrutura primária com atoxina ù-agatoxin-III (Cassola, 1998),podendo tornar-se uma importanteferramenta para o estudo da farmacologiade canais. No entanto, devido à escassez ea dificuldade na obtenção do veneno, o usoda tecnologia do DNA recombinanterepresentaria uma alternativa para aobtenção deste fármaco, possibilitandoestudos mais detalhados.

OBJETIVO

O projeto tem como objetivo isolar o geneda ω-Phonetoxin IIA a partir do cDNA,obtendo a sua sequência e, posteriormenterealizar a expressão desse peptídeo emsistema bacteriano.

METODOLOGIA

Através da biblioteca de cDNA obtida atravésda glândula de veneno da aranha Phoneutrianigriventer, o gene de interesse foi isoladoatravés de PCR ( Polymerase Chain Reaction)utilizando primers degenerados (Forward :5´ RTG RTT YTT RCA NCK YTT 3´ , Reverse:5´ ISI TGY ATH AAY GTN GGN GAY TTY 3´).Primeiramente um PCR com diferentesgradientes de temperatura foi feito paraobter a temperatura ótima de anelamentodo primer. O amplicon de interesse foi ligadoao plasmídeo pGem T easy e inserido emcélulas competentes para a multiplicação dogene de interesse. A purificação dosplasmídeos foi realizada através de diversosmétodos, sendo que aquele que apresentoumelhor rendimento foi o Kit comercialQiagen. A amostra foi concentrada comisopropanol e posteriormente analisada equantificada através de gel de agarose 1,2%.Após a análise de restrição, confirmando apresença do inserto, o sequênciamento daamostra foi realizado em seqüenciadorautomático com o kit Big Dye (appliedbiosystems).

RESULTADOS

Analisando o produto de PCR através de gelde poliacrilamida, observamos um melhoranelamento do primer ao gene átemperatura de 64,7ºC. Através dapurificação dos plasmídeos com kit e aconcentração com isopropanol obtivemoscerca de 30 µg/ìL de plasmídeo. Para aanálise e quantificação, o plasmídeo foidigerido com as enzimas de restrição Nco Ie Pst I, obtendo o plasmídeo de forma lineare o inserto, confirmando o sucesso daclonagem. A amostra foi então seqüenciadae está sendo analisada, visando determinara melhor estratégia de subclonagem paraposterior inserção em um vetor deexpressão. Cabe ressaltar que a seqüênciade nucleotídeos que codifica para esta toxinaainda não foi descrita.

Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

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CONCLUSÕES

O cDNA codificando para a ù-Phonetoxin IIAfoi amplificado com sucesso. Após cuidadosaanálise e repetições do seqüênciamento,este cDNA, terá a sua seqüência depositadanos bancos de dados (GeneBank eSwissprot), e iniciaremos a etapa deexpressão em bactérias.


[1] Cardoso, F.C.; Pacifico, L.G.; Carvalho,D.C.; Victoria, J.M.N.; Chávez-Olortegui,C.;Gómez, M.V.; Kalapothakis, E. Molecularcloning and characterization of Phoneutrianigriventer toxins active on calciumchannels. Toxicon, v.41, p.755-763, Janeiro2003.[2] Cassola, A.C.; Jaffe, H.; Fales, H.M.;Castro, A.S.; Magnoli, F.; Cipolla-Neto, J.Omega-phonetoxin-IIA: a calcium channelblocker from the spider Phoneutrianigriventer. Pflugers Arch, v.436, p.545-552,Março 1998.[3] Kushmerick, C.; Kalapothakis, E.;Beirão, P.S.; Penaforte, C.L.; Prado, V.F.;Cruz, J.S.; Diniz, C.R.; Cordeiro, M.N.;Gomez, M.V.; Romano-Silva, M.A.; Prado,M.A. Phoneutria nigriventer toxin 3-1 blocksA-type K+ currents controlling Ca2+oscillation frequency in GH3 cells. Journalof Neurochemistry, v. 72, p.1472-1481,1999.[4] Le Sueur, L.P.; Collares-Buzato, C.B.;Kalapothakis, E.; Cruz-Hofling, M.A. In vitroeffect of the Phoneutria nigriventer spidervenom on cell viability, paracellular barrierfunction and transcellular transport incultured cell lines. Toxicon, v.46, p.130-141,Junho 2005.

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Avaliação da peroxidação lipídica em filé de salmão após airradiação em aceleradores de elétrons

Fernanda Santos Thomaz e Anna Lúcia C.H. VillavicencioInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

A produção mundial de pescados e oconsumo de peixes e derivados têmaumentado nos últimos 20 anos, constituindoa maior parte da proteína animal consumidaem várias partes do mundo. Estima-se quea produção seja em torno de 100 milhõesde toneladas/ano, sendo 70 delas destinadasexclusivamente à alimentação humana. Estafonte protéica merece destaque por contercerca de 21% a mais de aminoácidosessenciais do que a carne bovina [1].Os peixes são alimentos de alto valornutricional, especificamente o Salmão queé rico em vitaminas e ácidos graxospolinsaturados (ômega 3). Os ácidos graxospolinsaturados têm um papel importante nocorpo humano e é indispensável para osrecém-nascidos por representarem um terçoda estrutura de lipídeos do cérebro, e acarência destas substâncias podem ocasionarredução da produção de enzimasrelacionadas às funções do aprendizado,além de contribuir para prevenção outratamento de diversas doenças, incluindodoenças do coração, câncer, artrite,depressão e mal de Alzheimer [2].

OBJETIVO

Analisar os teores de peroxidação lipídica emfilé de salmão cru, irradiado nas doses de 0,1 e 2kGy em acelerador de elétrons.

METODOLOGIA

As amostras em três repetições foramirradiadas congeladas nas doses de 0, 1 e2kGy. Os filés foram individualmentetriturados à temperatura ambiente esubmetidos à análise de peroxidação lipídicaque foi medida pela liberação dassubstâncias que reagem com o ácidotiobarbitúrico (TBA) [3]. As análises foramfeitas em 0, 7, 15, 21, 30 e 45 dias para averificação da peroxidação lipídica duranteo tempo de estocagem.

RESULTADOS

Os resultados obtidos nas análises dasamostras feitas em 0, 7 e 15 dias foramefetivos para o uso da radiação por feixe deelétrons, pois houve uma peroxidaçãolipídica pouco representativa, porém a partirdo 21º dia houve um aumento significativonos teores de peroxidação lipídica,comprometendo a qualidade do alimento.Foi também observado que o filé de salmãoirradiado a 2 kGy teve menor índice deperoxidação comparado ao filé irradiado a1 kGy, entretanto durante todo oexperimento o controle (0 kGy) apresentou-se menos oxidado do que os filés irradiados.

CONCLUSÕES

A literatura nos mostra que a irradiação temefetividade na redução de microorganismospatogênicos. Isto favorece o filé irradiado eestocado até 15 dias, pois este nãoapresentou teores de peroxidação tãorepresentativos, comparado ao controle.


[1]Quintaes, K.D.; Vargas, D.S.T. Potentialmicrobiological hazard as consequence ofusing monobloc plastic boxes for storage andtransportation of fish in São Paulo. Ciênciae Tecnologia de Alimentos, v.23, n.3, 2003.[2]Souza, et al. Componentes funcionais nosalimentos. Boletim da Sociedade Brasileirade Ciência e Tecnologia de alimentos(SBCTA), v.37, n.2, p.127-135, 2003.[3]Guillén-Sans, R.; Guzmán-Chozas, M.Department of Nutrition and Food Science.Faculty of Pharmacy, University of Sevilla,Spain, 1998.


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Análise da concentração de ozônio oriunda do oceanoAtlântico Sul

Filipe Fernandes da Costa Vaz e Luciana Vanni GattiInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

A Organização Mundial de Meteorologia(WMO) mantém uma rede de estações demonitoramento Globais e Regionais e aprimeira tem a função de nos informar quala concentração mínima global para osprincipais gases, partículas e parâmetros quereconhecidamente interferem nas mudançasglobais.No Brasil, dentro de um acordo decooperação do INMET (Instituto Nacional deMeteorologia) com a WMO, foi montada aestação de monitoramento global do INMET–GAW (Programa de Monitoramento Global)localizada em Arembepe, Bahia, 70 km aonorte de Salvador. A estação está situadana latitude 12° 46´ 14" Sul e longitude 38°10´ 22" Oeste. Ela fica situada na vila deArembepe, a beira mar, em torno de 2 Kmao norte de uma vila de pescadores. Adireção preferencial do vento em torno de110°, sendo proveniente do oceano atlânticosul, com alterações ocasionais. A Fig. 1mostra a localização da estação.

OBJETIVO

Determinar o comportamento dasconcentrações de ozônio na Estação deMonitoramento Global de Arembepe.

METODOLOGIA

O analisador do gás de ozônio (O3) estábaseado no princípio de que moléculas deO3 absorvem luz ultravioleta no comprimentode onda de 254 nm. A concentração deozônio existente é diretamente proporcionalà quantidade de luz ultravioleta absorvida,conforme descreve a lei de Lambert-Beer.

Figura 1 - Mapa com a localização da estaçãomonitoramento global de poluição do ar,Arembepe,BA (INMET- WMO- GAW)

Antes da amostra entrar no monitor elapassa por um filtro onde o materialparticulado fica retido. Após, a amostra édividida em dois caminhos: 1) Uma partepassa por um removedor de ozônio, ondetodo o ozônio é removido e posteriormentevai para uma válvula solenóide. Este éconsiderado o gás referência (I0). 2) Outraparte da amostra (I) vai diretamente paraoutra válvula solenóide. As válvulassolenóide alteram o gás referência e aamostra entre as células A e B a cada 10segundos. Quando a célula A tem gásreferência, a célula B tem a amostra e vice-versa. As intensidades da luz UV de cadacélula são medidas por dois detectores (A eB) e a concentração de O3 é calculada paraambas as células e a média e dada comoresultado.

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RESULTADOS

A concentração de ozônio na atmosfera emArembepe tem sempre um valor constante,que corresponde à concentração mínima deozônio no meio do oceano Atlântico Sul,devido aos ventos aliseos, que são ventosfortes oriundos do meio do oceano. Sendoassim, as concentrações não têm ainterferência das reações químicas queocorrem na atmosfera. A concentração médiavaria de 20 a 30ppb (Fig. 2), quando adireção de vento vem do oceano. Quandoocorre algum fenômeno esporádico, em quea direção altera para o continente, aconcentração se altera.

Figura 2 – Série temporal do ozônio emArembepe, no período de 12 de julho a 23 deagosto de 2005

Na Fig. 3, pode ser observado uma semanade medidas, em novembro de 2003, eobserva-se nos dias 19 e 20 uma diminuiçãonas concentrações.

Figura 3 – Série temporal do ozônio emArembepe, no período de 18 de novembro a23 de novembro de 2005

Os períodos apresentados na Fig. 2,em que ocorreram estas diminuições deconcentração foram: no dia 19, entre ás8:00-9:00 horas, e no dia 20, entre às 5:00-9:00 horas. A faixa em que o vento é oriundodo oceano é de 40 a 220º. Nestes dois

episódios, a direção do vento foi oriunda docontinente, como pode ser observado naTabela 1. Neste horário, as concentraçõestípicas continentais são baixas, além davelocidade do vento serem menoresconsideravelmente.

Tabela 1 –Direção e Velocidade do vento emArembepe, nos dias 19 e 20 de novembro de2003

CONCLUSÕES

A concentração média de ozônio no meio dooceano Atlântico Sul varia em torno de 20 a30ppb.

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WMO, INMET

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Gabriel Paiva Fonseca e Hélio YoriyazInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

O uso de feixes de elétrons com energiasentre 4 e 20MeV em combinação com feixesprimários de fótons, para fins terapêuticos,no tratamentos de lesões pouco profundasem radioterapia tem mostrado vantagens,entretanto, verifica-se que em muitoscentros médicos, feixes de elétrons sãosubutilizados principalmente pela dificuldadede se estimar corretamente as doses emregiões heterogêneas devido a complexidadedo espalhamento em meios que envolvemsimultaneamente ar, tecido mole e osso.

OBJETIVO

Este trabalho pretende auxiliar as medidasexperimentais de dose absorvida devido afeixes de elétrons típicos utilizados emradioterapia. As medidas de porcentagem dedose em profundidade são obtidas atravésde dosímetros termoluminescentes do tipoLiF-100, que apresentam tamanho reduzidopossibilitando medidas sem descaracterizaro feixe.

METODOLOGIA

Dosímetros termoluminecentes de fluoretode lítio do tipo LiF-100 da Harshaw, apóssubmetidos a tratamento térmico por 1h as400ºC e 2h a 100ºC a fim de eliminarresíduos de radiação ambiental assim comoresíduos de irradiações anteriores, sãoirradiados no Acelerador linear Varian Clinac210°C do Serviço de Radioterapia doInstituto de Radiologia do Hospital dasClínicas de São Paulo, entre placas de águasólida (para se atingir o equilíbrio eletrônico),com doses conhecidas. Posteriormente estesdosímetros são lidos em uma leitora Harshaw3500 com a finalidade de selecionar osdosímetros, para posteriormente caracterizarregiões não conhecidas do feixe.

Experimentos de medidas de doses absorvidas comdosímetros termoluminescentes do tipo LiF-100 para uso

clínico em radioterapia com feixes de elétrons

RESULTADOS

Foram realizadas cinco irradiações noHospital das Clínicas, e cinco leiturasutilizando uma leitora Harshaw modelo3500. Esses dados foram analisados peloprocesso 1,2 descrito abaixo:- As repostas dos TLD´s são analisadasindividualmente a fim de reduzir a variaçãoda resposta de cada TLD- A 2ª leitura (referência arbitrária) enormalizamos todas as leituras a partirdesta.

Figura 1: Variação x Leitura

- Calculamos a média das respostas de todosos TLD´s em cada leitura.

Figura 2: Média x Leitura

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- corrigimos o valor de cada leitura dividindoa resposta de cada TLD pela média do lote.

Figura 3: Variação x Leitura

Esta análise é necessária devido àsincertezas experimentais e à difícilreprodutibil idade experimental dotratamento térmico, da irradiação e atémesmo devido a radiação ambiental ,reduzindo esta incerteza. Este método sópode ser aplicado quando temos um padrãode desvio, não sendo possível corrigirproblemas como a instabilidade da leitora.Podemos perceber que ao retirarmos osresultados da leitura 1 na analise realizadaacima a variação das repostas é reduzida,confirmando a ocorrência de algumproblema experimental nesta leitura.

RESULTADOS

Esta forma de análise de dados permite,remover erros sistemáticos, provocados porvariação nas condições de tratamentotérmico, e variações nas condições deirradiação e leitura. Esse fato pode serobservado na figura 1 ao verificarmos quea resposta de todos os TLD´s em umamesma leitura varia da mesma forma, ouseja, o aumento ou redução da respostanestes casos ocorre de forma conjunta.Desvios como o da Leitura 1 (figura 1)ocorreram devido à instabilidade da leitora,fazendo com que esta leitura fossedescartada já que não é possível encontrarum padrão que represente a variação dosTLD´s. Para terminar o processo deselecionamento serão realizadas mais trêsmedidas experimentais.Com este método de análise é possíveltrabalhar com todo o conjunto mantendouma incerteza abaixo do valor mínimo deprecisão exigida para util ização nadosimetria médica 3 (precisão mínima de5%).


[1] U. Fill, D. Regulla, M. Sprunck, PC-Assisted Dose Assessment in Clinical TLDosimetry and QA Progammes. GSF reportD-85758[2] L. A. R. da Rosa, D. F Regulla, U. A. Fill.Reproducibility study of TLD-100 micro-cubes at radiotherapy dose level. ElsevierScience 1999.[3] S. C. Klevenhagen, Physics andDosimetry o f Therapy Electron Beams, Med.Phys

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FAPESP e CNPq/PIBIC

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Estudo do crescimento de fibras de BaLiF3 pelo método de Micro-Pulling-Down (µ-pd) resistivo e indutivo

Jair Ricardo de Moraes e Sonia Licia BaldochiInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN

INTRODUÇÃO

Há duas décadas, o desenvolvimento defibras monocristalinas, crescidas a partir dafusão, tem despertado grande interesse emaplicações óticas e eletrônicas [1]. Entreoutras propriedades, estas fibras possuemalta resistência mecânica em virtude de suaperfeição cristalina se comparada a umcristal volumétrico. Isto decorre de seupequeno diâmetro e ao fluxo de caloraproximadamente uniaxial obtido durante ocrescimento, reduzindo os defeitos naestrutura cristalina [2]. Entretanto, apesardos inúmeros trabalhos na literatura sobrefibras monocristalinas, são poucos osdirecionados às fibras fluoretos.

OBJETIVO

Neste trabalho, estudamos os parâmetrosrelevantes para o crescimento de fibrasmonocristalinas de BaLiF3 de diâmetrosconstantes pelo método de µPD resistivo eindutivo.

METODOLOGIA

O método de µPD resistivo consiste nopuxamento de monocristais, na direçãovertical e sentido descendente, através deum capilar de 0,8 mm de diâmetro localizadona base do cadinho que contém material emfusão. Após o escoamento do líquido pelocapilar, uma semente é colocada em contatocom o mesmo formando um menisco, a partirdo qual, é iniciado o puxamento da fibra. Osprincipais parâmetros de controle decrescimento são: o gradiente de temperaturana interface sólido-líquido, velocidade depuxamento e controle de atmosfera. Osistema indutivo difere do resistivo peloformato do cadinho e pelo aquecimento porindução magnética e não por passagem decorrente, como no primeiro caso.

(a)

(b)

Figura 1: Esquema do processo de µ-PD: (a)resistivo e (b) indutivo

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RESULTADOS

No sistema resistivo, observamos adependência inversa da distância entre abobina de aquecimento e o cadinho com ogradiente de temperatura na interfacesólido-líquido. Procuramos otimizar adistância entre estes dois componentes paraobter um gradiente de temperaturaadequado à obtenção de fibras de diâmetroconstante e sem defeitos macroscópicos.Constatamos também que para se obter ocorreto ancoramento da fibra (interfacesólido-líquido estável) é necessário controlara velocidade de puxamento. Para fibras deBaLiF3, esta velocidade tem como limite 0,12mm/min. O controle da atmosfera mostrou-se importante, como forma de evitar acontaminação da fibra por impurezas(oxigênio e umidade), preservando suacomposição química e qualidade ótica. Apóstratamento a vácuo (3,6 torr), realizamostestes de crescimento sob fluxo de Ar ouCF4 com composição de 5mol% de excessode LiF. Os resultados iniciais foram poucosatisfatórios, resultando em fibras opacas equebradiças.

(a) (b)

Figura 2: Fibra de BaLiF3 (a) durante e (b) apóso crescimento no sistema resistivo

Figura 3: Fibra de BaLiF3 (a) durante e (b) apóso crescimento no sistema indutivo

Experiências realizadas sob pressão de CF4resultaram em fibras transparentes, mas nãototalmente homogêneas. No sistemaindutivo, as melhores condições de vácuo(2,5 torr) reduziram a contaminação porumidade e oxigênio e, nos testes de

crescimento sob atmosfera de 7,9 kPa de Are composição de 7 mol% de excesso de LiFforam obtidas fibras transparentes similaresàs crescidas sob pressão de CF4 no sistemaresistivo, entretanto, com diâmetro irregulardevido a dificuldade de controle dascondições de crescimento neste sistema.

CONCLUSÕES

Os estudos realizados possibilitaram umavanço nos conhecimentos de crescimentode fibras monocristalinas fluoretos.Obtivemos fibras monocristalinas de BaLiF3de diâmetros constantes apenas pelométodo de µPD resistivo, sendo necessáriaa continuidade dos estudos com o sistemaindutivo. Estudos adicionais sobre acomposição ideal de partida também semostraram necessários para otimização docrescimento de fibras deste material.


[1] Feigelson, R.S., Crystal Growth ofElectronic Materials, p.127, 1985.[2] Santo, A.M.E., Crescimento ecaracterização de fibras monocristalinas defluoretos do tipo LiY(1-X)TRXF4(TR = terrasraras). Tese de Doutorado – IPEN/USP,2005.

APOIO FINANCEIRO

CNPq/PIBIC e FAPESP

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INTRODUÇÃO

Neste trabalho foram realizadas medidas dedose devido a campos de radiação (gama enêutrons) em uma instalação de pesquisade BNCT - Terapia por Captura de Nêutronsem Boro.Foram construídas curvas de calibração(gráficos de resposta TL em função da dose)para TLDs-700 e para TLDs-600 e atravésdas mesmas foi possível determinar asdoses na instalação.A Técnica de BNCT consiste, resumidamente,em injetar no local onde há célulascancerígenas um composto especialcontendo boro que é preferencialmenteabsorvido pelas células degeneradas. Airradiação com nêutrons térmicos no localdo tumor induz reações dos nêutrons com oboro produzindo partículas alfa e íons de Li7,liberando 2,33 MeV (energia cinética daspartículas e íons), que são de curto alcance(dimensões das células degeneradas) asquais destroem seletivamente as célulascancerígenas.A pesquisa na área de BNCT para tumorescancerígenos de difícil tratamento portécnicas convencionais (cirurgia,quimioterapia ou radioterapia) temapresentado grande ímpeto nos últimos anosdevido aos resultados promissores obtidos.Os primeiros experimentos foram realizadoscom seres humanos nos Estados Unidos ena Europa. Este panorama internacional temmotivado os pesquisadores do IPEN a envidaresforços neste campo de pesquisa.Foi construída [1] uma instalação junto aoreator IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP, para arealização de pesquisas neste campo. Aconstrução desta instalação visa realizarpesquisas na área de Física das Radiações eRadiobiologia; permitirá caracterizar camposde radiação (nêutrons e gamas) adequadospara a aplicação da técnica de BNCT,desenvolver estudos de filtros para aumentara eficiência da técnica, estudos de níveis dedose utilizando “phantons” e estudosbiológicos “in vitro” e “in vivo” (Fig. 1).

Estudo da possibilidade do uso de dosímetrostermoluminescentes do tipo TLD-700 e 600 calibrados para

uso em pesquisas de BNCT

Jefferson Francisco do Nascimento e Paulo Rogério Pinto CoelhoInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN

OBJETIVO

Medida da dose devido aos campos deradiação (gama e nêutrons) na posição deirradiação de amostra (mostrada na figura1), por meio de dosímetrostermoluminescentes do tipo TLD-700(medida de dose devido aos raios gama), edo tipo TLD-600 (medida de dose devidoaos nêutrons).

Figura 1: Esquema da instalação para estudosem BNCT.

METODOLOGIA

Foi realizado o selecionamento dos TLDs-700, neste, as pastilhas foram agrupadaspor sensibilidade. Para a construção da curvade calibração foi utilizado um lote depastilhas de mesma sensibilidade, sendo quecada ponto da curva representa a respostamédia de três pastilhas submetidas a umamesma dose.O intervalo de dose da curva de calibraçãodos TLDs-700 foi de 0,50 +/- 0,03 até 20+/- 1 Gy. As irradiações foram realizadasno CTR/IPEN em uma fonte panorâmica de60Co.Os TLDs-600 foram irradiados no IRD/CNENem uma fonte de nêutrons 252Cf+D2O, ointervalo de doses foi de 0,50 +/- 0,07 até100 +/- 14 mGy.As respostas termoluminescentes (TLD-700e TLD-600) dos dosímetros foram obtidascom um leitor Harshaw modelo 2000.As pastilhas foram tratadas termicamentesegundo recomendado pelo fabricante

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(Thermal Electron-Eberline) após serem lidas,para que as mesmas pudessem sersubmetidas a novas doses, isso foi feito paraos TLDs-700 pois o número de irradiaçõesrealizadas foi maior do que a quantidade depastilhas, já para os TLDs-600 isso nãofoi necessário.Foram feitas duas regressões lineares(figuras 2 e 3) uma para os pontosexperimentais dos TLDs-700 e outra paraos pontos experimentais dos TLDs-600, pois,é conhecido da bibliografia sobre esses tiposde dosímetros que para intervalos de doseaté 10 Gy os TLDs-700 e os TLDs-600apresentam resposta TL linear.Medidas de dose foram feitas na posição deirradiação de amostras. Para tanto, foiutilizado um suporte de acrílico no qualdistribuímos em três posições (frontal,central e posterior), os dosímetros, essasposições correspondem ao começo, meio efim da posição de irradiação de amostras,sendo que a posição frontal está maispróxima do núcleo do reator. Cada posiçãocontinha três TLDs-700 e três TLDs-600.

RESULTADOS

Nas figuras 2 e 3 são apresentadas as curvasde calibração dos TDs-700 e 600 realizadasno CTR/IPEN e no IRD/CNENrespectivamente, bem como seusrespectivos parâmetros.

Figura 2: Curva de calibração para o TLD-600

Figura 3: Curva de calibração para o TLD-700

Na tabela 1 temos os resultados dasmedidas de dose feitas com os TLDs-700 ena tabela 2 aquelas feitas com os TLDs-600 na posição de irradiação de amostras.

Tabela1 - Medida com TLD-700

Tabela 2 – Medida com TLD-600

CONCLUSÕES

Os gráficos apresentados comprovam ocomportamento linear dos dosímetros paraos intervalos de dose utilizados. As medidasrealizadas com os TLDs-600 estão fora dointervalo de calibração, tornando-senecessário estender o intervalo decalibração. Já as medidas realizadas comos TLDs-700 estão dentro do intervalo decalibração destes dosímetros, portantoesses dosímetros podem ser utilizados paraa determinação da dose na instalação. Acontinuação deste trabalho, visandomelhorar a precisão das medidas, será oselecionamento os TLDs-600 e realizartestes de reprodutibilidade.


[1] P.R.P Coelho, A .C.Hernandes and P.T.D.Siqueira, “Neutron Flux Calculation in aBNCT Research Facility Implemeted in IEA-R1 Reactor”, “Research and Developmentin Neutron Capture Therapy”, MonduzziEditore, September 2002, p.197-2001.

APOIO FINANCEIRO

CNEN/PROBIC, FAPESP e Petrobrás.

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Desenvolvimento de detector plástico cintilador de grandevolume

João Francisco Trencher Martins e Margarida Mizue HamadaInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

Os detectores plásticos cintiladores sãosoluções sólidas obtidas pela adição decompostos orgânicos cintiladoras emmatrizes poliméricas. As principaisvantagens dos detectores plásticoscintiladores dentre os cintiladores sólidossão: (a) não são higroscópicos, (b)estabilidade térmica alta, (c) resistênciamecânica elevada, (d) podem ser obtidos notamanho e na configuração geométricadesejada e (e) de baixo custo. Estascaracterísticas tornam os plásticoscintiladores materias de fácil manuseio nausinagem, no transporte e na operação, alémpossibilidade de confecção dos detectoresnos tamanhos e configurações desejados. NoIPEN, plásticos cintiladores de pequenovolume são produzidos rotineiramente, noentanto para a fabricação de plásticoscintiladores de grande volumeaprimoramentos ainda são necessários.

OBJETIVO

O objetivo do trabalho é desenvolver econfeccionar detectores plásticos cintiladoresde grandes volume a partir da otimizaçãodo método de purificação e polimerizaçãoda solução cintiladora.

METODOLOGIA

A preparação do plástico cintilador consistebasicamente em três etapas: na purificaçãodo monômero, na preparação da soluçãocintiladora e na polimerização da soluçãocintiladora.Monômero de estireno comercial, utilizadocomo a matéria prima da matriz polimérica,deve ser previamente purificado. Apurificação do estireno é realizada a baixapressão (~10mmHg) e 31°C de temperatura.4 litros de estireno foram destilados por vez,util izando um balão de 5 litros. Acondensação do vapor foi realizada pelapassagem no condensador de uma mistura

aquosa de propileno glicol resfriada a 0°C.Esta temperatura foi obtida utilizando-seum sistema de refrigeração RAI 015 ACE daRefriac. O balão de recolhimento domonômero destilado foi acondicionado numacuba térmica circulando a mistura aquosa a0 °C , para evitar a formação de polímeros.A Figura 1 mostra o esquema do sistema depurificação.

Figura 1- Sistema de Purificação

O monômero de estireno foi bidestilado como intuito de obter solução com grau depureza adequada para sua utilização naconfecção do plástico cintilador.A eficiência da técnica de purificação foiavaliada pelas medidas de transmitância acada etapa de destilação, util izandoespectrofotômetro UV-visível (Shimadzu UV1601-PC) . Alíquotas das amostras a cadafração de 200 ml de destilação foramretiradas para avaliar a redução dasimpurezas.A solução cintiladora foi preparadamisturando-se 0,5% de PPO e 0,05% dePOPOP, em peso, ao estireno previamentepurificado. A seguir foi introduzida no moldede aço inox para subseqüente polimerização.A seguir, 22 litros de solução cintiladoracontendo 2,2ml (0,01%) de catalisadorTignonox 22-E50 da Akzo Nobel(concentração determinada como ideal)foram introduzidos em molde de açoinoxidável, deixando espaço vazio de 25%do volume interno para efeito de expansão

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dos gases durante o processo depolimerização. Imergiu-se o molde embanho de óleo termostatizado, inicialmentea temperatura ambiente e por meio de umamangueira conectada ao tubo menor domolde, manteve-se um fluxo de N2 gasoso,durante a polimerização

RESULTADOS

Para quantificar o grau de transparência dosmonômeros purificados, foram realizadosmedidas de transmitância óptica no intervalode luminescência do detector plásticocintilador. A Fig. 2 ilustra as medidas detransmitância, nos comprimentos de ondade 200 à 800nm, das amostras domonômero estireno comercial armazenadoe frações coletadas após 3500 ml (88%)de monodestilação e 800 mL (20%) e3200 ml (80%) de bidestilação.Como pode ser observado, há uma nitidamelhora na transmitância do estirenodestilado comparado ao comercial antes dadestilação, demonstrando a eficiência datécnica da destilação. Transmitância superiorà 80% foi observados para comprimentosde onda acima de 400 nm, que é a área desensibilidade da eficiência quântica dasfotomultiplicadoras. Para o monômero sempurificação a transmitância foi ao redor de65% para o intervalo de comprimento acimade 350 nm.

Figura 2 - Transmitâncias do Estireno Bruto e ApósDiferentes Destilações

O melhor resultado de transmitância a 420nm foi encontrado para o monomerobidestilado 20% com 81,79% detranmistância. Para o bidestilado 80% foide 80,80%, o monodestilado 88% de80.19% e o comercial com 69.34%.

CONCLUSÕES

A destilação do monômero de estireno à umapressão de 10 mmHg e à 31°C mostrou-se

eficiente para remoção de impurezas traçospresentes no estireno comercial.


[1]COSTA JUNIOR, N.P. Otimização dométodo de polimerização para confecção dedetectores plásticos cintiladores de grandevolume. São Paulo: 1999. TeseDoutoramento – Instituto de Pesquisasenergéticas er Nucleares, USP.[2]SCHAM, E.; LOMBAERT, R. OrganicScintillation Detectors. Amisterdam. ElsevierPublishing Company. 1963.

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Estudo da hidrogenação para pulverização de ligas à basede Ti-Zr-Nb

José Hélio Duvaizem, Hidetoshi Takiishi e Rubens N. Faria JuniorInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

O hidrogênio vem sendo muito utilizadocomo agente pulverizador de ligas à basede terras raras e metais de transição devidoà sua taxa de difusão ser extremamente altamesmo em temperaturas mais baixas [1].Tais materiais são utilizados em dispositivosde estocagem de hidrogênio, geração deeletricidade ou de campos magnéticos, quesão produzidos através de um processo cujaprimeira etapa é a transformação das ligasem um pó fino através de moagem.Para a obtenção de ligas à base de titânio ametalurgia do pó se faz presente, pois comela é possível se obter como resultado peçascom estrutura porosa, requisito paraaplicação em implantes dentários. Outrasvantagens da utlização da metalurgia do póna fabricação dessas ligas são melhoracabamento superficial e melhorhomogeneidade microestrutural [2].

OBJETIVO

O principal objetivo deste trabalho é aformação da liga Ti-13Nb-13Zr. Para tanto,é necessária que a liga possua uma boahomogeneidade microestrutural, além deapresentar um nível de porosidadecompatível com sua aplicação em implantesdentários.

METODOLOGIA

Para a hidrogenação, o material a serhidrogenado é pesado, limpo em banho ultra-sônico por 5 minutos e colocado em umcadinho de aço inox e então em uma retorta,onde é feito vácuo. Atingindo um valor depressão, o hidrogênio é injetado no sistema,fazendo vácuo em seguida e então eleva-sea temperatura do sistema atéaproximadamente 300ºC.

Nesta temperatura, o sistema é resfriadoaté a ambiente, quando é novamenteinjetado hidrogênio e então a temperaturaé elevada para 600ºC no caso do titânio enióbio e 500ºC para o Zircônio.Após a Hidrogenação das amostras foramrealizadas moagens em um moinho de altaenergia utilizando velocidades de 300rpm e200rpm para efeito comparativo. Asamostras foram prensadas a frio em umaprensa isostática e então sinterizadas nastemperaturas e tempo descritos naTabela 1:

Tabela 1. Condições para realização do processo

Após passarem pelo procedimento demetalografia, as amostras foramcaracterizadas por microscopia eletrônica devarredura (MEV) e espectroscopia de energiadispersiva (EDS).

RESULTADOS

As Fig. 1, 2, 3 e 4 apresentam asmicrografias obtidas nas amostras 1 a4.Através da caracterização por MEVpercebemos que na amostra 2 houve umamaior homogeneidade microestrutural daliga formada com relação às outras amostrasdevido principalmente ao tempo de patamarutilizado, que foi maior para a amostra 2,além do tamanho de grão obtido ser maiornessa amostra.

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Figura 1: Amostra 1. Pressão de Prensagem de30000 Psi, velocidade de rotação de 300 rpm epatamar de 5h. Temperatura de 1150°C depatamar.




CONCLUSÕES

Com base no trabalho realizado, pode-seconcluir que o processo de hidrogenação foide grande auxílio na obtenção dos pós da

liga Ti-13Nb-13Zr, tornando a moagem maisfácil, rápida e eficaz para a posteriorsinterização.


[1]India .Department of Atomic Energy,Hydrogen in metals .1980, Proceedings ofthe Interdisciplinary Meeting on Hydrogenin Metals, held in Bombay, February 19-20,1980.[2]HENRIQUES, V.A.R.; SILVA, C.R.M.;BRESSIANI, J.C., Utilização de Técnicas deMetalurgia do Pó (M/P) na Obtenção da LigaTi-13Nb-13Zr, Revista Metalurgia eMateriais, vol. 59, nº 532, abril 2003.

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Ablação de metais com pulsos laser de femtosegundo

Leandro Matiolli Machado e Wagner de RossiInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

A escala de tempo característica para arelaxação elétron-fonon em metais, estáentre um e centenas de picosegundos. Omelhor entendimento dos fenômenos queocorrem nesta escala de tempo, quando setrata de processamento de materiais a laser,poderá virtualmente levar a processos ou“usinagens” de metais, verdadeiramentelivres de rebarbas ou de zona afetada pelocalor.

OBJETIVO

Este trabalho teve como objetivo o estudodas características de corte do molibdêniopuro utilizando-se pulsos laser ultracurtos,da ordem de dezenas de femtossegundos.Procurou-se determinar, principalmente, aocorrência e extensão da zona afetada pelocalor (zac) nas proximidades da região decorte. Este estudo foi feito para diferentesregimes de processo, ou seja, diferenteslarguras temporais, densidades de energiae velocidades de processo.

METODOLOGIA

Foram feitos cortes em placas de molibdêniode 0,5 mm de espessura com pulsos laserde largura temporal de 0,6 ms, 0,8 ms e 60fs, posteriormente foram feitos ensaios demicrodureza na região da borda do corte eum ataque químico para visualização damicroestrutura para uma caracterizaçãoqualitativa da zac.

RESULTADOS

O aquecimento do material até uma certatemperatura e a sua manutenção por umcerto tempo, provoca um rearranjo damicroestrutura. A estrutura cristalina dosgrãos e do próprio contorno de grão émodificada nesse processo. Uma diferençana microestrutura perto da região deinteração em relação à matriz causa uma

diferença de dureza do material. Umamedida de microdureza pode, portanto,mostrar qualitativamente quanto o calorgerado na interação afetou a microestruturado material.

Figura 1: Microdureza em função da distância atéa borda do corte para os pulsos longos (0, 1, 2 e3), e para a interação de alta fluência com o laserde femtosegundo (fs1)

A Fig. 1 mostra a microdureza em funçãoda distância da borda do corte para asamostras cortados com pulsos de 0,6 e 0,8ms, com energia da ordem de 1J; e 60fscom 400µJ. Não foi observada diferençadistinguível nos valores similares de dureza.Foram obtidos os mesmos para os pulsosde femtossegundos.No uso de pulsos ultracurtos espera-se zacdesprezível. O fato disto não ter acontecidopode ser devido ao uso de um regime dealta fluência, ou seja, a fluência por pulsofoi muito maior que a fluência de limiar deablação para esse material. Esse efeito édescrito em [1].Os dados da Fig. 2 mostram medidas demicrodureza na região da borda do cortepara uma amostra (fs2) irradiada com pulsosde fs, mas com energia de 50mJ, resultandonuma fluência muito mais baixa que a usadana amostra (fs1). Nessa amostra não foipossível observar diferença significativa namicrodureza em função da distância à bordade corte.

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Figura 2: Microdureza em função da distância àborda para diferentes distâncias à superfície decorte. Interação de baixa fluência. Amostra fs2

Pode ser observado a partir da Fig. 3 umadiferença significativa na microestruturaperto da borda de corte em relação a matriz,os grãos estão maiores, mostrandoaquecimento dessa região.

Figura 3. Amostra irradiada com pulsos de fs emregime de alta fluência (Mo - 60fs)

Figura 4. Borda de corte com pulsos de 60fs comregime de baixa fluência

Na figura 4, onde a amostra foi cortadausando pulsos de fs com baixa fluência, nãoé possível observar diferença namicroestrutura mesmo muito perto da bordade corte.

CONCLUSÕES

Esse trabalho mostrou que variações nalargura temporal de pulsos da ordem de msnão causaram diferença no tamanho da zac.E zona afetada pelo calor praticamenteinexistente pode ser obtida usando-se pulsosde fs em regime de baixa fluência.


[1] S. Nolte, C. Momma, H. Jacobs, A.Tunnermann, B. N. Chichkov, B.Wellegehausen, and H. Welling, “Ablation ofmetals by ultrashort laser pulses ,” J. Opt.Soc. Am. B 14, 2716- (1997)

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Obtenção da liga M2 + 6% NbC via moagem de alta energia

Leonardo Fernandes Muniz de Souza, Francisco Ambrozio Filho eRejane Aparecida Nogueira


INTRODUÇÃO

A moagem de alta energia (Mechanicalalloying) é um processamento de pós emmoinhos de bolas de alta energia, como osmoinhos vibratórios, planetários e atritores.Nestes equipamentos, ocorre a transferênciade energia cinética das esferas que estão semovendo em altas velocidades, da ordemde 7 m/s, para as partículas de pós atravésdo cisalhamento ou impacto. Esta técnicapermite conseguir uma ligação, a nívelatômico, dos elementos químicos queconstituem os pós de partida, formando umaliga por um processamento realizadototalmente no estado sólido.

OBJETIVO

O objetivo do presente trabalho é a obtençãoda liga M2 + 6% de NbC via moagem dealta energia.

METODOLOGIA

A composição química do aço AISI M2apresentada pela tabela 1, foi fornecida pelofabricante do material.

Tabela 1: Composição Química do Aço (% empeso).

A mistura do pó de M2 + 6% NbC foi colocadanum moinho Zoz CM-01 do tipo attritorhorizontal, para a realização da moagem dealta energia. As condições para a moagemforam: relação bola pó 10:1; atmosfera denitrogênio; rotação do moinho de 1500 rpm;esferas de aço cromo 3/16"; tempo demoagem de 1 hora. O pó foi caracterizadopor microscopia eletrônica de varredura(MEV).

RESULTADOS

Nas Fig. 1, 2, 3 e 4 podem-se observar asmicrografias da mistura do pó de M2 + 6%de NbC após moagem por um período deuma hora com rotação do moinho igual a1500 rpm obtidas por microscopiaeletrônica de varredura (elétronssecundários).

Figura 1: Micrografia da mistura do pó de M2 +6% NbC após moagem

Figura 2: Micrografia da mistura do pó de M2 +6% NbC após moagem

Figura 3: Micrografia da mistura do pó de M2 +6% NbC após moagem com dispersão

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Figura 4. Micrografia da mistura do pó de M2 +6% NbC após moagem com dispersão

Na figura 5 observa-se o resultado damicroanálise por energia dispersiva – EDS.

Figura 5. Microanálise de EDS da mistura do póde M2 + 6%NbC após moagem

Para uma melhor análise, realizamos oensaio de determinação dos teores decarbono e oxigênio. Os resultados obtidosestão apresentados na tabela 2.

TABELA 2: Quantificação dos Teores de Carbonoe Oxigênio

O valor teórico de carbono calculado para amistura de pó de M2 + 6% de NbC é igual a1,4% que está próximo ao encontrado noensaio.

CONCLUSÕES

1. Os resultados obtidos permitiramverificar o sucesso do processoutilizado, uma vez que partículas denióbio foram incrustadas naspartículas do aço M2.

2. As partículas resultantes do processode moagem, M2+ NbC, apresentam-se, na maior parte, arredondadas, oque facilitará o posterior processo decompactação.


[1] Ishii, H.A. Elaboração de ligas Ag-Sn-Cu para amálgama dentário por moagemde alta energia. 2003. Tese (Doutorado) –Instituto de Pesquisas Energéticas eNucleares, São Paulo.[2] Araujo, E.G. Efeito das adições deportadores de fósforo e da alumina nasinterização do aço rápido M2. 2000. Tese (Doutorado) - Instituto de PesquisasEnergéticas e Nucleares, São Paulo.[3] Araujo, E.G. Influência das adições deNbC e ligas à base de fósforo na sinterizaçãode aço rápido M2. 1993. Dissertação(Mestrado) - Instituto de PesquisasEnergéticas e Nucleares, São Paulo.[4] Suryanarayana, C. Mechanical alloyingand milling. Progress in Materials Science,v.46, p. 1-184, 2001.

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Caracterização de filmes finos de TiO2 utilizandoespectrofotometria molecular na região do UV-Vis

Liana Key Okada Nakamura e Jorge Moreira VazInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

A nanociência está, atualmente, dentre oscampos científicos em desenvolvimento maispromissores. Podem ser encontradasdiversas áreas para aplicações dos agoradenominados nanomateriais. Dentre estaspodem ser destacadas: preparação denanocatalisadores e fotocatalisadores,sensores, células solares, baterias de íonlítio, filmes anti-reflexo, vidros condutores,janelas com filmes auto-limpantes, entreoutros [1-3]. Existem diversas formas depreparação de materiais nanoestruturados,porém o processo sol-gel apresenta maiorversatilidade, pois propicia o controleestrutural ao nível molecular [4-6] dos filmespreparados.

OBJETIVO

Preparação pelo processo sol-gel de filmesfinos de TiO2 obtidos por dip coating com acaracterização de algumas propriedadesópticas por espectrofotometria molecular naregião do UV-Vis.

METODOLOGIA

Preparação do precursor sol-gel:O gel precursor foi obtido a partir da hidrólisecontrolada, em temperatura ambiente, detetraisopropóxido de titânio em meio deácido clorídrico ou ácido acético emisopropanol, conforme o caso. Foi avaliadoa influência do tempo de envelhecimento dogel precursor nas características dos filmespreparados.Preparação dos filmes finos de TiO2Os filmes foram preparados em substratode vidro pelo processo de dip coating, comvelocidade de retirada de 30 cm.min-1. Apóscada imersão no gel precursor o filme foisubmetido a tratamento térmico em muflana temperatura de 450 ºC durante 15minutos. O processo foi repetido até onúmero de 5 imersões em filmes feitos emuma face (s) e duas faces (d).

RESULTADOS

A partir dos valores de transmitância mínima(Tmin) dos filmes finos de TiO2 podem serdeterminados: espessura do filme (d); índicede refração no ë do Tmin (n); índice derefração (N); porosidade (P) [7]. A partir docoeficiente de absorção (á) pode serdeterminado o valor da energia de band gap(Eg) [6]. Na figura 1 é apresentado o espectrode transmissão para as amostras L-30 e L-38, com a indicação dos valores para Tmin eordem do pico (m).

Figura 1. Espectro de transmissão das lâminasL-30 e L-38

Na tabela 1 são apresentados os parâmetroscalculados para os filmes preparados.

Tabela 1: Caracterização dos filmes finos deTiO2 preparados.s) 1 face; d) 2 faces; b1) HCl; b2)HAc

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Os filmes finos foram feitos tanto em ambasas faces(d) como em somente uma dasfaces(s) do substrato. Como pode serobservado, após a devida correção, osparâmetros calculados foram similares paraas duas situações. Nas condições estudadasfoi observado que os filmes finos de TiO2preparados a partir do gel precursor comácido clorídrico apresentaram, de formageral, menor espessura do que ospreparados com ácido acético. Entretanto aespessura do filme foi pouco influenciadapelo tempo de envelhecimento do gelprecursor. O índice de refração dos filmesfinos de TiO2 preparados a partir do gelprecursor com ácido acético foram maioresdo que os obtidos para os filmes preparadoscom ácido clorídrico e de forma geral forampouco influenciados pelo tempo deenvelhecimento do gel precursor. Aporosidade dos fi lmes finos de TiO2preparados a partir do gel precursor comácido acético foi menor do que dos filmespreparados com ácido clorídrico, sendo quepara este ultimo foi observada uma maiorinfluência do tempo de envelhecimento naporosidade. O valor da energia de band gapnão foi afetado pelo tempo deenvelhecimento e composição do gelprecursor, sendo praticamente constante nascondições estudadas.

CONCLUSÕES

A utilização da espectrofotometria molecularna região do UV-VIS simplifica em muito aavaliação de filmes finos transparentes, poisa partir do espectro de transmissão, obtidode forma não destrutiva diretamente dofilme fino, podem ser estimados algunsparâmetros importantes para suacaracterização óptica.


[1]Liu, X.; Jin, Z.; Bu, S. e Yin, T., Journalof Sol-Gel Science and Technology, 36, 103-111, 2005.[2] Arabatzis, I. M.; Antonaraki S.;Stergiopoulos, T. et al, Journal ofPhotochemistry and Photobiology A:Chemistry, 149, 237-245, 2002.[3] Maye, M. M.; Han, L.; Kariuki, N. N. Etal,Analytica Chimica Acta, 496, 17-27, 2003.[4]Hu, L.; Yoko, T.; Kozuka, H. E Sakka, S.,Thin Solid Films,219,18-23, 1992.[5]Ahn, Y. U.; Kim, E. J.; Kim, H. T. e Hahn,S. H., Materials Letters, 57, 4660-4666,2003.

[6]Keshmiri, M.; Mohseni, M. e Troczynski,T., Applied Catalysis B: Environmental, 53,209-219, 2004.[7]Sreemany, M. e Sen, S., MaterialsChemistry and Physics, 83, 169-177, 2004.

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Eletro-oxidação do metanol sobre eletrocatalisadoresPtRu/C preparados pelo método da redução via boro

hidreto utilizando OH- como agente estabilizante

Luis Antônio I. do Vale e Estevam Vitório SpinaceInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

As células a combustível de metanol direto(CCMD) usam metanol na forma de vaporou líquido como combustível e operam embaixas temperaturas (<100°C) [1]. Aestrutura da CCMD é composta por doiseletrodos porosos em contato com umamembrana trocadora de prótons. A célulade metanol é uma promissora fonte deenergia para aplicações em transporte efontes de energia portátil. Estas célulaspossuem alta eficiência, baixas emissões,uma fonte de energia potencialmenterenovável e conveniente reabastecimento.Um dos maiores problemas das células acombustível de metanol direto que utilizamNafion é que a mistura líquida (metanol +água) atravessa a membrana, do ânodo parao cátodo, devido à alta permeabilidade dometanol na membrana causando uma perdade atividade no cátodo, esta perda deatividade faz com que o desempenho dacélula caia significativamente. Hoje em diaas pesquisas se concentram na busca demembranas que sejam menos permeáveisao metanol e catalisadores específicosapenas para a redução de oxigênio.A reação de eletro-oxidação completa dometanol envolve 6 elétrons, mas sua cinéticaé bastante lenta, como resultado daformação de intermediários fortementeadsorvidos. A oxidação desses intermediáriosa CO2 requer a adsorção de espécies quecontem oxigênio (OH, H2O). A platina sozinhanão é suficientemente ativa para a oxidaçãodessas espécies e com isso se faz necessárioutilizar materiais alternativos como, ligas dePt-Ru. Nestes catalisadores o metal ligado aplatina forma óxidos superficiais empotenciais mais baixos que a platinafacilitando a oxidação dos intermediários dareação [2].

Os processos convencionais de síntesede eletrocatalisadores PtRu/C são osmétodos de impregnação e coloidal. Ométodo da impregnação resulta emcatalisadores com tamanho de partículas

acima de 6nm, os quais são consideradosgrandes para o emprego em células acombustível alimentadas diretamente pormetanol, também podemos observar umadistribuição não homogênea das nano-partículas no suporte. Já o método coloidalresulta em nanopartículas de pequenotamanho (menor que 3nm) e apresentamuma distribuição homogênea das nanopartículas no suporte, mas estas síntesescostumam ser complexas, pois envolvemvárias etapas de síntese. Neste trabalhoPtRu/C são preparados via redução por borohidreto de sódio utilizando íons OH- comoagente estabilizante.

OBJETIVO

O objetivo do presente trabalho consiste noestudo da reação de eletro-oxidação dometanol sobre eletrocatalisadores a base dePlatina-Rutênio dispersos em carbono dealta área superficial. Estes catalisadoresserão preparados pelo método da reduçãovia boro hidreto de sódio utilizando OH-

como agente estabilizante. Um segundoobjetivo consiste na caracterização destesmateriais pelas técnicas de EDX onde serádeterminada a composição química dosdiferentes eletrocatalisadores preparados.Também será utilizada a técnica de difraçãode raios X para determinar o tamanho médiodas partículas no eletrocatalisador. Umterceiro objetivo consiste no estudo dodesempenho dos eletrocatalisadorespreparados frente à reação de eletro-oxidação do metanol, utilizando a técnicade voltametria cíclica.

METODOLOGIA

A técnica de voltametria cíclica seráempregada com a finalidade de se obter operfil voltamétrico dos diferentes sistemasde eletrocatalisadores preparados utilizandoa técnica do eletrodo de camada fina porosa[2]. O eletrodo de camada fina porosa épreparado pela mistura de 20 mg do

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catalisador com 3 gotas de Teflon em umbéquer com 50 ml de água sob agitação emum sistema de ultra-som por 10 minutos,posteriormente esta mistura é filtrada emum filtro HAWP04700. A mistura aindaúmida é então retirada do filtro com auxíliode uma espátula e colocada sobre a cavidadedo eletrodo, fazendo-se uma leve pressão eprocurando deixar a superfície o maishomogênea possível. Finalmente uma gotade água é colocada sobre a camada ativa eo eletrodo imediatamente conectado aosistema rotatório e imerso na soluçãoeletrolítica. O bom desempenho do eletrodode camada fina porosa é sempreestabelecido através dos voltamogramascíclicos obtidos numa solução de0,5 mol.L-1 de H2SO4 saturada com nitrogênio(N2).

RESULTADOS

A Fig. 1 ilustra a varredura anódica frente aeletro-oxidação do metanol para oseletrocatalisadores PtRu/C preparados pelométodo da redução via boro hidreto emcomparação com o eletrodo PtRu/C E-tekconsiderado com referência na literatura.

Figura 1: Varredura anódica para oscatalisadores PtRu/C preparados pelo métododa redução via boro hidreto e PtRu/C E-tek em0.5 mol L-1 H2SO4, + 1.0 mol L-1 de metanol auma velocidade de varredura de 10 mV s-1.

O eletrocatalisador PtRu/C preparado pelaredução via boro hidreto utilizando OH- comoagente estabilizante, apresenta um melhordesempenho com relação ao catalisadorcomercial PtRu/C E-tek na faixa de potencialde interesse tecnológico (0,3 a 0,5V).

CONCLUSÕES

O método da redução via boro hidretoproduziu eletrocatalisadores PtRu/C que são

ativos frente a eletro-oxidação do metanol.Estudos futuros em células a combustíveisunitárias alimentadas diretamente pormetanol são necessários a fim de se verificarse estes materiais são ativos em condiçõesreais de operação.


[1] HOGARTH, M.P., CHRISTENSEN, P.;HAMENETT, A.; SHUKLA.A. J. Power Sources,v.69, p.125-36, 1997.[2] Neto,A.O.,Giz, M.J.,Perez, J., Ticianelli,E.A.,Gonzalez, E.R. J. Of the Electrochem.Soc., V.149, p. A272-A279, 2002.

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Medidas de taxas de reação ao longo do raio da pastilhacombustível no reator IPEN/MB-01

Luís Felipe Liambos Mura e Ulysses d’Utra BitelliInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

O conhecimento das taxas de reação nuclearno combustível de um reator nuclear é umproblema crucial da Física de Reatores desdeos anos 50, pois de seu conhecimentopodemos obter informações extremamenteimportantes não só do ponto de vistaoperacional, mas também no quesitosegurança. Assim, podemos determinarvários parâmetros, como taxa de queima decombustível, espectro de energia dosnêutrons e conseqüente, danos de irradiaçãonos vasos de pressão de reatores depotência, taxa de geração de calor, fator depico, etc.Um dos problemas fundamentais está nasuperestimação da taxa de reação deabsorção dos nêutrons nas ressonâncias do238U. Em outras palavras, o problema estáno cálculo das autoblindagens nestasressonâncias calculadas através de métodos,tais como Nordheim [1] e Bondarenko [2].Com as medidas preliminares realizadasneste trabalho nos propomos a confrontarmedidas de taxas de reação ao longo do raiode um pastilha combustível com valoresobtidos através do método de Monte Carloutilizando-se do código MCNP-4C [3].

OBJETIVO

Determinação da distribuição radial das taxasde reação de captura radioativa (n, γ) no238U ao longo de uma pastilha combustível(“pellet”) com o mesmo enriquecimento dasdemais pastilhas do Reator IPEN/MB-01, ouseja, 4,3% em 235U.

METODOLOGIA

A pastilha utilizada possui 8,49 mm dediâmetro, massa de 0,28261 gramas eespessura de apenas 0,4906 mm, sendoinserida entre as pastilhas 9 e 10,respectivamente na cota axial 185 mm, nointerior de uma vareta combustível

desmontável. Esta vareta é colocada naposição central do núcleo do reator IPEN/MB-01 (posição M-14) e irradiadadurante 1 hora.A potência de irradiação foi de 100 wattscom as varetas de controle retiradas59%. A temperatura média da água,elemento moderador, medida por 12termopares distribuídos ao longo donúcleo é de 20,6 ºC. A configuração denúcleo utilizada é a configuração padrãoretangular, composta de um arranjo de28x26 varetas combustíveis.Após a irradiação, a vareta combustívelé desmontada e a pastilha de UO2retirada. A espectrometria gama dapastilha é realizada 17 horas após otérmino de sua irradiação no reator emum detector de germânio hiper-puro(HPGe) .Foram construídos diversos colimadorescom diâmetros variáveis, capazes deamostrar raios diferentes da pastilha.Esses colimadores (Fig. 1) foramapoiados em uma base de lucite,juntamente com uma blindagem de 15mm de espessura que impedia atransmissão do fotopico gama do Np-239, centrado a energia de 276,6 keV ,fora da região de interesse amostradapelo colimador. O 239Np é umradionuclídeo de meia-vida 2,335 diasproveniente do decaimento do 239U meia-vida de 23 minutos, produto da reaçãode captura radioativa dos nêutrons no238U.

Figura 1. Colimadores e suporte

144

Para cada colimador foram realizadas nomínimo 32 espectrometrias gama, tendocada uma delas a duração de 900 segundos.A fim de corrigir o decaimento radioativo,optou-se por se trabalhar com as taxas decontagem ao término da irradiação.Por fim, é construída a curva contagemintegrada, parâmetro proporcional a taxa dereação, por raio da pastilha e esses valoresnormalizados comparados aos dadossimulados.

Figura 2: Taxa de Reação de captura conforme oraio da pastilha

RESULTADOS

Como esperado foi detectada uma taxa decaptura mais concentrada na região próximaao moderador.Comparando os dados medidos relativos ataxa de reação de captura radioativa aossimulados (vide Figura 2) é possívelvisualizar que tanto os valoresexperimentais como aqueles calculados peloMCNP-4C [3] apresentam o mesmocomportamento espacial ao longo do raioda pastilha combustível.

CONCLUSÕES

Verifica-se nestas medidas preliminares,uma superestimação dos valores calculadosem relação aos medidos no interior do pellet,até o raio de 0,275 cm, decorrente dasuperestimação da autoblindagem nasressonâncias do 238U. À medida que nosafastamos do interior da pastilha essefenômeno deixa de ocorrer.


[1]NORDHEIN, L.W.; KUNIUR, G.F. AProgram of Research and Calculation ofResonance Absorption. San Diego, CA, GulfGeneral Atomic Co., 1961.

[2]BONDARENKO, I.I. Group Constants forNuclear Reactor. Constants Bureau, NewYork, NY, 1964.[3]BRIEMEISTER, J.F; MCNP: A GeneralMonte Carlo N-Particle Transport Code(Version-4C), Los Alamos NationalLaboratory, LA-13709-M, 2000.[4]FANARO, L. Comunicação pessoal, 2006.[5]BITELLI, U. d‘U. Medida de ParâmetrosIntegrais no Reator IPEN/MB-01. São Paulo:2001.Tese (doutorado) - IPEN.

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Determinação de compostos orgânicos voláteis leves naatmosfera da cidade de São Paulo

Maria Helena dos Santos e Luciana Vanni GattiInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN

INTRODUÇÃO

A poluição atmosférica urbana consiste numdos maiores problemas das grandes cidades.Envolve assuntos como saúde populacional,qualidade de vida e desenvolvimentoeconômico. Os veículos automotores são osprincipais causadores dessa poluição em SãoPaulo, representando mais de 95% daemissão de poluentes. O ozônio é o poluenteque frequentemente atinge, na atmosfera daRegião Metropolitana de São Paulo, níveisde concentração superiores ao padrão dequalidade do ar estabelecido na LegislaçãoFederal e Estadual. Muitas vezes esses níveisalcançam concentrações elevadas que levamà classificação Má da qualidade do ar. Comoo ozônio é um poluente secundário, pois nãoé emitido diretamente pelas fontesantropogênicas, os programas sobre asfontes para a redução deste poluente, nosquais a CETESB se baseia, estão baseadosno controle das emissões dos poluentesprecursores do O3, ou seja, os óxidos denitrogênio (NOx) e compostos orgânicosvoláteis (COVs). Os compostos orgânicosvoláteis (COVs) tornaram-se um dos maioresproblemas a saúde, seu monitoramento éfeito apenas na forma de hidrocarbonetostotais, sem levar em conta a toxicidade decada espécie e seu papel como precursoresde ozônio.

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho consiste emrealizar um estudo contínuo de identificaçãoe quantificação dos principais compostosorgânicos voláteis leves (COVs, C2 a C5) naatmosfera de São Paulo, que são precursoresdo ozônio troposférico.

METODOLOGIA

As amostras foram coletadas com globos deaço inoxidável de 6 litros de volume,eletropolidos internamente para garantir aintegridade da amostra. As amostragens sãorealizadas duas vezes por semana, nohorário das 7:00 às 9:00 horas. Nesteperíodo os COVs ainda não reagiramfotoquimicamente formando o ozônio,portanto a concentração na atmosferacorresponde as emissões veiculares do picodo fluxo matinal dos veículos. As coletas sãorealizadas no Instituto de PesquisasEnergéticas e Nucleares – IPEN, em seuponto mais alto, que corresponde ao pontomais alto da Cidade Universitária.Aproximadamente a mesma altitude daavenida Paulista. Sendo assim, o ar coletadocorresponde a um valor mediano decomposição do ar já misturado.

RESULTADOS

Durante os meses de estudo foi observadogrande variabilidade nas concentrações dosCOVs leves de um dia para outro e tambémde uma estação para outra, como pode serobservado nas Figuras 1 e 2, dos resultadosde concentrações dos COVs coletados nacidade universitária. Dos COVs estudados,o mais abundante encontrado no período deestudo foi o eteno, que representa 20% doshidrocarbonetos de até 5 carbonos.

146

Figura 1. Distribuição das Concentrações Médiasdos COVs Leves em Porcentagem

Observando a série temporal das quatroestações do ano analisadas, observamosconcentrações maiores no verão eprimavera, devido ao aumento daevaporação do combustível, pelo aumentode temperatura. O CO é emitido devido aqueima incompleta do combustível,juntamente com os compostos orgânicosvoláteis, e por isto podemos observarclaramente a correlação dos COVs com oCO.

Figura 2. Perfil diário dos COVs no período deestudo e CO das Estações CETESB de Pinheirose Osasco.

CONCLUSÕES

O principal COV leve observado neste estudoé o etileno (eteno), este composto orgânicotem grande potencial de formação de ozônio.Seguido dos demais compostos, C2-C5, demaior concentração: etano, propano,butano, hexano, propeno, pentano,isobutano, 1,3 butadieno, penteno buteno.

As concentrações dos COVs acompanhamas concentrações de CO indicando que aprincipal fonte de emissão destes compostosé procedente dos veículos automotores.As concentrações dos COVs são dependentesdas condições meteorológicas. Pois nos diasfavoráveis à dispersão as concentrações sãomenores.Estes compostos são nocivos à saúdehumana e contribuem para formação deoutros poluentes, principalmente do ozôniotroposférico.


[1] CETESB, 2004, Relatório de Qualidadedo Ar no Estado de São Paulo – 2005,Companhia de Tecnologia de SaneamentoAmbiental, São Paulo, Brasil.

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Clonagem e expressão de toxina de interessefarmacológico

Milena de Mello Campos Leinmueller e Nanci do NascimentoInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

Os venenos ofídicos são considerados osfluídos secretórios de vertebrados maisconcentrados de que se tem notícia [1]. Estaspeçonhas tem despertado um grandeinteresse pela riqueza de substânciasbioativas com potencial aplicação nodesenvolvimento de novos fármacos. Emexperimentos recentes, isolamos umafosfolipase A2 do veneno de Bothropserythromelas (jararaca da seca). Muito poucose sabe a respeito dos componentes desteveneno e de seu modo de ação. Por se tratarde um animal de pequeno porte e de difícilcaptura e manutenção em cativeiro, oveneno é escasso, dificultando estudos maisaprofundados sobre seus componentes. Emexperimentos preliminares com a toxinasupracitada, que constitui menos de 2% dopeso seco do veneno, pudemos observar quea mesma tem potente ação inibitória sobrea agregação plaquetária. Estudospormenorizados da toxina e de seu modode ação poderiam levar ao desenvolvimentode drogas anti-trombóticas. No entanto, emrazão da já referida escassez do veneno, taisestudos são praticamente inviáveis. Umaalternativa seria a produção da toxina pormeio de técnicas de DNA recombinante.

OBJETIVO

Isolar, clonar e sequenciar o cDNA quecodifica para a fosfolipase A2 do veneno deB. erythromelas, visando a sua expressãoem Escherichia coli.

METODOLOGIA

Após transformação de bactérias DH5αeletrocompetentes com uma alíquota de umabiblioteca de cDNA de glândula de venenode B. erythromelas, clones isolados foramaleatoriamente selecionados parasequenciamento. O sequenciamento foirealizado em um seqüenciador automático(Applied Biosystems) usando o kit Big Dye

do mesmo fabricante. As seqüências geradasforam confrontadas com o banco de dadosGenbank, permitindo a identificação dosclones positivos. Em uma segunda etapa, aregião codante foi subclonada por reaçãode polimerase em cadeia (PCR) parainserção no vetor de expressão pET 24,utilizando primers apropriados. Estesprimers foram desenhados de forma a inserirextremidades coesivas, permitindo aclonagem direcional do inserto. Foi tambémadicionado um códon iniciador (ATG) naposição –1. Esta construção foi entãoinserida em bactérias DH5α e ostransformantes foram selecionados emplacas de meio LB agar contendokanamicina.

RESULTADOS

Após sequenciamento, pudemos observarque, de forma similar a outras fosfolipasesde serpentes já descritas, o cDNA éconstituído de uma região 5´não traduzida(UTR), seguido de um peptídeo sinal de 16aminoácidos, da região que codifica para aproteína madura (363 pb), um códon deparada e uma região 3´não traduzida. Deacordo com os bancos de dados, estaarquitetura é comum a todas as fosfolipasesA2 de serpentes até hoje seqüenciadas.Cabe ressaltar ainda, que as regiões nãotraduzidas apresentaram maior grau dehomologia que a região codante. Nopresente momento, estamos realizando osequenciamento do cDNA inserido no vetorde expressão, visando identificar eventuaiserros de incorporação durante o PCR.Confirmada a exatidão da seqüência, estaconstrução será inserida em E. coli BL21,para obtenção da toxina recombinante.

CONCLUSÕES

No presente trabalho, isolamos o cDNA quecodifica para uma toxina do veneno de B.erythromelas com potente ação anti-agregante. Este cDNA se mostrou homólogo

148

em sua arquitetura àqueles já descritos paraoutras serpentes. Cabe ainda ressaltar queesta toxina é a segunda cuja seqüência seconhece para esta serpente. Emexperimentos futuros, pretendemos obter atoxina recombinante em quantidadessuficientes para a sua caracterização.


[1]STOCKER,K. F.-Medical of snake venomproteins CRC press. Composition of snakevenoms. P. 34-50, 1990.

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Preparação de eletrólitos sólidos cerâmicos condutoresprotônicos para células a combustível

Olavo Rodrigues de Oliveira e Reginaldo MuccilloInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

Serão estudados eletrólitos sólidos cerâmicosdo tipo BaCe0,8Gd0,2O3-δ, conhecidos comocondutores protônicos, podendo ser usadosem células a combustível para a produçãode energia por meio da oxidação parcial dometano [1 – 3].

Essas cerâmicas de alta tecnologiaserão preparadas por meio de síntese deestado sólido. As análises dos pós cerâmicosserão feitas por meio de difração de raios Xpara determinação de teor de fases,adsorção gasosa (BET) para determinaçãoda área de superfície específica e porespectroscopia de impedância para análise

do comportamento elétrico.Esse trabalho inicial permitiu

compreender o material na sua preparaçãoe na caracterização física de eletrocerâmicasna forma de pós e em análise docomportamento elétrico por meio da técnicade espectroscopia de impedância.

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho é odesenvolvimento, caracterizaçãomicroestrutural e eletroquímica decondutores protônicos para célulasoperacionais com gás metano.

METODOLOGIA

Foram utilizados para a preparação doeletrólito sólido BaCO3, CeO2 e Gd2O3.

Na preparação do eletrólito foram calculadasas massas de BaCO3, CeO2 e Gd2O3, depoispesadas e misturadas no almofariz de ágatae agitadas num agitador túrbula por 1 h comálcool isopropílico. Posteriormente o álcool foievaporado em uma estufa a 50 ºC e depois opó da mistura foi sinterizado a 1350 ºC/10 h

com taxas de aquecimento e resfriamentode 10 ºC/min, e retirada uma alíquota paraanálise por difração de raio X. O pó cerâmicofoi compactado para formar pastilhas de 25mm de diâmetro e espessura de 2 mm, eforam sinterizadas a 1500 ºC/2 h.

Para o cátodo foram calculadas asmassas dos óxidos de lantânio (La2O3), ferro(Fe2O3),e cobalto (Co3O4) mais carbonato decálcio (CaCO3) para fazer um total de 10 gcom os materiais; no almofariz de ágata amistura dos pós foi homogeneizada, e natúrbula foi agitada por 1 h com álcoolisopropílico e evaporado o álcool a 50 ºC.

0,3 La2O3 + 0.4 CaCO3 + 0,4 Fe2O3 + 0,2/3 Co3O4

⎯→⎯∆T La0,6 Ca0,4 Fe0,8 Co0,2 O2,74 + 0,4 CO2

Para a montagem do cátodo em um lado doeletrólito foi feita a deposição de umasolução com 0,25 g de La0,6 Ca0,4 Fe0,8 Co0,2O3-δ + 0,25 g de BaCe0,8Gd0,2O3-δ + 3 gotasde PVB e 2 mL de álcool etílico.A pastilha de BaCe0,8Gd0,2O3-δ pintada com ocátodo foi sinterizada a 1150 ºC/0,5 h comtaxa de aquecimento e resfriamento de 3ºC/min.Para o ânodo, do outro lado da pastilha, foipintado com platina coloidal + clorofórmio erecebeu o seguinte tratamento térmico: taxade aquecimento 5 ºC/min até 300 ºC/1h, novoaquecimento 5 ºC/min até 800 ºC/10min etaxa de resfriamento 5 ºC/min.

RESULTADOS

Treinamento em operação de fornosprogramáveis, balança analítica, agitadormecânico, prensa hidráulica, e aplicação datécnica de mistura de óxidos na preparaçãodo eletrólito e do cátodo.Desenvolvimento de uma porta amostras pararealizar os testes de operação da célula.

150

As medidas de impedância foram feitas emum aparelho HP 4192A nas condições:tensão 100 mV, faixa de freqüência de 5Hza 13 MHz.As Figuras 01, 02 e 03 mostram diagramasde impedância a 500 ºC e 600 ºC (01), a700 ºC (02) e a 800 ºC, 900 ºC e 1000 ºC(03).

Figura 01: Diagramas de impedância nastemperaturas de 500 ºC e 600 ºC.

Figura 02: Diagrama de impedância natemperatura de 700 ºC.

Figura 03: Diagrama de impedância natemperatura de 800 ºC, 900 ºC e 1000 ºC.

CONCLUSÕES

A resistividade do BaCe0,8Gd0,2O3-δ, diminuicom o aumento da temperatura. Essecomportamento depende da atmosfera dacâmara de medida, provavelmente por causada variação da umidade relativa. Essavariação modifica a concentração deportadores de carga (prótons) necessáriospara o processo de condução elétrica.


[1] K. Asano, T. Hibino, H. Iwahara, J.Electrochem. Soc. 142, 3241-3245 (1995).[2] H. Iwahara, H. Uchida, K. Ogaki, H.Nogato, J. Electrochem. Soc. 138, 295-299(1991).[3] H. Iwahara, H. Uchida, K. Ono, K. Ogaki,J. Electrochem. Soc. 135, 529-532 (1988).

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151

Análise experimental do fenômeno de circulação natural

Osvaldo Luiz de Almeida Damy e Gaianê SabundjianInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN

INTRODUÇÃO

A convecção natural ocorre quando há omovimento de um fluido devido à força deempuxo em seu interior. Neste trabalho, acirculação natural da água é provocada peladiminuição de sua densidade com a elevaçãoda temperatura. A nova geração de reatoresnucleares compactos utiliza a circulaçãonatural do fluido refrigerante como sistemade remoção de calor residual em caso deacidente ou desligamento da planta.

OBJETIVO

Gerar dados para a melhor compreensão dofenômeno de convecção natural monofásicoe bifásico. Para o escoamento monofásico,são apresentados os balanços de energia noaquecedor e no trocador de calor. Nesteresumo, apenas os resultados deescoamento monofásico são mostrados.

METODOLOGIA

O circuito experimental é um retânguloformado por tubos e equipamentos em vidro,conforme a Fig. 1. Tal circuito é formado poruma fonte quente (aquecedor elétrico), umafonte fria (trocador de calor) e um tanquede expansão, aberto para a atmosfera econectado em um ponto intermediário daseção horizontal inferior, para absorver asvariações de densidade do fluido. O circuitonão possui isolamento térmico, a menos dabase do aquecedor, o que possibilita avisualização do escoamento. A potênciaelétrica aplicada nas resistências écontrolada por um variador de tensãoalimentado com corrente alternada e podeser medida com um multímetro conectadoem paralelo à resistência, nos terminaislocalizados em sua parte inferior.

Figura 1 – Esquema do Circuito de CirculaçãoNatural

São medidas as temperaturas em 13 pontosdo circuito com termopares do tipo T, trêspara medida da temperatura de parede (TP)e os demais registram a temperatura dofluido (T). Estes dados são registrados porum sistema de aquisição de dados (LabView7.0) instalado em um microcomputador, comuma taxa de amostragem de 0,1 amostras/s. A medição da vazão de resfriamento éfeita com dois rotâmetros em paralelo,previamente calibrados, instalados nocircuito secundário (água de resfriamento).As condições de contorno, fornecidas naTab. 1, consideradas para o experimentosão: vazão de água de resfriamento epotência elétrica aplicada às resistências doaquecedor.

152

Tabela 1- Condições Experimentais doEscoamento

O balanço de energia é aplicado em doisvolumes de controle, em que se desprezouo efeito de radiação: no trocador de calor:

)(

)()(

3

1112227611

TTLDh

TTcmTTcm

PTT

pp(1)

no aquecedor:

)()( 1921'

1 TTLDhTTcmP PAAp (2)

Da eq. (1), resulta a vazão mássica de águano circuito primário e da eq. (2), a potênciaelétrica fornecida pelas resistências.

RESULTADOS

Os resultados mais significativos detemperatura do circuito de circulação naturalsão apresentados a seguir (Fig. 2):

Figura 2 - Evolução das Temperaturas deEntrada e Saída do Trocador de Calor T6,T7, T11 e T12

Observa-se que o estado estacionário éatingido após 3000 s do início doexperimento. Nos primeiros 230 s o circuitoestá sendo aquecido até um ponto demáximo na temperatura, onde há umpequeno decréscimo, o que representa oinício do escoamento devido à convecçãonatural. A vazão mássica no circuito primárioobtida foi de 0,060 kg/s (eq. 1), enquantoque a potência resultou em 5400W (eq. 2).Trata-se de um erro ligeiramente inferior a15% entre o valor experimental de 4700 We o calculado. Tal fato pode se justificar pela

imprecisão na medida das temperaturas( 1ºC), seja no lado primário ousecundário. A propagação desta imprecisãonos gradientes de temperatura possuigrande influência no cálculo da vazãomássica e, portanto, da potência.

CONCLUSÕES

Os resultados experimentais obtidosapresentam um comportamento esperado,se comparados aos da Referência [1]. Outrosresultados experimentais, de nível etemperatura do tanque de expansão e deevolução de pressão, por exemplo,permitiriam quantificar efeitos deinstabilidade hidrodinâmica (turbulência) eperda de carga na tubulação, ou seja,caracterizar melhor o experimento. Sugere-se que novos experimentos sejam realizadoscom diferentes níveis de potência e de vazãode resfriamento. Desta forma, poder-se-iaavaliar o parâmetro de coeficiente global detroca térmica nestas condições, além demelhor identificar o motivo do erro descritoanteriormente.


[1]Bastos, J. L. F. e Loureiro, L. V., “TemaEspecial de Termo-Hidráulica”, XI ENFIR,1997, Poços de Caldas, Brasil.[2]Incropera, F. P. e DeWitt, D. P.,“Fundamentos de Transferência de Calor ede Massa, LTC, 2003.

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153

Avaliação da contaminação fúngica e análise sensorialde grãos de amendoim irradiados por feixes de elétrons

Priscila Vieira da Silva e Anna Lucia C. H. VillavicencioInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

Países de clima tropical, cuja temperatura eumidade do ambiente são elevados ao longodo ano, estão susceptíveis à deterioração deseus produtos alimentares, principalmentepor microrganismos como fungos ebactérias. Algumas espécies deste grupo,tais como Aspergillus flavus e Aspergillusparasiticus, são produtores de micotoxinas,conhecidas como aflatoxinas, classificadasno grupo 1 como substâncias carcinogênicaspela IARC (International Agency for Researchon Cancer). Diversos autores relatam que ainfestação dos grãos de amendoim comfungos toxigênicos pode ocorrer antes dacolheita ou durante a secagem e estocagem.O uso da irradiação em diversos produtosalimentares têm sido empregadocomercialmente para a redução dos níveisde esporos e prevenção da produção demicotoxinas por fungos toxigênicos,aumentando o nível de segurança dosalimentos e diminuindo grandes perdaseconômicas, [1-12].

OBJETIVO

Avaliar a contaminação fúngica frente aoefeito da radiação ionizante, através do usode feixes de elétrons.Avaliar a aceitação do produto irradiadoatravés de um teste sensorial.

METODOLOGIAAmostras de 33 grãos, em três repetiçõespara cada tratamento, foram irradiadas nasdoses de 1, 3, 5 e 7 kGy, além de dois gruposcontroles, onde os grãos do controle I (CI)foram desinfetados superficialmente, comhipoclorito de sódio a 2,5% , na concentraçãode 250ppm , e controle II (CII) semdesinfestação prévia ao plaqueamento emmeio Ágar Sabouraud Dextrose. A contagemda microbiota fúngica foi realizada de acordocom o método de Berjak (1984). Os fungosforam identificados até o gênero e como umaúltima etapa foi realizado um teste sensorialonde os provadores diferenciavam as

amostras irradiadas e não irradiadas nosparâmetros: aparência, odor e sabor.

RESULTADOS

O trabalho teve como resultado a efetividadedo uso da radiação por feixe de elétrons nocontrole da contaminação fúngicasuperficial, principalmente na dose de 7 kGy,que também mostrou-se eficaz no teste deaceitação do produto irradiado.

CONCLUSÕES

O emprego da radiação por feixe de elétronsfoi efetiva no controle da contaminaçãofúngica.Nos grãos de amendoim a irradiação nãoprovocou alterações significativas nascaracterísticas sensoriais do grão, sendouma técnica viável no ponto de vistasensorial.A irradiação de alimentos mostrou-se umaboa técnica para a desinfestação de fungos,podendo ser eficiente para a redução degrandes perdas econômicas, sendo assimexecutável na comercialização e exportaçãodeste produto.


[1]Aquino, S. Efeitos da radiação gama nocrescimento de Aspergillus flavus produtorde aflatoxinas e no emprego da técnica dareação em cadeia de polimerase (PCR) emamostras de grãos de milho inoculadasartificialmente. 2003. Dissertação(mestrado) – Instituto de PesquisasEnergéticas e Nucleares (IPEN) associadacom a Universidade de São Paulo.[2]Berjak, P. Report of seed storagecommittee working group on the effects ofstorage fungi on seed viability. 1980-1983.Seed Sci. & Technol., 12: 233-253, 1984.[3]Diehl, J. F. Safety of irradiated foods. NewYork: Marcel Deckker, 1995. 454p.[4]FAO. Prevention of mycotoxins. Roma,1979. v.10, 71p.

154

[5]Farkas, J. Physical methods of foodpreservation. 2. ed.. Washington: ASM,2001. p.567 – 591.[6]Fonseca, H., Aflatoxina e o Amendoim.Boletim Técnico no. 13www.miotoxinas.com.br.[7]Fonseca , H. Aflatoxina em amendoim.Campinas, Coordenadoria de AssistênciaTécnica Integral – CATI, 1983. 12 p.[8]Fonseca, H., Prevenção e Controle deMicotoxinas em Produtos Agrícolas. BoletimTécnico no. 7 www.miotoxinas.com.br.[9]Forsythe, S. J. Microbiologia daSegurança Alimentar. Porto Alegre: Artmed,2002, p.123-129.[10]Hansen, J. M.; Shaffer, H. L.Sterelization and preservation by radiationsterilization. In: Block, S.S. Disinfection andPreservation. 5º ed. Philadelphia: LippincottWilliams £ Wilkins, 2001. Chap. 37, p. 729-746.[11]Landgraf, M. Fundamentos eperspectivas da irradiação visando aoaumento de sua segurança e qualidademicrobiológica. 2002. Tese (Livre –Docência) – Faculdade de CiênciasFarmacêuticas da Universidade de SãoPaulo.[12]Morehouse, M. Food irradiation: thetreatment of foods with ionizing radiation.Food Testing & Analysis. v.4, n.3. 1998. 9.p.Tritsch, G.L. Food iradiation. Nutrition. v.16,n.7/8. 2000. p. 698-701.

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155

Estudo da ignição de plasma induzido por laser em misturade gás freon-isobutano

Rafael Martinaitis Ferreira e Luiz Vicente Gomes TarelhoInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

O plasma é conhecido como o quarto estadoda matéria. Sua transição de fase não podeser comparada com as demais uma vez queo plasma é constituído por átomos ionizadose elétrons livres.O gás estudado nos é de particular interesse,pois é normalmente utilizado em detectoresde múons [1] que triggera os outrosdetectores.

OBJETIVO

Este trabalho tem como intuito o estudo daignição de plasma induzido por laser namistura de gás freon-isobutano, com enfoquena duração temporal dos pulsos lasers depico e femtosegundos. As informações sãointeressantes para um trabalho emcolaboração com Dra. Camem C. B Tobiasdo Centro de Tecnologia das Radiações.

METODOLOGIA

Este trabalho foi dividido em duas partes:Ignição de plasma em femto segundos e empicosegundos.1. Ignição de plasma em femtosegundos.Esta primeira etapa permite a determinaçãodo limiar de ruptura dielétrica do gás queserá estudado. Utilizamos o sistema laserdo laboratório T3, de comprimento de ondana região do infravermelho, pulso de 50 fs eenergia máxima de 200 µJ. Para um testena metodologia de determinação do limiarde ignição, realizamos um experimento comar para a montagem experimental que sesegue:

Figura 1. Montagem para femtosegundos

Da relação entre as intensidades antes edepois do ponto focal, onde é criado oplasma, podemos determinar o nível deionização do ar e determinar o limiar deignição do plasma, ou seja, a intensidadede feixe para a qual é possível verificar queo ar foi ionizado o suficiente para apresentarcomportamento de plasma.2. Ignição de plasma em picosegundos.Esta segunda parte tem o intuito de estudara ignição do gás estudado para comparaçãocom os valores obtidos com o laser do T3,para isso utilizaremos um sistema parecidocom o anterior, utilizando um laser de N2com a montagem que pode ser vista abaixo:

Figura2: Montagem para picosegundo

O laser que utilizamos foi um laser pulsadode N2 que emite no comprimento de ondade 337 nm com 95(5) mJ de potência nasaída. A montagem deste sistema ótico foicalculada para corrigir os efeitos deaberração esférica longitudinal, que é a demaior ordem.

156

RESULTADOS

1. Ignição de plasma em femtosegundos.Para testar a metodologia desta montagemrealizamos uma medição preliminar no ar.Desta esperávamos, para o gráfico deporcentual de energia absorvida com relaçãoá intensidade incidente, um comportamentode barreira como observado em outrosexperimentos [2], ou seja, toda a energiaincidente seria transmitida sem formarplasma. Isso até um valor, que é o limiar deignição, a partir deste valor o sistema jáestá recebendo energia suficiente paraformar plasma, inicialmente com umaprobabilidade que cresce rapidamente atéque para todos os pulsos seja gerado oplasma.Da medição preliminar obtivemos o seguintegráfico:

Figura 3: Resultado para femtosegundo

Neste gráfico temos a curva queesperávamos em vermelho, porem adiferença nos pontos próximos à 65 µJindicam que ionização em femtosegundo deum dos gases que constituem o ar tem umlimiar de ignição menor do que os outrosem caso da possibilidade experimentaliremos realizar o mesmo procedimento paraos gases separadamente.Pretendemos realizar este mesmoprocedimento para a ignição do gás freon-isobutano em femtosegundos e senecessário separar os componentes.2. Ignição de plasma em picosegundos.No caso do sistema de picosegundos fez-senecessário o cálculo e a montagem de umsistema de focalização levemente maissofisticado, uma vez que se da utilização desomente uma lente para realizar afocalização teríamos um “Spot Size” (SS)de 33 µm[3].Para obtermos ignição de plasma no gás énecessário obter um SS menor, para issofoi preciso balancear a aberração esférica,com as lentes mais proximas do calculadoobtivemos um SS de 24µm.

CONCLUSÕES

Para a ignição em femtossegundos temosum resultado preliminar para o ar que indicaque a ignição se dá em dois passos,provavelmente, isso se deve à diferençaentre o limiar de ignição dos componentesdo ar.Para a ignição em picosegundos foramrealizados os cálculos e montagens paraenfim realizarmos as medições de limiar deignição de plasma e o estudo da excitaçãode poucos elétrons.


[1]J. Ying el al., Journal of Physics, 26, 1298,2000.[2]Y. -L. Chen et al., Journal of quantitativeSpectroscopy & Radiative Transfer, 67, 91,2000.[3]Melles Griot Optics Guide 5.

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FAPESP e CNPq/PIBIC

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Medida de fluxo de nêutrons em instalação para estudosem BNCT

Rafael Oliveira Rondon Muniz e Paulo Rogério Pinto CoelhoInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

A técnica de Terapia por Captura de Nêutronsem Boro (BNCT, sigla em inglês) consiste,resumidamente, em injetar no paciente, viaartéria, um composto especial contendoboro-10 que é preferencialmente absorvidopelas células cancerígenas; em seguidairradia-se com nêutrons térmicos o local dotumor induzindo-se reações dos nêutronscom o boro, produzindo partículas alfa e íonsde Li7 (Bo10(n,á)Li7), liberando 2,33 MeV(energia cinética das partículas e íons), quesão de curto alcance (dimensões das célulasdegeneradas) as quais destroemseletivamente as células cancerígenas.A pesquisa na área de BNCT para tumorescancerígenos de difícil tratamento portécnicas convencionais (cirurgia,quimioterapia ou radioterapia) temapresentado grande ímpeto nos últimos anosdevido aos resultados promissores obtidos.Já somam mais de 300 pacientes submetidosa essa terapia no Japão [1] e os primeirosexperimentos com seres humanos foramrealizados nos Estados Unidos [2] e naEuropa [3].Este panorama internacional tem motivadoos pesquisadores do IPEN a envidar esforçosneste campo de pesquisa. Para tal, foiprojetada e construída uma instalação [4]junto ao reator IEA-R1(Fig. 1) do IPEN-CNEN/SP.A construção desta instalação visa realizarpesquisas na área de Física das Radiações eRadiobiologia, permitindo a caracterizaçãode campos de radiação (nêutrons e gamas)adequados para a aplicação da técnica deBNCT e o desenvolvimento de estudos defiltros para aumentar a eficiência da técnica,de níveis de dose utilizando “phantons” eestudos biológicos “in vitro” e “in vivo”.Para caracterizar o campo de radiação devidoa nêutrons estão sendo utilizados detectoresde ativação tipo folha [5,6].

OBJETIVO

Este trabalho tem como objetivo a obtençãodo fluxo de nêutrons térmico, eptérmico erápido, bem como a distribuição energéticade nêutrons, na instalação para pesquisa emBNCT em questão.

Figura 1. Instalação para pesquisa emBNCT no reator IEA-R1

METODOLOGIA

Os detectores de ativação tipo folha foramirradiados na posição de irradiação deamostra (figura 1). Após a irradiação estesdetectores foram levados para o laboratóriodo reator IPEN- MB01 onde efetuo-se aespectrometria gama em um sistemacomposto de um detector tipo GermânioHiper-puro (HPGE), com eletrônicaassociada [7], e o software Maestro 32 –ORTEC, para análise das contagens.Com as contagens determina-se a atividadede saturação (taxa de reações), fazendo arazão entre a atividade de saturação e onúmero de átomos da folha de ativaçãoobtêm-se a atividade de saturação pornúcleo alvo, que será utilizada para obtençãodos fluxos de nêutrons [6].Os fluxos de nêutrons térmicos e eptérmicossão obtidos por intermédio da técnica derazão de cádmio utilizando-se folhas de ourocom e sem cobertura de cádmio. Para o fluxode nêutrons rápidos utiliza-se detetores deenergia limiar, ou seja, materiais em que a

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reação nuclear só ocorre a partir de umadeterminada energia (reação endotérmica).

RESULTADOS

A tabela 1 contém os valores de fluxotérmico na posição de irradiação de amostra,medidos em dias diferentes. Na tabela 2estão os valores para o fluxo epitérmico.

* incerteza percentual

As tabelas 3 e 4 são referentes às irradiaçõesdos dias 19/12/05 e 20/03/06,respectivamente, para determinação dofluxo rápido.

* energia limiar efetiva ** fluxo acima da energia limiar efetiva

Cabe acrescentar que as irradiações foramefetuadas, com o reator operando a umapotência de 3,5 MW.

CONCLUSÕES

As repetições das medidas em diasdiferentes comprovam na posição deirradiação de amostras a consistência dosresultados experimentais obtidos.Estes resultados experimentais permitiramao grupo de BNCT a avaliação dassimulações computacionais realizadas pelogrupo, no que se refere ao projeto dainstalação, bem como no desenvolvimento

dos estudos de filtros para adequação docampo de radiação na posição de irradiaçãode amostras para a pesquisa da técnica emBNCT.


[1]Kanda, K. Experience Of Boron NeutronCapture Therapy In Japan. Advances InNeutron Capture Therapy, Volume I,Medicine And Physics, 71-76, 1997.[2]Rolf F. Barth, M. D, Albert H. SolowayAnd Robert M. Brugger, Boron NeutronCapture Therapy Of Brain Tumors: PastHistory, Current Status, And Future Potential(Clinical Science Reviews), CancerInvestigation, 14(6), 534-550(1996).[3]Wolfgang Sauerwein, Katalin Hideghéty,Detlef Gabel And Raymond L. Moss,European Clinical Trials Of Boron NeutronCapture Therapy For Gliobastoma, NuclearNews, 54-56, February 1998.[4]Coelho, P. R. P.;Hernandes, A. C.;Siqueira, P. T. D. Neutron Flux CalculationIn A Bnct Research Facility Implemented InIea-R1 Reactor; 10th International CongressOn Neutron Capture Terapy, 8-13 September2002, Essen, Germany.[5]Beckurtz, K. H.; Wirtz, K. NeutronPhysics. New York: 1964.[6]Bitelli, U. D´U. Medida E Cálculo DaDistribuição Espacial E Energéticas DeNêutrons No Núcleo Do Reator Iea - R1. SãoPaulo:1988. Dissertação (Mestrado) -Instituto De Pesquisas Energéticas ENucleares.[7]Knoll, Glenn F. Radiation Detection AndMeasurement . 2 Ed, 1989 Editora Wiley.

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Avaliação microestrutural do compósito 8YSZ-NiOsubmetido à redução em atmosfera de hidrogênio

Raphael Ximenes e Dolores Ribeiro Ricci LazarInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

A tecnologia de Células a Combustível (CC)representa, atualmente, uma das principaisalternativas de geração de energia elétricade forma sustentável e não poluidora, umavez que a conversão ocorre diretamente pormeio de reações eletroquímicas entre umcombustível e um oxidante (geralmentehidrogênio e oxigênio), sem a necessidadede combustão [1,4]. As Células a Combustível de óxidos sólidos(SOFC – Solid Oxide Fuel Cell) são operadasem temperaturas elevadas, de 800 a 1000°C,possibil itando elevada eficiência deconversão, co-geração de eletricidade / calore a reforma interna de combustíveis, comogás natural e etanol [3].As SOFC são constituídas basicamente pordois eletrodos porosos, anodo e catodo,separados por um eletrólito denso, condutorde íons oxigênio. O princípio defuncionamento deste sistema consiste naredução do oxigênio no catodo, de forma queos íons O2- gerados migram para o anodoatravés do eletrólito, devido à diferença depotencial entre os eletrodos. No anodo o gáshidrogênio é oxidado, gerando elétrons quesão alimentados no catodo por meio de umcircuito externo. O processo gera tambémenergia térmica e vapor d’agua [5].As cerâmicas de zircônia-ítria (YSZ – yttriastabilized zirconia) e zircônia-ítria-níquel(YSZ-Ni) são os materiais mais utilizados nafabricação do eletrólito e do anodo,respectivamente, devido sua eficiência, queestá ligada a propriedades elétricas,compatibilidade química, estabilidade ematmosfera redutora e oxidante, coeficientesde expansão térmica similares e elevadaresistência mecânica.

OBJETIVO

Avaliar as mudanças microestruturais queocorrem no compósito formado por zircôniaestabilizada com 8mol% de ítria e óxido deníquel (8YSZ-NiO), quando submetido àredução a 900°C por períodos entre 5minutos e 2 horas, em atmosfera dehidrogênio.

METODOLOGIA

O compósito foi preparado por mistura depós de zircônia estabilizada, sintetizada porco-precipitação, e óxido de níquel comercial.As amostras foram prensadas uniaxialmenteem forma de discos de 15mm de diâmetroe então sinterizadas a 1500°C por 1 hora.As cerâmicas foram submetidas a reduçãoem atmosfera de 4% de hidrogênio emargônio por períodos de 5 minutos a 2 horas,medindo-se posteriormente a perda demassa.A porosidade, após redução, foi determinadade acordo com a ASTM C20-00.

RESULTADOS

Os resultados apresentados na figura 1indicam um aumento da porosidade dacerâmica de YSZ-NiO em função da fraçãode NiO reduzido.Observa-se que, nas condições adotadas, aporosidade gerada pela redução do óxidode níquel é de aproximadamente 18%.Entretanto, segundo dados da literatura,para uma boa performance do anodo aporosidade requerida deve ser em torno de40%. Assim sendo é necessária a introduçãode materiais formadores de poros.A micrografia, apresentada na Fig. 2, mostraa microestrutura da cerâmica após a reduçãodo NiO.

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Figura 1 – Porosidade em função da fração deNiO reduzido.

Figura 2 – Micrografias, obtidas por microscopiaeletrônica de varredura, da superfície de fraturada amostra reduzida por 2 horas.

CONCLUSÕES

As condições adotadas neste trabalho parasíntese e processamento do compósito8YSZ-NiO foram adequadas para apreparação de anodos para a célula acombustível do tipo óxido sólido. Por suavez, após a redução do NiO contido nestacerâmica, a microestrutura resultanteapresenta-se homogênea. A continuidade dotrabalho prevê a introdução de formadoresde poros nestes materiais.


[1] Centro De Gestão E Estudos Estratégicos(Cgee). Programa Brasileiro De Células ACombustível, Ministério Ciência E Tecnologia,2002.[2]Boudghene Stambouli, A.; Traversa, E.Fuel Cells, An Alternative To StandardSources Of Energy. Renewable AndSustainable Energy Reviews, V.6, P.297-306,2002.

[3] Hart, D. Sustainable Energy Conversion:Fuel Cells – The Competitive Option? J.Power Sources, V.86, P. 23-27, 2000.[4] Wendt, H.; Linardi, M.; Aricó, E.M.Células A Combustível De Baixa PotênciaPara Aplicações Estacionárias. Quim. Nova,V.25, N.3, P.470-476, 2002.[5]Minh, N.Q. Ceramic Fuel Cells. J.Am.Ceram.Soc., V. 76, N.3, P. 563-588, 1993.[6] Jiang, S.P., Chan, S.H., J. Mater. Sci. V.39P. 4405-4439 (2004).

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CNPq

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Desenvolvimento do método de ativação com nêutronspara análise de materiais de interesse em geologia médica

Rodrigo Brandão Bunevich e Mitiko SaikiInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

As determinações de elementos traço emsolos tem sido de grande importância nageologia médica para o estudo da correlaçãoexistente entre o ambiente geológico e asaúde das populações. As amostras de solopodem conter os elementos tóxicos de suaocorrência natural bem como da contribuiçãode contaminantes de origem antrópicaoriunda das emissões industriais eveiculares. Para investigar a influência doselementos químicos presentes no solo napoluição aérea da região metropolitana deSão Paulo (RMSP), amostras de solo foramcoletadas nas diversas estações demonitoramento da CETESB, no IPEN etambém em uma região considerada limpado Parque Estadual Intervales (PEI), MataAtlântica, SP.Dentre as várias técnicas analíticas quepodem ser aplicadas na análise de solos,neste trabalho foi utilizada a análise porativação com nêutrons (NAA). Neste trabalhoserão apresentados os resultados davalidação desta metodologia e os resultadospreliminares das determinações elementaresde amostras de solo.

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho foi validar a NAAcom relação à exatidão e precisão por meioda análise de materiais certificados dereferência (MCR) IAEA Soil 7 e NIST 2074Buffalo River Sediment, para posterioranálise de amostras de solos.

METODOLOGIA

As amostras de solo coletadas a umaprofundidade de 10 cm e submetidas a umasecagem de 12h a 40°C em uma estufa,

foram moídas em almofariz de ágataobtendo-se na forma de pó fino. A NAAconsiste na irradiação de elementos daamostra com nêutrons onde há formaçãode radioisótopos. A medição dos raios gamadestes radioisótopos permite a análisequalitativa e quantitativa dos elementos. Oprocedimento da NAA consistiu em irradiarno reator nuclear IEA–R1, cerca de 100 mgde solo pesados em invólucro de polietileno,juntamente com os padrões sintéticos doselementos. Foram realizadas irradiaçõeslongas sob um fluxo de nêutrons térmicosda ordem de 5x1012 n cm-2 s-1 por um períodode 8h. As atividades gama induzidas dasamostras e padrões foram medidas usandoum detector de Ge hiper puro ligado a umespectrômetro de raios gama. Osradioisótopos foram identificados pelo tempode meia vida e energias dos raios gama. Asconcentrações dos elementos foramcalculadas pelo método comparativo.

RESULTADOS

Neste trabalho foram determinados oselementos As, Br, Ca, Cd, Ce, Co, Cr, Cs,Eu, Fe, Hf, K, La, Lu, Nd, Rb, Sb, Sc, Se,Sm, Tb, Th, Yb, U e Zn. Nos resultados deMCR, foram obtidos desvios padrão relativose erros percentuais inferiores a 13,3%, paraa maioria dos elementos. Os resultadosmenos exatos e precisos foram obtidos paraos elementos Ca, Tb, Cr, Sb e Se devido aoproblema de interferências espectrais. Foicalculado o parâmetro z-score [1]. Na Figura1 os índices de z-score estão entre –2 e 2,indicando que os dados obtidos estão dentroda faixa dos valores certificados, a um nívelde confiança de 95%.Os resultados preliminares de As, Br, Ce,La, Nd, Th e U das análises de soloscoletados são apresentados na Fig. 2.

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Figura 1: Valores de Z-score para os Materiaisde Referência Soil 7 e Buffalo River Sediment

CONCLUSÕES

O procedimento da NAA adotado na análisede materiais geológicos foi adequado, umavez que foram obtidos resultados com umaboa precisão e exatidão além de permitir aanálise de vários elementos.A comparação entre as concentrações de Ce,Th e U obtidas para os solos, mostrou queelas são da mesma ordem de grandeza comexceção daquelas obtidas para solo coletadono IPEN, próximo ao antigo laboratório dequímica. Já para La e Nd as mais altasconcentrações foram obtidas para amostrasdo IPEN e Congonhas. Para As e Br as suasaltas concentrações foram obtidas para solosde Santo André-Capuava e Cerqueira César.

Figura 2. Concentrações dos Elementos nosPontos: PEI 1- Parq. Est. Intervales; PEI 2- Parq.Est. Intervales; IPEN; SAC- Santo André–Capuava; CC-Cerqueira César; CG-Congonhas.


[1] E. J. Wyse, S. Azemard, S. Y. De Moura,Report n. IAEA/AL/147, IAEA/MEL/75, 2004.

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Padrões experimentais para a área de fisíca de reatores:medidas de taxas de reação

Rosangela Ramalho Cacure e Ulysses d’Utra BitelliInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN

INTRODUÇÃO

A partir da irradiação de folhas de ativaçãometálicas diminutas de alumínio, cobalto,ferro, escândio, índio, tório, urânio, ouro,níquel, etc irradiadas nuas (sem cobertura)e com cobertura de cádmio é possível seobter parâmetros como taxa de reaçãonuclear e o espectro de energia de nêutronsno núcleo de um reator nuclear. De taisfolhas de aproximadamente 1,25 cm dediâmetro e espessuras na ordem de décimosde milímetros, pode-se obter por viaexperimental, as atividades de saturação pornúcleo alvo, ou seja, as taxas de reaçãonuclear por núcleo alvo, a partir da irradiaçãodas mesmas na posição central do núcleodo reator nuclear IPEN/MB-01.A maioria das taxas de reações nuclearesmedidas em laboratório, através daespectrometria gama das folhas irradiadas,são realizadas num detector tipo GermânioHiper-puro (HPGE) e são reações de capturaradioativa, como por exemplo as queacontecem para nêutrons térmicos eepitérmicos nas folhas de Au, 197Au(n,γ)198Au,de fissão nas folhas de Urânio enriquecidas,235U(n,f)143Ce e de limiar para nêutronsrápidos nas folhas de Níquel,58Ni(n,p)58Co[1].

OBJETIVO

Este trabalho tem como objetivo, oestabelecimento de um Banco de Dadossobre valores de taxas de reação nuclearinduzidas em folhas de ativação metálicaspara diversos materiais, irradiadas naposição central, no núcleo padrão retangular(28x26) do Reator Nuclear IPEN\MB-01. Taisdados servirão no futuro de padrão decomparação para testar várias bibliotecas dedados nucleares, além de possibilitar adeterminação experimental do espectro deenergia nos nêutrons na posição em que asfolhas de ativação foram irradiadas.

METODOLOGIA

As folhas de ativação metálicas, como jádescritas na Introdução, são inseridas dentrode uma pequena caixa de cádmio (0,0508cmde espessura) durante a irradiação, de modoa discriminar a contribuição de nêutronstérmicos dos nêutrons epitérmicos. Oarranjo folha/caixa de cádmio foi montadonuma placa de lucite e esta fixada em umdispositivo articulado que posiciona a folhaexatamente na posição central do núcleo doreator (MN-1415).As folhas foram medida no detector deGermânio Hiper Puro, na 5ª, 6ª e 7ª gaveta,cujas distancias do detector a fonte são de4,6 cm, 5,9cm e 6,9cm, respectivamente.Para a análise da espectrometria gama dasfolhas foi utilizado o software Maestro deonde se obteve o valor integrado dascontagens líquidas para um tempo real deaquisição de 15 minutos (900 seg) para asfolhas irradiadas neste último semestre queforam as folhas de urânio, Tório e Níqueltodas elas sem cobertura (nuas). A partirdesses valores de contagem integradas emseus respectivos fotopicos gama, se calculaa atividade inicial (A0) ao término dairradiação [1,2], a atividade de saturação(A”) [1,2] e por fim a atividade de saturaçãopor núcleo alvo (A”/Nap), numericamenteigual a taxa de reação nuclear.A partir dos valores das contagens corrigidasquanto ao decaimento, fez-se um gráfico dosvalores das atividades de saturação pornúcleo alvo pelas quantidades de medidaspara deste modo se obter uma reta médiacom o seu devido valor médio da atividadede saturação por núcleo alvo e o seu desviopadrão. Da mesma maneira, construiu-seum histograma com uma gaussianaajustada, para se obter uma melhor visãodo valor médio da atividade de saturaçãopor núcleo alvo.

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RESULTADOS

Os resultados estão expressos na tabela 1,sendo que na Fig. 1 observamos o ajusteda reta média e da gaussiana usados naobtenção dos valores médios da A”/Nap .

TABELA 1 – Resultados para o banco de dadosde taxas de reações, de algumas fontes.

FIGURA 1: Reta Media e Gaussiana da Atividadede Saturação por núcleo Alvo

CONCLUSÕES

Os resultados obtidos podem serconsiderados satisfatórios, se mostrandoreprodutíveis aos anteriores. Nestesemestre, optamos por realizar poucasirradiações, para testar a reprodutibilidadedos resultados, no entanto obteve-se valoresmais precisos, pois foram coletados maisvalores na aquisição de dados. No próximosemestre, o enfoque será na determinaçãodos fatores de auto-blindagem [3] das váriasfolhas de ativação, tendo em vistas que os

atuais são valores perturbados, ou seja nãolevam em consideração a perturbação dofluxo neutrônico causado pelas mesmas.


[1]Knoll, Glenn F., radiation Detection andmeasurement, second edition, John Wiley& Sons, 1989[2]Bitelli, Ulysses d’Utra, Medida e Calculoda distribuição Espacial e Enérgetica deneutrons no núcleo do Reator IEA-R1,dissertação de Mestrado, 1988.[3]Briemeister, J.F; MCNP: A General MonteCarlo N-Particle Code (Version-4C), LosAlamos National Laboratory, LA-13709-M,2000.

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Estudo da formação de solução sólida em céria-gadolínia

Shirley Leite dos Reis e Eliana Navarro do Santos MuccilloInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

Eletrólitos sólidos são materiais queapresentam valores de condutividade iônicapróximos aos de eletrólitos líquidos, a partirde uma temperatura específica. Uma dasaplicações desses eletrólitos é em células acombustível de óxido sólido (SOFC). Ascélulas a combustível são responsáveis pelaconversão de um combustível gasoso,através de um processo eletroquímico, emeletricidade [1, 2].

OBJETIVO

Este trabalho tem como objetivo o estudoda solução sólida de céria-gadolínia que éum material muito promissor para o usocomo eletrólito sólido em células acombustível de óxidos sólidos atemperaturas intermediárias (500 a 700ºC)[3].

METODOLOGIA

Para obtenção da solução sólida partiu-seda mistura dos óxidos de Gd2O3 e CeO2 emquantidades estequiométricas. A composiçãoestudada é Ce0,9Gd0,1O0,95 .Foram pesadas quantidades adequadas dosóxidos para atender as proporçõesdesejadas. Após a pesagem foi feita amistura dos óxidos em misturador mecânico.Esta operação tende a tornar homogênea amistura, para que a microestrutura final sejatambém homogênea. Deste modo assegura-se ao pó uma boa uniformidade [4]. Após amistura o material passou por um processode secagem e, em seguida, corpos-de-provacilíndricos foram conformados porprensagem uniaxial. Foram sinterizadasamostras em diferentes temperaturas de1350°C a 1550°C, variando de 50 em 50°C,por tempos de patamar de 4 horas. Também

foram sinterizadas amostras nastemperaturas de 1450°C e 1500ºC, variandoo tempo de patamar em 0,1 h; 0,5 h e 1 h.O mesmo procedimento foi realizado para atemperatura de 1550°C, variando o tempode patamar em 0,1 h; 0,2 h; 0,3 h; 0,5 h;0,7 h; 1 h e 10 h . As taxas de aquecimentoe resfriamento durante a sinterização foramde 5°C/min. Após a sinterização, asamostras foram pesadas e foi calculada adensidade geométrica. Essas amostrasforam utilizadas na medida da resistividadeelétrica por espectroscopia de impedância.

RESULTADOS

A Fig. 1 mostra a evolução da densidadeaparente da CeO2:Gd2O3 em função datemperatura.Observa-se que há um aumento gradual dadensidade aparente com o aumento datemperatura de sinterização. A relaçãoaproximadamente linear entre densidade ea temperatura de sinterização mostra que aeliminação dos poros continua ocorrendo até1550 °C.As Fig. 2 e 3 mostram a evolução dadensidade aparente da CeO2:Gd2O3 emfunção do tempo de sinterização para umatemperatura fixa de 1450°C e 1550°C,respectivamente.Os resultados da figura 2 mostram que ataxa de densificação diminui para temposde patamar superiores a 1 h. Verifica-setambém que para a temperatura de 1550°C,a evolução da densidade aparente com otempo de patamar é similar àquela obtidapara a temperatura de sinterização de1450°C. Neste caso, observa-se que paratempos superiores a 4 h ocorre nova reduçãona taxa de densificação.

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Figura 1: Densidade geométrica versustemperatura de sinterizaçãoTempo de patamar: 4 horas

Figura 2: Densidade geométrica versus tempode sinterizaçãoTemperatura de patamar: 1450°C

Figura 3: Densidade Geométrica versus tempode sinterizaçãoTemperatura de Sinterização: 1550°C

CONCLUSÕES

No processo de sinterização da soluçãosólida de céria-gadolínia, a temperatura desinterização deve ser alta para obter

amostras densas. O tempo de sinterizaçãotambém influencia a densidade final docompacto, mas, de forma menos acentuadaque a temperatura de sinterização.


[1]R. A. Rocha, Obtenção e caracterizaçãode eletrólitos sólidos de Céria-Gadolínia,Dissertação de Mestrado. IPEN/USP(2001).[2]J. F. Q. Rey, Parâmetros de rede eresistividade elétrica em soluções sólidas decéria-ítria, Dissertação de Mestrado, IPEN/USP (2002).[3]R. S. Torrens, N. M. Sammens, G. ATompsett, Solid State Ionics 111 (1998) 9.U. U. Gomes, Tecnologia dos Pós, (1995)26.

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Caracterização da pluma de plasma gerada peloenriquecimento isotópico de filmes obtidos por deposição

laser pulsada em sistemas T3

Thiago S. Cordeiro, Luiz Vicente Gomes Tarelho e Nilson Dias Vieira JuniorInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

Seria de fundamental interesse para aindústria de semicondutores, se esta pudesseter o controle das propriedades eletrônicasde materiais, a fim de obter sua melhorperformance. Técnicas de obtenção desemicondutores enriquecidos isotopicamentepoderiam ser a solução para muitosproblemas de transporte. O enriquecimentoisotópico de filmes finos de Boro seria muitoútil para a deposição de películas CCD e paraminimizar a condutividade térmica [1].

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho foi aimplementação no IPEN — com o auxílio deuma câmara de alto-vácuo do IEAv-CTA[2]—da técnica de enriquecimento isotópico defilmes finos de boro utilizando deposiçãolaser pulsada (PLD na sigla em inglês) emonitorar as condições de temperatura dapluma de plasma durante o processo, umavez que isto poderia colaborar para aotimização do processo.

METODOLOGIA

Uma câmara de alto-vácuo convencional deaço inox foi adaptada para ser utilizada comocâmara de deposição laser pulsada de filmesfinos. O laser foi injetado por uma janela dequartzo dentro da câmara e focalizado emum alvo que rotacionava.O pulso de saída com 10 GW e 1 KHz[3] foifocalizado em alvos de nitreto de borohexagonal por uma lente bi-convexa decomprimento focal igual a 150 mm. Osparâmetros de rotação foram ajustados em60 rpm e o tempo de evaporação foi de 45minutos.

A emissão da pluma de plasma foi coletadapor uma lente bi-convexa de comprimentofocal 100 nm, posicionada fora da câmarade vácuo, e dispersada por umespectrômetro Fizeau em uma CCD.

RESULTADOS

O processo de deposição laser pulsada foimonitorado por espectroscopia de emissãoplasma e algumas linhas puderam seridentificadas (Figura 1). A presença dooxigênio por sua vez está relacionada àumidade que impregnou a amostra duranteo preparo.

Figura 1:Emissão da pluma de plasma

Usando essas informações de linhas obtidasa partir do NIST (Tabela 1), foi possívelcaracterizar a temperatura de plasma,assumindo o equilíbrio térmico local e adistribuição de Boltzmann. O gráfico deBoltzmann (Figura 2) pôde ser construído ea temperatura eletrônica determinada

(Equação 1).

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A temperatura eletrônica encontrada foi de~ 55.500 K com uma larga dispersão (50%).

Figura 2:Determinação da temperatura

Tabela 1: Informações obtidas no NIST

CONCLUSÕES

A deposição por laser pulsado auxiliada porplasma é um método viável paraenriquecimento isotópico[3] e o métodoapresentado aqui permitirá o controle desteprocesso. A emissão da pluma do plasma émuito útil para realizar o controle doprocesso na produção de fi lmes pordeposição laser. A determinação datemperatura ainda apresenta uma dispersãomuito grande, mas há possibilidade demelhoria da técnica.


[1] E.E. Haller, Isotopically engineeredsemiconductors, J. Appl. Phys. 77, 2857,1995.[2] Instituto De Estudos Avançados, CentroTécnico Aeroespacial de São José DosCampos-SP[3] Cordeiro, Thiago da Silva; et all , Isotopeenriched thin film production by plasmaenhanced pulsed laser deposition, Anais deÓptica, vol.7, pp.262, 2005.[4] P.P. Pronko, P.A. VanRompay, Z. Zhangand J.A.Nees, Isotope enrichment in laserablation plumes and commensurablydeposited films, Phys. Rev. Let., 83, 2596,1999 and subsequent comment 86, 1386,2001 and reply 86, 1387, 2001.

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FAPESP, FINEP e CNPq/PIBIC

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Monitoração da temperatura em dentes irradiados a laser eLED’s durante processo de clareamento dental

Thiago Martini Pereira, William Kabbach, Cynthia Macedo Feijo Kauffman eDenise Maria Zezell


INTRODUÇÃO

A irradiação de esmalte dental por laser ouLED’s vem sendo muito estudada namedicina e odontologia [1,2,3]. Uma grandepreocupação é manter a vitalidade pulpar eperiodontal, o que nem sempre é observadona literatura. Neste sentido este trabalhocontribui não apenas para aumentar o acervode conhecimento da área, como para auxiliardentistas que pretendam util izarclinicamente o laser com diversasfuncionalidades.

OBJETIVO

Objetivo deste trabalho é monitorar asalterações de temperatura e fazer um estudode propagação de calor utilizando métodosnuméricos da superfície dental assim comona câmera pulpar de dentes durante airradiação de esmalte com laser ou LEDsdurante o clareamento dental.

METODOLOGIA

Termopares, tipo K (chromel-alumel), comresolução de 0,1 ºC e resolução temporalde 0,1 segundos foram fixados na superfícieexterna da raiz com a finalidade de mensurara variação de temperatura na superfícieradicular externa durante a irradiaçãointracanal.Para a monitoração da temperaturaintrapulpar os termopares foram introduzidosvia forame apical até a câmara pulpar, deforma que sua extremidade coincidisse como teto da câmara pulpar . A temperatura foimonitorada 30 s antes, durante e 30 s apósa irradiação. A temperatura foi monitoradasimultaneamente quanto à temperaturaexterna da amostra por um sistema demedida de temperatura por câmeratermográfica (SC 3000, ThermaCam, FLIRSystem, EUA), com tomada de dados em até900 Hz e resolução de 0,1 ºC [4].Para monitoração da temperatura durante oprocesso de clareamento dental, quarenta

incisivos permanentes humanos foramescurecidos artificialmente e separados deforma aleatória em 4 grupos iguais:Whiteness HP (FGM) ativado por luzhalógena (Optilight Plus, Gnatus), WhitenessHP Maxx (FGM) ativado por luz halógena,Whiteness HP ativado por LED (Ultrablue IV,DMC), Whiteness HP Maxx ativado por LEDassociado a laser de baixa intensidade. Otempo de exposição utilizado seguiu omanual do fabricante. As amostras foramfixadas com suas raízes submersas embanho térmico a 37 °C, de forma a manterapenas a coroa exposta para as medidas detemperatura da superficie de coroa. Atemperatura de superfície da raiz foiregistrada, durante toda irradiação e umperíodo de 20 segundos após o término damesma, pela câmera termográfica. Oambiente de medidas teve a umidaderelativa controlada e a temperatura mantidaconstante em 20 ºC, 2 horas antes e duranteo experimento. Todos os resultados foramsubmetidos à análise de variância e ao testede Tukey, com p <0,05.

RESULTADOS

Nas medidas durante o processo declareamento, as médias e desvios padrãodos aumentos de temperatura na câmerapulpar nos grupos irradiados com luzhalógena foram de 4,4 ± 2,1 ºC usandoWhiteness HP e 4,5 ± 1,2 ºC usandoWhiteness HP Max; enquanto nos gruposusando LED a variação da temperatura foide 1,4 ± 0,3 ºC para Whiteness HP e 1,5 ±0,2 ºC usando Whiteness HP Max. Para asuperfície da raiz, as variações detemperatura nos grupos irradiados com luzhalógena foram de 6,5 ± 1,5 ºC comWhiteness HP e 7,5 ± 1,1 ºC usandoWhiteness HP Max; enquanto nos gruposirradiados com LED, a variação datemperatura foi de 2,8 ± 0,7 ºC usandoWhiteness HP e 3 ± 0,8 ºC para WhitenessHP Max.

170

Tanto nas medidas de temperatura dasuperfície da raiz quanto na cavidade pulparnão ocorreram aumentos de temperaturaestatisticamente significantes entre osgrupos usando diferentes géis (p < 0,05).Os valores médios de aumento detemperatura foram significantementemaiores para os grupos irradiados com luzhalógena em relação aos irradiados com LED(p < 0,05).

CONCLUSÕES

Foi possível obter valores de variação detemperatura dentro dos l imites desegurança (∆T < 5 ºC na região pulpar e ∆T< 10 ºC na região periodontal) [5,6] emtodos os experimentos propostos, de formaque a condição de irradiação laser ou LEDspossa ser testada em estudos de pesquisa“in vivo” pelos profissionais da áreaodontologia.


[1] Bachmann, Luciano ; Gomes, AndersonS L ; Zezell . Collagen Absorption Bands InHeated And Rehydrated Dentine.Spectrochimica Acta. Part A, Molecular AndBiomolecular Spectroscopy, V. 62, N. 4-5,P. 1045-1049, 2005[2] Ana, Patricia Aparecida Da ; Bachmann,Luciano ; Zezell . Lasers Effects On EnamelFor Caries Prevention.. Laser Physics,Springer, V. 16, N. 5, P. 865-875, 2006.[3] Laura E. Tam,Mindy Lim, SwatiKhanna,Effect Of Direct Peroxide BleachApplication To Bovine Dentinon FlexuralStrength And Modulus In Vitro,Journal OfDentistry,33,451-58,2005 [4] Pereira, T. M. ; Ana, Patrícia AparecidaDa ; Ribeiro, Adriana Da Costa ; Miyakawa,Walter ; Zezell, Denise Maria . MonitoraçãoDe Alterações Na Temperatura De DentesIrradiados A Laser, Por Termopar E CâmeraTermografica. In: Xxix Encontro Nacional DeFísica Da Materia Condensada, 2006, SãoLourenço, 2006.[5] Eriksson, A; Albrektsson, T;Grane,B;Mcqueen, D; Thermal Injury To Bone: Vital–Microscopic Description Of Heat Effects.International Journal Oral Surgery, V. 11,Pp.115-21, 1982.[6] Zach L, Cohen G. Pulp Response ToExternally Applied Heat. Oral Surg Oral MedOral Pathol 1965; 19: 515-30.

APOIO FINANCEIRO

CNPq/PIBIC, PROCAD/CAPES e CEPID/FAPESP

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Avaliação do coeficiente de distribuição (Kd) de Zn e Mnem colunas de solo contaminada e não contaminada

Vanessa Mayumi Nakanishi e Marlene FluesInstituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares – IPEN

INTRODUÇÃO

No Brasil, a avaliação de contaminação desolos tem sido motivo de preocupaçãoambiental e de saúde pública. Quando ocontaminante é introduzido, este pode sofrertransferência da fase sólida para a faselíquida do solo e migrar para outroscompartimentos do ecossistema como águasubterrânea e plantas.Para estudar a transferência do contaminanteda fase sólida para a líquida geralmente éempregado o coeficiente de equilíbrio dedistribuição, conhecido como Kd.Portanto, o coeficiente de distribuição podeser definido, no sistema solo, como sendo arelação da concentração do composto queestá adsorvido na fase sólida, com aconcentração da fase líquida (solução desolo).

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho é avaliar o Kd deZn e Mn, em colunas de solo contaminadacom pilhas alcalinas e não contaminada.

METODOLOGIA

O solo estudado foi coletado na região deSorocaba em uma área de pouca perturbaçãoantropogênica. Para realizar este trabalhoutilizaram-se três colunas de solo nãodeformadas: a primeira coluna teve no topo3 pilhas alcalinas exauridas, denominada decoluna contaminada; a segunda e a terceiracoluna foram utilizadas como controle,denominada de coluna lixiviada e colunareferência. A coluna lixiviada e a colunacontaminada foram lixiviadas com umasolução simuladora de água de chuva (HNO30,1 mol L-1 e H2SO4 0,1 mol L-1).As três colunas de solo foram congeladas eseccionadas em seis frações de 5 cm cada.As frações do solo foram secas e peneiradascom malhas 2 mm. Em cada fração foramdeterminadas as características do solo (pH,

capacidade de troca catiônica (CTC),granulometria e matéria orgânica) e aconcentração dos metais, por meio dosmétodos de extração com HNO3 e EDTA.

RESULTADOS

As características físico-químicas variarampara pH de 3,9 a 4,4, matéria orgânica de1,1 a 1,5%, argila de 13 a 18%, silte de 21a 26%, areia de 47 a 80% e CTC de 8 a 13cmol kg-1.Os resultados obtidos mostraram que o solotem característica ácida (que favorece alixiviação dos metais1), composição minerale uma textura franco-arenosa (mistura departículas de areia, silte e argila).Os resultados da concentração de Zn e Mnobtidos pelos métodos de extração comHNO3 (concentração parcial) e extração comEDTA (concentração biodisponível) sãoapresentados nas tabelas 1 e 2,respectivamente.

TABELA 1. Concentração parcial dos Metais Zn eMn (mg kg-1) no Solo

TABELA 2. Concentração Biodisponível dos MetaisZn e Mn (mg L-1) no Solo

Avaliando os resultados observa-se que tantoa concentração parcial quanto a biodisponíveldo Mn e Zn aumentaram na colunacontaminada em relação às colunas controle(referência e lixiviada). Comparando-se aconcentração das colunas controle,

172

observou-se que a lixiviação da colunaaumentou a concentração dos metais.A partir dos resultados da concentração deZn e Mn no solo, calculou-se o Kd por meioda seguinte fórmula:

(1)

A concentração do metal na fase sólida foirepresentada pela concentração parcial e aconcentração na fase líquida pelaconcentração biodisponível.Para avaliar a variação dos valores de Kd deMn e Zn na coluna contaminada e nascolunas controle foi construído um gráficodo tipo box plot como mostra a figura 1.

Figura 1. Variação de Kd de Mn e Zn nas colunas.Legenda: C-contaminada; L-lixiviada; R-referência.

Os resultados mostraram que os valores deKd dos metais entre as colunas contaminadae controle não variaram uma ordem degrandeza.

CONCLUSÃO

O aumento das concentrações de Mn e Znna coluna contaminada não provocou umaumento significativo dos valores de Kd dacoluna contaminada em relação as colunascontrole.


[1] McBride,M.B,Environmental Chemistryof Soil,Oxford Univ.Press,New York,1994.

APOIO FINANCEIRO

CNPq/PIBIC

175

Estudos in vivo da biodistribuição do molibdênio -calibração do sistema de detecção

Bianca da Silva Ribeiro e Ana Letícia A. DantasInstituto de Radioproteção e Dosimetria – IRD

INTRODUÇÃO

O Molibdênio (99Mo) aparece na MedicinaNuclear como radionuclídeo pai do Tecnécio.Ele pode desprender-se da coluna de aluminado gerador de 99mTc tornando-se umcontaminante da solução eluída,aumentando desnecessariamente a doseabsorvida no paciente e degradando aimagem devido aos fótons de 740 keV e suaemissão de partículas β [1]. Os dados sobrebiodistribuição no corpo humano sãolimitados e baseiam-se em estudos comratos realizados nas décadas de 60 e 70 [2].Os modelos biocinéticos baseiam-se emdados de ingestão e inalação. Dados sobreinjeção, principal via de administração namedicina nuclear, são escassos eincompletos. Embora existam estudosteóricos sobre a biodistribuição e dosimetriado Mo no corpo humano [3] a literatura nãodispõe de dados suficientes que possamembasar argumentos definitivos em relaçãoao risco associado à incorporação do 99Mo.

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho é realizar acalibração da instrumentação paradeterminação da atividade de 99Mo emórgãos e tecidos de ratos wistar.

METODOLOGIA

Para a calibração do sistema de detecçãoforam realizadas medidas utilizando odetector cintilador de NaI(Tl) 8"x4",instalado no interior da sala blindada doLaboratório de Medidas in vivo (LABMIV),conectado aos módulos eletrônicos,acoplados à um sistema computacionalCanberra. Os espectros gerados foramanalisados através do software Genie2000.

Esta calibração, foi feita utilizando umasolução padrão contendo coquetel deradionuclídeos (139Ce, 137Cs, 88Y, 65Zn)fornecida pelo Laboratório Nacional deMetrologia das Radiações Ionizantes (LNMRI),no IRD, sendo obtidas curvas de eficiência xenergia. A solução contendo o coquetel ficouem um frasco de vidro (tipo penicilina), naqual foram utilizadas as quatro marcaçõesdo mesmo como geometrias distintas, ficandoentão denominadas G1, G2, G3 e G4. Estasgeometrias simulam a disposição de órgãos etecidos dentro do frasco de vidro. Para cadageometria foi realizada uma calibraçãotrabalhando-se em três distâncias de 10, 15e 20 cm entre o detector e a base do suporteda solução coquetel, com tempo de contagemde 10 min. Figura 1.

Figura 1. Distância de 10 cm entre o detectore a base suporte.

RESULTADOS

As Tabelas 1, 2 e 3 mostram os resultadosde eficiência de contagem (cpm.Bq-1.γ-1), emrelação às energias de cada radionuclídeo(keV), obtidos para as três distânciastrabalhadas e para as 4 geometrias.

176

TABELA 1 – Relação entre Energia (keV) eeficiência de contagem (cpm.Bq-1.γ-1) na distânciade 10 cm para as 4 geometrias



Os resultados obtidos até o momentoindicam que a eficiência de contagem seapresenta bem próxima entre as geometriasavaliadas. Desta forma será possíveltrabalhar na determinação da atividade de99Mo em órgãos e tecidos sem diferenciaçãoentre os volumes e disposição dos mesmosdentro do frasco de vidro.

CONCLUSÕES

As diferenças de tamanho dos órgãos queserão inseridos nos frascos de vidro, edispostos nas geometrias de contagem,poderiam alterar as eficiências de contagens.Os estudos feitos até o momento mostramque para as distâncias e geometriastrabalhadas, a alteração se encontra dentrodo intervalo de erro % relativo admitidospara monitoração in vivo.Os resultados deste estudo fornecerãosubsídios para complementar o modelo debiodistribuição do 99Mo.


[1]Robalinho, B.C.S.D; Alves, C.E.G.R.;Dantas, B.M. Aspectos dosimétricos daocorrência de impurezas radionuclídicas de

99Mo em eluatos de 99mTc, V ScientificMeeting of the Brazilian Society of NuclearBiociences, (2005), CD ROM.[2]International Commission on RadiologicalProtection (ICRP). (1979) Limits for intakesof radionuclides by workers. PergamonPress, Oxford.[3]Giussani, A., Cantone, M.C., Bartolo, D.,Roth, P. and Werner, E. (1998) A revisedmodel of molybdenum biokinetics in humansfor application in radiation protection. HealthPhysics, 75 (5), 479-486.

APOIO FINANCEIRO

CNPq /PROBIC e FAPERJ

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Avaliação da exposição ocupacional na utilização de 18F emmedicina nuclear

Clayton Leite Paúra e Bernardo M. DantasInstituto de Radioproteção e Dosimetria - IRD

INTRODUÇÃO

Nas últimas décadas, tem-se observado umagrande evolução das técnicas de diagnósticopor imagem envolvendo radiaçõesionizantes, especialmente em paísesdesenvolvidos, sendo a tomografia poremissão de pósitrons (PET) uma das quemais se destaca.Esta técnica se baseia na propriedade dopósitron, emitido por um radionuclídeo,aniquilar-se com um elétron do meioresultando na formação de dois fótons de511 keV, emitidos na mesma direção, masem sentidos opostos. Estes fótons sãodetectados por um circuito de coincidênciae usados para formar a imagem. Depois deinjetado o radiofármaco, a molécula marcadadistribui-se no corpo humano, de acordo comsua afinidade por diferentes tecidos,permitindo obterem-se imagens dos órgãosde interesse para o diagnóstico, sendopossível detectar alterações funcionais,metabólicas e bioquímicas em órgãos outecidos.Os radionuclídeos emissores de pósitronspossuem meia-vida muito curta, sendo queno Brasil utiliza-se apenas no flúor-18, queé incorporado a uma molécula de glicoseformando a flúor-desoxi-glicose (FDG-18F).A util ização da técnica de PET temaumentado, principalmente, em países quepossuem políticas de saúde voltadas para aprevenção. Há estudos de custo-benefíciopara várias situações clínicas (nódulospulmonares, câncer de cólon, linfomas eoutros tumores) que demonstram economiaanual de muitos milhões de dólares com aintrodução do PET na rotina de avaliaçãodestes tumores. Observa-se, claramente,levando-se em conta o aumento do númerode exames, que o Brasil vem acompanhandoessa tendência mundial.Entretanto, paralelamente, aos evidentesbenefícios desta técnica, devido à altaenergia dos fótons originados e ao aumentodos números de exames requisitados, osindivíduos ocupacionalmente expostos

(IOEs) estão sujeitos a uma exposiçãoexterna maior do que aqueles quedesenvolvem suas atividades profissionaisutilizando outras técnicas convencionais dediagnóstico por imagem. Este fato pode sercompreendido com uma simplescomparação entre as energias dos fótonsemitidos do 18F e o 99mTc, sendo de 511 e140 keV respectivamente. Isto acarreta umaumento do risco de exposição ocupacionale requer precauções complementares paraque não sejam ultrapassados os limites dedose estabelecidos pelo Órgão Regulador[1].

OBJETIVO

Este trabalho tem como objetivos: (1)avaliar as doses individuais dos IOEsenvolvidos na utilização clínica do 18F emmedicina nuclear, (2) identificar as etapasdo processo onde possam ocorrer as maioresexposições e (3) fornecer subsídios para aotimização das doses e a redução dos riscosocupacionais.

METODOLOGIA

Foi selecionado um Serviço de MedicinaNuclear do Rio de Janeiro que realiza examesPET na área de oncologia. Este serviço foicontatado e aceitou participar,voluntariamente, deste projeto. Após oacompanhamento da rotina, foramidentificadas as etapas críticas na utilizaçãodo FDG e os trabalhadores mais expostoscom vistas ao planejamento da realizaçãodas medidas de exposição externa dos IOEs.As medidas foram realizadas com odosímetro eletrônico (EPDTM) MYDOSEALARM modelo ADM-102. O dosímetro foipreviamente calibrado no IRD e utilizadopelos IOEs posicionado no bolso esquerdosuperior do avental, obtendo-se a leitura dadose equivalente integrada no temponecessário para cumprir cada etapa.Também, foi medido o tempo médio gasto

178

por cada trabalhador durante a respectivaetapa.

RESULTADOSOs resultados são apresentados na tabela1.

TABELA 1. Doses médias associadas a cada etapada manipulação de 18FDG para realização deexames PET

LMD=Limite Mínimo de Detecção

Figura 1: Doses Médias Classificadas por Etapa eIOE

Observou-se também, durante olevantamento de doses, a ocorrência deimprevistos nos procedimentos, namanipulação do FDG, muitos ocasionadosdevido ao estado de saúde do paciente.Nestes casos, observou-se exposições acimada média nos trabalhadores.

CONCLUSÕES

As doses individuais dos trabalhadores estãotodas abaixo dos limites anuais de doseestabelecidos pela CNEN, de acordo comseus dosímetros pessoais. Por outro lado,observa-se no gráfico que trabalhadoresenvolvidos nas mesmas etapas recebem

doses de valores diferentes. Esses resultadosindicam que existe espaço para otimizaçãodas doses em tais etapas, através deprogramas de treinamento emprocedimentos de manipulação das soluçõesde 18FDG.Sugere-se prosseguir esta avaliação deexposições em outros Serviços de MedicinaNuclear que realizam exames PET para seobter um quadro geral sobre os riscos deexposição em cada etapa dosprocedimentos.Sugere-se também que seja realizado umlevantamento da exposição ocupacional nasplantas de produção de 18F do IEN e IPEN,verificando-se também os riscos deexposição interna.


[1] CNEN, 2005. Comissão Nacional deEnergia Nuclear – CNEN. Diretrizes Básicasde Proteção Radiológica Norma CNEN NN-3.01. Janeiro – 2005. Resolução n. 27 -Publicação: D.O.U 06/01/2005.

APOIO FINANCEIRO

CNPq/PIBIC e FAPERJ

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Calibração de gamacâmaras para monitoração interna detrabalhadores ocupalcionalmente expostos em medicina

nuclear

Danielle Fernandes Agostinho e Bernardo Maranhão DantasInstituto de Radioproteção e Dosimetria - IRD

INTRODUÇÃO

A exposição interna de trabalhadores da áreade medicina nuclear pode ocorrer nas váriasetapas nas quais fontes abertas sãomanipuladas para realização deprocedimentos de diagnóstico e terapia. Amonitoração de trabalhadores envolvidosnesta prática pode ser executada eminstituições que dispõem de equipamentoapropriado para monitoração in vivo.Entretanto, devido ao elevado custo dedeslocamento dos indivíduos a seremmonitorados propõe-se a calibração deGamacâmaras disponíveis nos próprioshospitais e clínicas, como alternativa viávelpara se alcançar a disseminação das técnicasde monitoração individual e o aumento donúmero de trabalhadores monitorados noBrasil. A metodologia para determinação defatores de calibração necessários ao cálculoda atividade depositada internamente nocorpo humano requer o uso de fantomasfísicos antropomórficos.

OBJETIVO

Este projeto propõe estabelecer um métodode controle da exposição ocupacional internados trabalhadores de medicina nuclear deforma rotineira, no próprio local de trabalho,como parte de um programa de proteçãoradiológica, ou no caso de suspeita deincorporação acidental.

METODOLOGIA

O projeto está sendo desenvolvido noLaboratório de Medidas In Vivo, IRD, e noServiço de Medicina Nuclear do HospitalUniversitário Pedro Ernesto, UERJ. Estão em desenvolvimento as seguintesetapas:- Caracterização dos equipamentos a seremcalibrados.- Desenvolvimento e padronização dametodologia para calibração dasgamacâmaras

- Realização de séries de medidas, nagamacâmara E.CAM-SIEMENS, emdiferentes distâncias para a obtenção dosfatores de calibração que relacionam a taxade contagem com a atividade do simulador.

RESULTADOS

Espera-se que este projeto venha contribuirpar a melhoria da qualidade dos exames epara a redução das doses individuais detrabalhadores de medicina nuclear.


[1]Dantas BM. Bases para a calibração decontadores de corpo inteiro utilizandosimuladores físicos antropomórficos. Tesede doutorado. Universidade do Estado doRio de Janeiro. 1998.[2]Dantas BM & Azeredo AMGF.Determinação dos fatores de calibraçãopara medidas in vivo de 123I, 125I e 131Ina tireóide. V Encontro Nacional deAplicações Nucleares (ENAN). Rio deJaneiro, Brazil, October 15-20, 2000.[3]International Atomic Energy Agency(IAEA). Quality control of nuclear medicineinstruments. IAEA-TECDOC-602. 1991[4]International Atomic Energy Agency(IAEA). Direct methods for measuringradionuclides in the human body. SafetySeries n. 114, 1996[5]International Atomic Energy Agency(IAEA). Assessment of OccupationalExposure Due to Intakes of Radionuclides- Safety Standards Series, no. RS-G-1.2,IAEA, 1999.[6]International Commission on RadiationUnits and measurements (ICRU). Tissuesubstitutes in radiation Dosimetry andMeasurements. ICRU-44, 1989[7]International Commission on Radiation

APOIO FINANCEIRO

CNPq/PIBIC

181

Eliza Ribeiro da Silva e José Marcus GodoyInstituto de Radioproteção e Dosimetria - IRD

INTRODUÇÃO

A avaliação da genotoxicidade (danosinduzidos na molécula de DNA) é umparâmetro primordial em uma análise pelocontato de radionuclídeos em organismosvivos. As conseqüências de uma açãogenotóxica compreendem ao aparecimentode desordens genéticas como o câncer eteratogênese que podem ter efeitos adversosna estabilidade de ecossistema [7].O polônio 210 (210Po) é um radionuclídeo queocorre naturalmente no ambiente marinhoe é considerado uma importante fonteinterna aos organismos, no entanto suadistribuição nos animais marinhos éparticularmente importante, principalmentea nível celular. Este fato pode ser observadoatravés do aumento de lesões ao DNAinduzidas pelo efeito radiotóxico causadopelas emissões alfa do 210Po. Em mexilhões o 210Po tende a se concentrarem grandes quantidades em tecidos como,glândulas digestivas [11]. Este fato pode tercomo conseqüência a indução de quebrasde DNA induzidas pela liberação de radiaçõesalfa [1].O peróxido de hidrogênio ocorrenaturalmente nas células como resultado deprocessos catabólicos. Dentro das células aredução do H2O2 produz radicais hidroxilextremamente reativos, o que pode causardanos ao DNA. Quebras e reparos no DNAocorrem rotineiramente em células aeróbicasnormais sendo eficientemente reparados. Noentanto células expostas a contaminantesgenotóxicos constantemente podemaumentar os níveis oxidativos no DNA eultrapassar a capacidade de mecanismos dereparo celular [1].

OBJETIVO

Validação da metodologia de análise dagenotoxicidade em hemócitos de mexilhãoPerna perna através da análise do efeito doH2O2 e da radiação gama 60Co.

METODOLOGIA

Irradiação de hemolinfaForam retiradas hemolinfa de 5 espécimes(utilizando a metodologia já descrita). Asamostras foram centrifugadas a 106 x g por10 min. O sobrenatante foi retirado e ascélulas resuspendidas a 300µl de soluçãopara evitar a agregação celular (Tris 12.1g,Hcl 1N 5,5 ml, NaCl 10 g, EDTA 5 g, pH 7.6-7.8). As células foram misturadas,homogeneizadas e separadas em 5 tubosde centrífugas (1,5 ml). O tubo de centrífuganúmero 1 não foi irradiado, o tubo número2 foi irradiado com 2 Gy de 60Co, o tubonúmero 3 foi irradiado com 3 Gy , o tubonúmero 4 irradiado com 4 Gy e o tubonúmero 5 foi tratado com 5µl de peróxidode hidrogênio para controle, o tratamentofoi realizado após o término da irradiaçãodo tubo numero quatro. Após o término decada irradiação (cada Gy levou em média40 min. Taxa da dose de 0,05Gy por minuto)as células submetidas ao teste cometa.A viabilidade foi observada após 24 horasdo inicio do experimento.Tratamento com peróxido de hidrogênio30 mexilhões foram separados em 3 baldesde 10 L. (10 mexilhões em cada), cada baldecontinha 2 litros de água do mar. No baldenúmero 1 os mexilhões foram submetidosa 200µl de H2O2 (500µM). No balde número2 os mexilhões foram submetidos a 100µlde H2O2 (500µM).No balde número 3 osmexilhões permaneceram em água do marpura.Em seguida as amostras foramsubmetidas a ensaio micronúcleo.Oexperimento ocorreu durante 4 dias, foiretirada a hemolinfa dos mexilhões a0 horas, 24 horas, 48 horas, 72 horas e emseguida feitas análises de freqüência deaparecimento de micronúcleo. O peróxido de hidrogênio foi dissolvido em2 litros de água (por balde) no primeiro diade experimento. A água dos baldes não foitrocada durante o experimento, nemperóxido adicionado a cada dia.

Avaliação da genotoxicidade induzida pelo 210Po emmexilhão Perna perna

182

Extração de ProteínaFoi retirada o bordo do manto de 10espécimes de uma média de 5 cm. Um totalde 6,2 gramas. Foi adicionado 10 ml de umasolução de 20µl de EDTA 0,5M pH 8; 8,8 mlTris 20µM pH 7.5 , 1 ml glicerol. O tecido foihomogeneizado (a 4°C) e em seguidafiltrado em um tubo de centrífuga utilizandogaze. A solução foi congelada a – 80ºC.Antes do inicio de todos os testes osmexilhões foram aclimatados por 3 dias atemperatura ambiente de 22°C com aeração.

RESULTADOS

Não foi possível a observação das célulasnas lâminas com hemócitos submetidos àfonte de 60Co pois o DNA se apresentavadesfragmentado, difuso e espalhado pelaslâminas sem nenhum padrão determinado.Uma possível causa do ocorrido pode serexplicada pela morte celular antes que estasfossem fixadas em lâminas, o que provocariauma lesão na membrana celular e nucleardispersando o DNA desfragmentado aindano tubo de centrífuga.

CONCLUSÕES

As quebras no DNA podem ter sido induzidaspor diversos aspectos, por estresse devidoà troca de ambiente, a não aclimatação, ouao fato da hemolinfa ter permanecido muitotempo fora do seu microambiente naturalocasionando a morte celular. Devido ashemolinfas não irradiadas tambémapresentarem altas taxas de quebras no DNAé possível que o principal causador dasquebras não seja o 60Cobalto. Nos mexilhões tratados com peróxido umadas possíveis causas da diminuição dequebras de Micronúcleo pode ter ocorridodevido à dose não ter sido suficientementealta, permitindo a recuperação do estresseoxidativo sofrido.Ao contrario o tratado com200µl de H2O2 apresentou um aumento dafreqüência de MN. Concluímos então que ométodo de analise é eficiente e que aconcentração de 100µL de H2O2 (500µM) nãofoi capaz de gerar um numero eficiente dequebras que traduzissem em MN.


[1] B. Halliwell, J.M.C. Gutteridge, FreeRadicals in Biology and Medicine, OxfordUniversity Press, New York, 1999.[2] Carrano, A .V., Natarajan, A .T.Considerations for population monitoring

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APOIO FINANCEIRO

CNPq

183

Controle de qualidade de medidas de atividade deradiofármacos empregados em serviços de medicina

nuclear de Porto Alegre

Frederico Alabarse, Akira Iwahara e Ana Maria XavierInstituto de Radioproteção e Dosimetria - IRD

INTRODUÇÃO

Os Serviços de Medicina Nuclear (SMN)utilizam em sua rotina calibradores deradionuclídeos (comumente chamadosativímetros) para medir a atividade desoluções contendo radiofármacos. Essassoluções são administradas a pacientes como propósito de obter o diagnóstico dedoenças ou sua terapia. Para otimizar umexame ou um tratamento, é preciso, noentanto, que a atividade de cadaradiofármaco empregado seja determinadao mais corretamente possível, de modo aproporcionar uma imagem com qualidade ouum tratamento eficaz, sem submeter ospacientes a doses de radiação desnecessáriasou insuficientes.O 131I e o 99mTc, radionuclídeos amplamenteusados nos SMN, foram empregados nestetrabalho. Os valores de referência para asatividades das amostras de iodo e detecnécio foram obtidos empregando oativímetro Capintec CRC-15R, disponibilizadopelo IRD-CNEN, devidamente calibrado comos radionuclídeos medidos nos sistemas demedição padrão e rastreado à câmara deionização IG11 do SEMRA/LNM/IRD/CNEN[1].

OBJETIVO

Investigar o desempenho em qualidade dasmedidas de atividade realizadas pelos SMNem Porto Alegre. Este programa foiconduzido para fins de comparação, dandocontinuidade ao trabalho realizado em outrascidades, sob coordenação do IRD-CNEN [2].

METODOLOGIA

Foi realizada uma rodada de comparaçãocom os dois radiofármacos selecionados, emonze Serviços de Medicina Nuclear, tendosido utilizados, respectivamente, dois frascosde penicilina contendo 5ml de soluçãoradioativa cada. A medida da atividade foirealizada em dois estágios:

Estágio 1: a solução contendo o radiofármacofoi medida no calibrador de radionuclídeosCapintec CRC-15R calibrado pelo IRD. Estevalor forneceu o valor de referência Xref daatividade.Estágio 2: nos Serviços de Medicina Nuclear:foram anotados a data da medição, ofabricante e o modelo do calibrador deradionuclídeo; foi medida a radiação defundo do calibrador de radionuclídeo, antese após o frasco contendo a solução radioativaser inserida no equipamento; foramrealizadas três medidas para cada soluçãoradioativa (com hora e minuto cada); foramanotados os dados da última calibração docalibrador de radionuclídeo. A fim de possibilitar a comparação dosresultados, as medidas de atividade foramcorrigidas para a data da realização dasmedidas no ativímetro da CNEN. A meia-vida adotada para o 131I foi de 8,04 dias epara o 99mTc foi de 6,02 horas.O desempenho dos ativímetros dos SMN foiavaliado em função da Razão R, que permitea associação aos valores obtidos por meiodo equipamento devidamente calibrado peloórgão regulatório.A Razão R é obtida pelo quociente do valormédio, das três medições, pelo valor dereferência Xref.O parâmetro R permite avaliar odesempenho dos ativímetros dos SMN,sendo que aqueles que apresentem valoresentre 0,9 e 1,1 são considerados emconformidade com os requisitosestabelecidos pela CNEN. Quanto maispróximo de 1 for o valor de R, melhor odesempenho alcançado pelo ativímetro doSMN [1].

RESULTADOS

Na rodada de 2006, foram avaliados 12ativímetros pertencentes a 11 Serviços deMedicina Nuclear em Porto Alegre.Resultados para o 131IO valor médio da razão R, calculado para os11 ativímetros, foi igual a 1,042, com desvio

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padrão de 0,0176. Isto mostra que osativímetros dos SMN estão medindocorretamente o radiofármaco 131I.A Figura 1 ilustra o desempenho dos SMNem relação à Razão R e apresenta umacomparação do desempenho dos SMN nosanos 2004, 2005 e 2006, podendo serobservado que no ano de 2006 todosserviços estão em conformidade com osrequisitos normativos da CNEN.

Figura 1. Desempenho dos SMN em relação àRazão R para o 131I, comparação entre 2004,2005 e 2006.

Resultados para o 99mTcO valor médio da razão calculado para os11 ativímetros foi igual a 0,993, com umdesvio padrão de 0,0255. Isto mostra queos SMN estão medindo corretamente oradiofármaco 99mTc. A Figura 2 ilustra odesempenho dos SMN em relação à RazãoR e apresenta uma comparação dos SMNnos anos 2004, 2005 e 2006, podendo serobservado que todos esses Serviços, em2006, também apresentam resultados queatendem aos requisitos da CNEN.

Figura 2. Desempenho dos SMN em relação àRazão R para o 99mTc, comparação entre 2004,2005 e 2006.

A Figura 3 apresenta uma comparação dodesempenho dos ativímetros dos SMN dePorto Alegre (RS) com o do Distrito Federale o dos Estados de Goiás, Mato Grosso e Riode Janeiro.

Figura 3. Comparação do desempenho deativímetros em Serviços de Medicina Nuclear doDistrito Federal, Estados de Goiás, MatoGrosso, Rio de Janeiro, bem como Porto Alegre(RS).

O desempenho dos ativímetros de Serviçosde Medicina Nuclear de Porto Alegre foimuito bom e superior ao encontrado emoutras cidades brasileiras tanto em 2004quanto em 2005 e 2006.Novos programas de comparação deverão serrealizados em Porto Alegre abrangendodemais radiofármacos util izados emmedicina nuclear, em particular o Tálio-201e o Gálio-67, de modo a assegurar o bomdesempenho desses calibradores e, comisso, contribuir para a proteção radiológicados pacientes.


[1] Norma CNEN-NN-3.05, Requisitos deRadioproteção e Segurança para Serviços deMedicina Nuclear, 1996.[2] Iwahara, A. et al, “Intercomparison of131I e 99mTc Activity Measurements inBrazilian Nuclear Medicine Services”, AppliedRadiation and Isotopes, 54, p. 489-496,Pergamon, 2001.

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O uso de taboa para remediação de águas e efluenteslíquidos

Lílian Gasparelli Carreira e Dejanira da Costa LauriaInstituto de Radioproteção e Dosimetria - IRD

INTRODUÇÃO

O elemento rádio tem dois isótopos muitoimportantes do ponto de vista daradioproteção: o Ra-226 e o Ra-228, os quaissão formados respectivamente nas cadeiasnaturais radiativas do U-238 e do Th-232.Por analogia química ao cálcio, o Ra quandoingerido fixa-se nos ossos e daí passa a sedesintegrar formando outros isótoposradioativos emissores beta e alfa. A interaçãodestas partículas energéticas com tecidos doorganismo humano pode dar origem aprocessos carcinogênicos, daí a importânciade limitar a ingestão destes radionuclídeos.Como o cálcio, o rádio tem uma mobilidaderelativamente alta no ambiente e por istopode ser encontrado em concentraçõeselevadas em alguns compartimentosambientais, como a água subterrânea. Podeser ainda encontrado em concentraçõeselevadas em efluentes líquidos de mineração.Biossorção é uma técnica na qual se utilizamaterial sólido de origem vegetal oumicrobiológica, com a finalidade de reter,remover ou recuperar contaminantes queestejam presentes em fase líquida. Uma dasvantagens desse método é a recuperação dabiomassa utilizada, visto que os métodostradicionais para este fim (extração porsolvente, coluna cromatográfica, entreoutros) podem gerar poluentes secundários,além de possuírem custo elevado. Um fatorrelevante para o estudo com taboa é que aplanta é abundante, podendo ser encontradaem várias lagoas por todo o Brasil,justificando o interesse de estudar apotencialidade do material para aremediação de efluentes líquidos e água paraabastecimento público.Nesta etapa do projeto foi estudado o modelocinético de adsorção seguido pelo Ra nomaterial. Além disto, o estudo para verificaro pH ideal da solução para o processo foireavaliado, como também foi iniciado umestudo para relacionar o tamanho departícula com o processo de adsorção.

OBJETIVO

Avaliar o potencial dos resíduos da plantaaquática Typha Domingensis Pers. (taboa)como material adsorvente para rádio, tendoem vista o uso do material para remediaçãode efluentes líquidos e de água potável.Todos os experimentos foram realizadosutil izando 133Ba, já que este possuicaracterísticas semelhantes ao radioisótopoestudado e pode ser facilmente medido porespectrometria gama. Os experimentos seguiram, basicamente,o mesmo protocolo, que consta de: a) Cadarecipiente deve conter uma proporção 1:1de massa de biossorvente e volume desolução (50mg de Typha para 50mL desolução); b) As amostras deveriam contercerca de 70Bq de contaminação.Para a reavaliação do pH, as amostras foramcalibradas em diferentes valores de pHiniciais; no experimento para o estudo dasisotermas de adsorção, cada amostra desolução foi preparada utilizando diferentesmassas de Ba estável (neste caso foiutilizado o BaCl2); no estudo da análisegranulométrica, foram utilizados diferentestamanhos de partícula do biossorvente.

RESULTADOS

Na reavaliação do pH, confirmou que o pHideal para o estudo apresenta-se em tornode pH 6.No estudo do comportamento cinético, asanálises realizadas determinaram aconcentração de Ba estável adsorvida nomaterial. E assim, os modelos teóricos foramtestados para avaliar o que melhor descrevea cinética de adsorção do objeto em estudo(figuras 1 e 2).De acordo com o t-teste, utilizado paraverificar a significância do coeficiente decorrelação nos modelos de Freundlich eLangmuir, foi verificado que a isoterma deFreundlich é o modelo que melhor descreveo processo cinético. Portanto, a adsorção éfavorável pois o valor 1/n foi de 0,43, menor

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que 1. Ainda utilizando a equação propostapor Freundlich, é predito que até 3,3 mg deBa podem ser adsorvidos em 1 g da biomassa.

Figura1. Isoterma de adsorção de Ba (Ra) emmaterial detrítico- Freundlich

Figura 2. Isoterma de adsorção de Ba (Ra) emmaterial detrítico-Langmuir

No estudo do tamanho de partícula ideal,foi verificado que partículas na faixa de 50-100 mesh apresentam maior poder deadsorção que as partículas maiores que 2mm. No entanto a adsorção não aumentacom a diminuição das partículas a partir de100 mesh.

CONCLUSÕES

De acordo com os resultados obtidos nestaetapa da pesquisa, pode-se concluir que omodelo cinético de Freundlich é aquele quemelhor a cinética da adsorção estudada e 1g do material pode adsorver 3,3 mg deBa(Ra). Dentre os tamanhos de partículastestados, aqueles menores que 100 meshsão capazes de adsorver a maior quantidadede material.


[1] Castellan, Gilbert; Fundamentos deFísico-Química,LTC,1986.

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Estudo hidrogeológico e caracterização da zona de recargano Complexo Uranífero de Caetité (URA/INB) - Bahia -

Nordeste do Brasil

Liliane Ferreira da Silva e Fernando Lamego Simões FilhoInstituto de Radioproteção e Dosimetria - IRD

INTRODUÇÃO

A região do Semi-árido nordestinocaracteriza-se por uma escassez dosrecursos hídricos superficiais emconseqüência das baixas taxas deprecipitações pluviométricas. Como aocorrência de água subterrânea depende dascaracterísticas geológicas e das condiçõesclimáticas, bastante variáveis no Nordeste,a sua distribuição espacial se faz de maneirabem heterogênea. O domínio das rochascristalinas, que predomina no semi-árido emassociação ao clima, apresenta sistemasaqüíferos do tipo fraturado, que no caso,constitui o principal manancial de água parao Complexo Mínero-Industrial de Caetité epara as comunidades rurais vizinhas aoempreendimento.

OBJETIVO

O objetivo principal foi caracterizar a zonade recarga, analisando as fraturas de alíviode carga juntamente com a litologia dasáreas, a produtividade ou não dos poços eas espessuras da cobertura de solos.

METODOLOGIA

O presente estudo começa com acaracterização das áreas de recarga e damobilidade dos fluidos no aqüífero emquestão. Utilizando a bacia hidrográfica comounidade de estudo, foi estabelecido que esta,é compreendida pela bacia hidrográfica doRiacho das Vacas, até o ponto localizado 2,3km à montante de sua afluência ao RiachoFundo. O escoamento superficial, nessescursos d’água é intermitente e ocorrebasicamente nos períodos de maiorprecipitação dentro da estação chuvosa(dezembro a março). Nos vales dos principaiscursos d’água da área, o nível d’águasubterrânea é mais raso, por vezes atingindoa camada de sedimentos constituído por soloresidual das rochas do embasamento,coberturas detríticas terciárias-quaternárias

e depósitos aluvionares. O fluxo das águassubterrâneas ocorre entre os poros domaterial sedimentar, e neste caso, o aqüíferoé de caráter livre (inconfinado), já norestante da área, onde o nível d’água é maisprofundo, o aqüífero é formado pelas rochasgnáissicas e graníticas do Complexo LagoaReal. Seu caráter é do tipo inconfinadocoberto, pois sobre as rochas do aqüíferofissural existe uma camada de solo, produtoda intempérie in situ das rochas cristalinasou de processos sedimentares de transportee deposição. Na porção norte da áreaestudada a foliação gnáissica possui direçãoNW/(50 a 70º)E, na porção central N-NW/80ºW e na porção sul a foliação tem direçãoN-NE/(50 e 70º)SW. As falhas e fraturasacompanham o padrão exibido pela foliação,com falhas e fraturas com direção NW-N/SE ao sul da área estudada, quegradativamente inflexionam na direção NW-W/SE ao norte da área estudada. Utilizandoos perfis litológicos e construtivos dos poços(ref.2), o Mapa Geológico da área estudada,com a localização dos poços tubulares daINB (3.3-4), em escala 1:25.000 (ref.1), eo mapa do Projeto Lagoa Real/ Mapa base/Recurso Hídrico Subterrâneo/ PoçosTubulares, em escala 1:10.000 (ref.4), foramfeitas três seções tranversais paraobservação do comportamento do aquífero.Seção 1 ao longo do Córrego do Engenho eseções 2 e 3 ao longo do Riacho das Vacas.

RESULTADOS

A cobertura de solo é de suma importânciapara a infiltração das águas, sendo que noslatossolos a permeabilidade é rápida emsuperfície e em sub-superfície, nospodzólicos é rápida em superfície emoderada em sub-superfície e noscambissolos varia de moderada a lenta, e,como os declives nos latossolos e podzólicossão baixos a associação deles com ascaracterísticas desses solos resulta numamaior infiltração, já para os cambissolosonde as declividades são maiores, a

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infiltração é prejudicada, tanto peladeclividade quanto pelas característicasdesse solo. As águas que caem nas regiõesmais altas fluem por fluxo superficial e sub-superficial para os vales, sendo aí,possivelmente, as áreas onde a recarga serámais efetiva.A análise comparativa dos poços quanto àprodução, mostrou que, na maioria doscasos, os poços produtores são fraturados.Trata-se de fraturas de alívio de carga,paralelas à topografia.A Fig. 1 relaciona os valores decondutividade com a profundidade dasfraturas. Observa-se que quanto maisprofundas as fraturas, menores são osvalores de condutividade, ou seja, asfraturas mais superficiais são maisinfluenciadas pela evaporação que precipitasais e com a infiltração chegam a elas.

Figura 1. Valores da Condutividade em Funçãoda profundidade da Fratura.

CONCLUSÕES

Na estação chuvosa, a água que cai sobreas regiões mais altas converge para os valesatravés das juntas de alívio por fluxo sub-superficial e superficial. Sendo assim, estasserão as áreas onde a recarga será maisativa. Posteriormente, será feito umlevantamento das falhas e fraturas da área,para melhor se entender o escoamento dosrecursos hídricos subterrâneos, já que asmedições são de caráter regional. Tambémserá analisada a permeabilidade dos solosno caso do aqüífero inconfinado comcobertura de solo.


[1]Mapa Pedológico e Geológico da áreaestudada, escala 1:25.000[2]Perfis pedológicos e construtivos dospoços, projeto de Avaliação Hidrogeológica-Ambiental, Unidade de Concentrado deUrânio, Caetité- BA.[3]Relatório final consolidado, vol. 4[4]Mapa, Projeto Lagoa Real/ mapa base/Recurso Hídrico Subterrâneo, poçostubulares; escala 1:10.000

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Avaliação do efeito da adubação orgânica na absorçãoradicular de cobre, zinco, ferro e manganês por feijão

(Phaseolus vulgaris, L.)

Márcio da Cruz Moulié Correa e Maria Angélica Vergara WassermanInstituto de Radioproteção e Dosimetria – IRD

INTRODUÇÃO

O destino de poluentes em solos, tem sidotema de interesse para estudos ambientais,devido a crescente necessidade de sefornecer subsídios para o gerenciamento deresíduos, o controle da qualidade da água,a proteção ambiental e a recuperação deáreas contaminadas.Uma das grandes preocupações se refere àtransferência solo/planta de poluentespresentes em solos, pois a absorção vegetalé influenciada tanto pelo metabolismo efisiologia das espécies vegetais como porpropriedades físicas e químicas do solo [1].Deve-se considerar que as práticas agrícolasde adubação, calagem e irrigação, modificamalgumas características dos solos e por issoinfluenciam de maneira marcante osprocessos de absorção radicular.

OBJETIVO

Este trabalho tem por objetivo avaliar o efeitoda adubação orgânica na absorção radicularde cobre, zinco, ferro e manganês presentesnos solos cultivados com feijões (Phaseolusvulgaris L.).

METODOLOGIA

Para se avaliar o efeito da adubação orgânicana absorção radicular de elementos traços emacronutrientes presentes nos solos, foramcultivados feijão que, segundo Martens &Westermann [2], é altamente sensível àdeficiência de ferro, manganês e zinco.O cultivo do feijão foi feito em vasoscontendo Latossolo, Nitossolo e Organossolo.O composto orgânico utilizado neste estudofoi proveniente da Unidade de Compostagem

do Material Orgânico de Pinheiral (UCEMOP).O Latossolo e o Nitossolo receberam osseguintes tratamentos: 2 vasos receberamcomposto orgânico na dose recomendadapara o cultivo do rabanete em solos doestado do Rio de Janeiro (500g por vaso ou2 kg m-2), 2 vasos receberam a metade dadose, 2 vasos receberam o dobro e 2 vasosnão receberam nenhum tratamento(controle). 2 vasos contendo Organossoloforam selecionados como referência paraeste experimento, pois são solosnaturalmente ricos em matéria orgânica.As amostras das plantas, separadas empartes, foram secas em estufa, calcinadase recalcinadas para análise.

RESULTADOS

Observou-se que somente com a adição de1000g de composto orgânico por vaso (ou4 kg.m-2) foi possível obter um aumentosignificativo na produção do grão, do caulee da raiz do feijão.Nos Latossolos o grão foi o principalreservatório de cobre, enquanto no Nitossolofoi a raiz. Após a adição de grandesquantidades de adubo orgânico, o grão noNitossolo passou a ser o principalreservatório de cobre com níveissemelhantes ao grão de feijão do Latossolo.Neste último o maior acúmulo de zinco foiobservado no grão, enquanto no Nitossoloo cobre acumulou no caule. Em relação aogrão, o zinco apresentou comportamentosemelhante ao cobre, cuja marcha deabsorção deve estar sendo controladaprincipalmente por mecanismos fisiológicos.

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Figura 1. Conteúdo total do cobre, zinco,manganês e ferro (mg.m-2) nas diversas partesdo feijão

Os dados de manganês na fraçãobiodisponível do solo indicaram que a adiçãode grandes quantidades de adubo orgânicoaumentou de modo significativo abiodisponibilidade de manganês, mas essabiodisponiblidade não se correlacionou demodo significativo com o conteúdo de Mnem nenhuma das partes analisadas,indicando que o Mn está sendo controladopelo metabolismo e fisiologia da espécie aoinvés de ser absorvido de maneiraproporcional à sua disponibilidade no solo.Assim como foi observado para o Cu e o Zn,o Organossolo também apresentou conteúdototal de manganês, nas várias partes daplanta, superior aos conteúdos observadosnos Latossolos e Nitossolos sem adição decomposto.Assim como foi observado para o Cu, Zn, eMn, a prática agrícola não foi capaz deinfluenciar a marcha de absorção do Fe, mas,a maior produção alcançada após adição dodobro da dose de adubo orgânicorecomendado (1000g), aumentou oconteúdo total do Fe em todos oscompartimentos da planta em comparaçãocom o estoque total observado nos solossem adubo, atingindo níveis comparáveis ousuperiores aos observados no Organossolo.

CONCLUSÕES

Estes resultados indicam que somente apósa adição de 4 kg m-2 de adubo orgânico,algumas propriedades dos solos foramalteradas: o teor de matéria orgânica e aconcentração de Mn e Fe biodisponíveis.A maior produção foi alcançada após aaplicação de grandes quantidades decomposto orgânico (1000g).Com a dose recomendada para a adubaçãoorgânica, nenhum efeito sobre a produção,a biodisponibilidade e a concentração doselementos traços na planta foi observado.


[1]Wasserman, M.A.; Perez, D. V. & Bourg,A. 2002a. Behaviour of 137Cs in SomeBrazilian Oxisols. Communications in SoilScience and Plant Analysis. New York , v.33,n.7&8, p.1335 - 1349.[2]MARTENS, D.C. & WESTERMANN, D.T.Fertil izer applications for correctingmicronutrients deficiencies. In: MORTVEDT,[3]J.J.; COX, F.R.; SCHUMAN, L.M. &WELCH, R.M., eds. Micronutrients inagriculture 2. ed. Madison, Soil ScienceSociety of America, 1991

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Aplicação de uma metodologia para avaliação de dose equalidade de imagem em fluoroscopia

Mauro Wilson Oliveira da Silva, Lucía Viviana Canevaro e Marissa Rivera CardonaInstituto de Radioproteção e Dosimetria – IRD

INTRODUÇÃO

Em fluoroscopia, a otimização da relaçãodose-qualidade de imagem é crítica porqueas doses ministradas ao paciente são altase, além disso, é imprescindível trabalhar comimagens de alta definição, baixo ruído e altasensibilidade de baixo contraste, o quegeralmente se consegue aumentando astaxas de doses[1,6]. A avaliação daqualidade da imagem é uma questãobastante complicada porque envolveimpressões subjetivas dos observadoresquando se faz uma avaliação qualitativa; econceitos e funções matemáticas complexasno caso das avaliações quantitativas. Umamaneira de amenizar estas dificuldadesconsiste em usar objetos de teste [7]. Noentanto, estas ferramentas devem seradequadamente utilizadas para garantirconfiabilidade nos resultados, e sua corretainterpretação. Este trabalho apresenta osresultados obtidos até o presente, mediantea aplicação dos protocolos desenvolvidospara aquisição de dados relativos a dose equalidade da imagem.

OBJETIVO

- Estudar as condições de aplicação dosobjetos de teste de Leeds para imagemfluoroscópica e digital.- Aplicar uma metodologia para avaliaçãoda qualidade de imagem em fluoroscopia,mediante o uso destes objetos.- Elaborar protocolos e formulários paraaquisição de dados relativos à qualidade daimagem nos diversos modos deapresentação da imagem fluoroscópica.- Realizar avaliações da qualidade de imagemem diferentes equipamentos fluoroscópicosem serviços de radiodiagnóstico.

METODOLOGIA

Os protocolos foram desenvolvidos com basenas recomendações do projeto DIMOND [8]e da disponibilidade de objetos de teste de

Leeds [7]. Em um período de 10 meses,foram realizadas, em um equipamentofluoroscópico, quatro séries de medições queincluíram: taxas de kerma no ar, rendimentodo tubo, resoluções de alto e baixocontrastes, distorção e limiar dedetectabilidade do tamanho do detalhe. Oequipamento de raios X testado foi umSiemens Siregraph CF, com aquisição digitalde imagens, magnificações de 17, 23, 33 e40cm de diâmetro, um monitor dentro eoutro fora da sala de exames e um únicomodo de taxa de kerma. Para avaliar aqualidade de imagem foram utilizadosobjetos de teste de Leeds, e para asavaliações dosimétricas, um dosímetro dereferência Radcal 9015 e câmaras deionização de 6cc e 60cc.

RESULTADOS

Ao longo das 4 avaliações realizadas, osparâmetros medidos mantiveram-serelativamente constantes. As maioresvariações foram obtidas para taxa de kermano ar na entrada do intensificador namagnificação de 40 cm (1,52 ± 0,13)µGy/he para taxa de kerma no ar de entrada napele na magnificação de 23 cm (3,24 ± 0,12)mGy/min, ambas no modo fluoroscopia. Astaxas máximas de kerma no de entrada nasuperfície foram elevadas, da ordem de1,5Gy/h (23cm, 108kVp, 4mA). Orendimento a 80kVp, para os modos demagnificação avaliados, manteve-se a4,8mGy/mAmin. A resolução de altocontraste manteve-se ao redor de 1,6pl/mm,e a de baixo contraste ao redor de 4%. Asdistorções variaram entre 0 e 9%, sendoaceitáveis valores de até 10%[7]. O monitorde dentro da sala de exames apresentoumelhor desempenho que o de fora da sala.

CONCLUSÕES

A metodologia definida e os protocolosaplicados mostraram-se adequados para arealização de medições de maneira ágil e

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rápida. Os resultados são satisfatórios,considerando os tipos de exames realizadose o equipamento de raios X avaliado. A poucavariação dos parâmetros medidos duranteo estudo deve-se, em parte, à efetividadedo programa de manutenção doequipamento.


[1] UNSCEAR. UNSCEAR 2000. Report to theGeneral Assembly with Annexes. Annex D:Medical Radiation Exposures. U.N. New York.2000.[2] IAEA. “Radiological protection of patientsin diagnostic and interventional radiology,nuclear medicine and radiotherapy”.Proceedings of an international conferenceheld in Málaga, Spain. 2001.[3] ICRP Publication 60. Annals ICRP 21 (1-3). Pergamon Press. 1991.[4] International Commission onRadiological Protection (ICRP). Publication73. March 1997.[5] European Commission (EC). CouncilDirective 97/43/EURATOM. Official Journalfrom theEuropean Communities. 1997.[6] Wall, B. Radiation Protection 102, p. 83-87. Directorate-General Environment,Nuclear Safety and Civil Protection.Luxembourg. 1999.[7] Cowen, A.R.; et al. Leeds X-ray testobjects. Instruction manual. The Universityof Leeds. UK.[8] DIMOND EC Concerted Action.www.dimond3.org

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Simulação de Monte Carlo do cálculo de doses em fantomasmatemáticos usando o programa GEANT4

Rosana de Souza e Silva e Denison de Souza SantosInstituto de Radioproteção e Dosimetria – IRD

INTRODUÇÃO

No fim da década de 60, foram desenvolvidossimuladores humanos (fantomas) emparalelo à adoção pela ICRP do chamado“Homem Referência” [1]. Em 1969 o grupoMedical Internal Radiation Dose Committee(MIRD) publicou uma descrição de umfantoma composto por elementosgeométricos defiidos matematicamente parase adequar ao homem referência. Estefantoma ficou conhecido como “fantomaMIRD-5” ou “fantoma de Snyder-Fisher”.Nesta publicação, o fantoma MIRD-5 serviude base para o uso de métodos de MonteCarlo no cálculo de frações específicas dedose absorvida por órgãos [2].Alguns programas de Monte Carlo disponíveisno mercado já foram amplamente testadosem aplicações de proteção radiológica ou defísica médica usando estes fantomas. Nestetrabalho estamos utilizando o código GEANT4[3] e os aplicativos OpenScientist [4] eOpenInventor [5]. A validação dos resultadosé feita contra o programa “Visual Monte Carlo– VMC” [6].

OBJETIVO

Avaliar a dose efetiva de radiação recebidapor um indivíduo que foi exposto a qualquertipo de radiação por um determinado períodode tempo, através de simulação comfantoma matemático do tipo MIRD [7],utilizando os códigos GEANT4, OpenInventore o OpenScientist.

METODOLOGIA

A implementação dos órgãos do fantomasegue a literatura escolhida anteriormente,sendo feita uma adaptação aos elementosgeométricos disponíveis no código Geant4.O fantoma é implementado na classeDetector Construction e visualizado noambiente gráfico OpenInventor.Para fins de validação, foi simulada airradiação do fantoma com feixes de fótons,

na altura de 1,54 m acima da base dofantoma, a uma distância de 2 cm do tórax,com energia de 662 keV (137Cs), em umtotal de 106 histórias. Os dados obtidos docódigo Geant4 foram comparados com osobtidos pelo código VMC.

RESULTADOS

O fantoma encontra-se parcialmenteconstruído, faltando implementar a pele,parte do intestino, cérebro e parte doesqueleto, bem como avaliar a dose namedula óssea. A figura 1 mostra o estadoda implementação.Os valores de dose avaliados nos órgãos jáimplementados são apresentados na tabela1, com os valores fornecidos pelo programaVMC.

Figura 1. Vistas de Frente e de Perfil do Fantoma

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Tabela 1. Doses nos Órgãos

CONCLUSÕES

O Fantoma não está completo, mas asgeometrias construídas até o momento sãosatisfatórias para o cálculo de dose efetiva.Na comparação entre o Geant4 e o VMC,os resultados são satisfatórios ,ressaltando que o Fantoma do VMC é devoxels . Ainda falta o cálculo de doseabsorvida para os órgãos nãoimplementados


[1]International Commission on RadiationUnits and Measurements. Determination ofDose Equivalents from External RadiationSources – Part 2, Report 43, (Bethesda,MD:ICRU Publications), 1988;[2]Snyder, W. S., Ford, M. R., Warner, G.G., Fisher, H. L.Estimates of AbsorbedFractions for Monoenergetic Photon SourcesUniformly Distributed in Various Organs ofa Heterogeneous Phantom - MIRD PamphletNo. 5. J. Nucl. Med, 10(3), 1969;[3]Agostinelli, S. et al. NIM A506, 250-303,2003;[4]http://openscient ist . la l . in2p3.fr,acessada em 21/07/2006;[5]http://oss.sgi.com/projects/inventor,acessada em 21/07/2006;[6]Hunt, J. G., Bertelli, L., Dantas, B. M.and Lucena, E. Calibration of in vivoMeasurement Systems and Evaluation ofLung Measurement Uncertainties using aVoxel Phantom. Rad. Prot. Dosimetry, 76 (3),179-184, 1998;[7]Kramer, R., Zankl, M., Williams, G. andDrexler,G. The Calculation of dose fromExternal Photon Exposures Using Referencehuman Phantons and Monte Carlo Methods-

Part I: The male (Adam) and Female (Eva)Adult Mathematical Phantons. Institute forStrhlenschutz, GSF-Bericht S-885, 1982.

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Aplicação da irradiação na redução da carga bacteriológicada pimenta-do-reino e avaliação de desempenho de

dosímetros de altas doses

Rute Quelvia de Faria e Luis TauhataInstituto de Radioproteção e Dosimetria – IRD

INTRODUÇÃO

A Pimenta-do-Reino é um produtolargamente consumido na culinária brasileirae um dos mais contaminados em termosmicrobiológicos, devido principalmente aoseu processo de secagem natural, comcontaminação de até 108 microorganismos/grama.A dosimetria de feixes em altas doses não ébem estabelecida no Brasil e não possuirastreabilidade metrológica em relação aoBIPM. A maioria dos dosímetros, porexemplo o red perspex, alanina e sulfatocérico são importados ou de uso complexoe dispendioso. O desenvolvimento de novosdosímetros, como o de dicromato depotássio, para altas doses tem apresentadoresultados promissores, e poderá serutil izado nas comparações e noestabelecimento da rastreabilidademetrológica.

OBJETIVO

- Avaliação do desempenho de dosímetrosde altas doses e determinação de suasincertezas de medição.- Estudar o efeito da redução da cargabacteriológica da pimenta do reino usandoum feixe de 60Co.

METODOLOGIA

Os dosímetros foram calibrados, utilizando-se um fantoma de Mix-D, com taxas de dosede 3,31.10-2 Gy.min-1 e 2,67.10-1 Gy.minrespectivamente. Utilizou-se também aCâmara de ionização de grafite, padrão, tipodedal, da Nuclear Enterprises, modelo 2561,calibrada no BIPM em 7/02/2002 em Co-60em água.As doses absorvidas foram conferidasatravés do espectrofotômetro Camspec

modelo M330 com varredura do espectroentre 300 e 380 nm. Obteve-se a curva decalibração Absorbância x Dose absorvida,para cada dosímetro.As amostras foram pesadas eacondicionadas em frascos padronizadoscom 25 gramas. Elas foram irradiadas numabomba de 60Co do tipo GammaCell, emvalores de dose absorvida de 2,5; 5; 7,5 e10 kGy. As amostras foram analisadas emseu conteúdo bacteriológico na forma totale discriminada. Foi obtida uma curva deresposta, carga bacteriológica versus doseabsorvida.As determinações microbiológicas foramprecedidas de diluições decimais (exceçãopara Salmonella spp) em condições deassepsia. As metodologias empregadasforam as recomendadas pela APHA (Downes& Ito, 2001) e por Harrigan (1998) [1].- Enumeração de Bactérias AeróbiasMesófilas: placas com 30 a 300 UFC/g.- Contagem de Bolores e Leveduras: placascom 15 a 150 UFC/g.- Determinação de Coliformes a 35°C e a45°C: Os resultados foram expressos porNúmero Mais Provável/ grama.- Detecção de Salmonella sp: utilizou-se atécnica recomendada pela ISO (ISO 6579:1993).

RESULTADOS

Os dosímetros estudados apresentaramqualidade metrológica exigida para cadaclasse, atendendo os requisitos decertificação e rastreabilidade.As amostras não demonstraram o teor decontaminação que se esperava, devido aofato de ser uma pimenta-do-reino adquiridano supermercado. Observou-se que, comdose acima de 5,0 kGy a microbiota presentenas amostras foi completamente eliminada.

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Gráfico 1 – Redução de bactérias aeróbiasmesófilas X Dose absorvida

RESULTADOS

Os dosímetros demonstraram estabilidadeno fator de calibração e boa linearidade naresposta em função da dose absorvida,podendo ser utilizados na dosimetria dosfeixes de altas doses e permitem estabelecera rastreabilidade metrológica ao BIPM.Os resultados parciais obtidos mostram quea irradiação reduziu as bactérias aeróbiasmesófilas encontradas, a partir da dose de2,5kGy, e as eliminou com doses acima de5kGy.

REFERÊNCIA BIBLIOGRÁFICA

[1]HARRIGAN, W.F. Laboratory Methods inFood Microbiology. 3rd. ed., 532 p. London:Academic Press, 1998.

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Citotoxicidade do nitrato de cério em linfócitos humanos

Samira Nogarol Yunes e Carlos Eduardo Bonacossa de AlmeidaInstituto de Radioproteção e Dosimetria – IRD

INTRODUÇÃO

A monazita [(Ce, La, Y, Th)PO4] é um mineralencontrado em massas granulares, comoareias, de fácil exploração em minas abertas.Industrialmente a monazita é utilizada comofonte de terras raras, que são os elementosIIIA da tabela periódica e os lantanídeos. Ocério (Ce) possui grande utilização nasindustrias como na fabricação de pedras deisqueiro, na composição de ligas metálicas,vidros especiais e algumas cerâmicas. Aprincipal via de contaminação pela monazitabem como pelo cério isoladamente é ainalação de aerossóis, podendo se depositarnos linfonodos. Indivíduos com exposiçãoocupacional crônica de inalação àsconcentrações elevadas de terras rarasdesenvolveram fibrose pulmonar epneumoconiose [1]. Dai Y et al. (2002) [2],demonstraram que o cloreto de cério inibe aproliferação e induz apoptose de linhagensde células humanas leucêmicas (NB4). Alémdisso, Ji et al. (2000) [3], demonstraram quegenes p53, p16 e p21 foram super-expressosem linhagens de células humanas cancerosas(PAMC82 e K562) tratadas com cloreto decério.

OBJETIVO

Determinar as condições criticas deexposição de linfócitos JURKAT, ao nitratode Cério-Ce(NO3)3, pela determinação dosefeitos citotóxicos deste composto atravésde ensaios de viabilidade celular e induçãode apoptose pela análise citomorfológica.

METODOLOGIA

Modelo BiológicoLinhagem de linfócitos JURKAT (linfócitoshumanos T de leucemia mielóide aguda),cultivada em meio RPMI 1640 pH 7.2suplementado com 10% de soro fetal bovino.As células foram mantidas em estufa comatmosfera de 5% de CO2, 37ºC e comumidade controlada.

Soluções de CérioAs concentrações de Ce(NO3)3 utilizadasforam: 0,5 ; 1,0 ; 2,0 mM. Os cristais deCe(NO3)3 foram diluídos em água (MilliQ)estéril.Proliferação celular, citotoxicidade e induçãode apoptoseEstas análises foram realizadas comintervalos de 0, 24 e 48 horas, em 3experimentos independentes. A proliferaçãocelular na cultura foi estabelecida apóscontagens das amostras em hemocitômetroao microscópio óptico. A viabilidade celularfoi determinada pelo teste de exclusão comcorante de azul tripan, sendo que as célulascoradas em azul são classificadas como não-viáveis. A indução de apoptose foi avaliadaatravés de ensaio citomorfológico emmicroscópio de fluorescência, com oscorantes laranja de acridina e brometo deetídio. As células foram classificadas como:viáveis; necróticas e apoptóticas [4].

RESULTADOS

Foram utilizados os testes estatísticosKruskal – Wallis e ANOVA, para verificar aeficiência dos tratamentos.A proliferação das células nas culturasexpostas ao Ce(NO3)3 permaneceuinalterada (igual ao controle) ao longo dotratamento (figura 1).

Figura 1. Crescimento de Linfócitos JurkatTratados com Ce(NO3)3 .

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O estudo de viabilidade, pelo método deexclusão por azul de Tripan, mostrou que oCe(NO3)3 não possui efeito letal na linhagemJURKAT em até 48 horas de exposição (figura2).

Figura 2. Viabilidade (N/No) de Linfócitos JurkatTratados com Ce(NO3)3 .

O teste para verificação da indução deapoptose indicou ausência de efeitosignificativo do nitrato de cério sobre oslinfócitos JURKAT (figura 3).

Figura 3. Indução de Apoptose em LinfócitosJurkat Tratados com Ce(NO3)3 .

CONCLUSÕES

Concluímos que o nitrato de cério não possuiefeito citotóxico em células JURKAT nasconcentrações entre 0,5 mM e 2 mM, ematé 48 horas. O crescimento celular não foialterado quando comparado com o controle.


[1]Haley P.J., Health Phys. Dec; 61(6):809-20. 1991.[2]Dai Y., Li J., Li J., Yu L., Dai G., Hu A.,Yuan L., and Wen Z., In Vitro Cell. Dev. Biol.– Animal 38: 373-375, 2002.[3]Ji YJ., Bai X., Zong-Hui W., Ming-ZhenG., & You-Yong L., Biomedical andEnvironmental Sciences 13, 287-292, 2000.[4]Glubisz-Wolnicka A., Rijnkels J.M., SarnaT., Henegouwen G. M. J. B., J. ofPhotochemistry and Photobiology B: Biology68: 65-72, 2002.

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Efeito do aumento da radioatividade ambiental nodesenvolvimento de culturas de Chlorella luteoviridis

Victor Eduardo Oliveira de Araújo, Dejanira da Costa Lauria eYannick Odette J. Nouailhetas

Instituto de Radioproteção e Dosimetria - IRD

INTRODUÇÃO

Entende-se por Proteção Radiológica oconjunto de procedimentos técnicos eadministrativos estabelecidos com o intuitode permitir que as sociedades usufruam osbenefícios das radiações ionizantes,minimizados os seus efeitos indesejados. Aproteção radiológica se fundamenta em trêsprincípios básicos, a saber, o princípio dalimitação da dose, o da justificativa da práticae aquele da otimização (as doses devem sertão baixas quantas razoavelmenteexeqüíveis). Por trás desses princípiosencontram-se duas hipóteses: a daexistência de uma relação linear entre a dosee o efeito e a de que não existe limiar dedose para efeitos biológicos. Desta forma,no contexto da “Proteção Radiológica” efeitosde baixas doses podem ser estimados apartir do efeito observado para altas dosese não existem limites para a redução da doserelacionada a uma prática, a não ser oslimites do razoável. A radioproteção estáfundamentada na crença de que a proteçãodo homem assegura a proteção do ambiente.No entanto este paradigma está sendoquestionado, expondo a necessidade dodesenvolvimento de uma estrutura deradioproteção clara e cientificamenteembasada para avaliar as relações entre aexposição e a dose, a dose e o efeitobiológico e as conseqüências destes efeitospara espécies não humanas (1). A proteçãoradiológica tem como base científica umaentidade denominada “homem dereferência”. Frente ao crescente interessedemonstrado pela sociedade em relação aproteção do ambiente, a biodiversidade, aimportância da conservação das espécies ea proteção da saúde e ao habitat natural dascomunidades, futuras recomendações paraproteção de espécies outras que o Homemdeverão se apoiar em “organismosreferências”. Estes organismos deverãoatender a diferentes critérios, dentre osquais, sua ampla distribuição na natureza,além de sua representatividade junto aos

demais seres vivos. A identificação deorganismos de referência para o propósitoacima exposto vem sendo dificultada pelatotal ausência de informações sobre asrespostas dos organismos não humanos,frente a exposições a doses de radiação. Olimiar no qual a dose causa efeito é,portanto, desconhecido.A Chlorella é uma alga verde, unicelular,autotrófica, com ampla distribuiçãogeográfica. Reproduz-se por meio deautósporos e pode ser cultivada emlaboratório por meio de técnicas clássicasde microbiologia. É um eucarioto e,portanto, apresenta estrutura celularsemelhante à dos vegetais superiores. Oestudo do efeito de doses de radiação nodesenvolvimento de culturas de Chlorelladeve contribuir para o estudo dos efeitosdas radiações em organismos não humanose para analisar o potencial da alga emintegrar um eventual grupo de organismosde referência.

OBJETIVO

O objetivo desse trabalho é estudar o efeitoda radioatividade no desenvolvimento dacultura de alga (Chlorella luteoviridis), everificar seu potencial como “organismoreferência”.

METODOLOGIA

Para o estudado da influência de diferentesatividades de Ra-226 no desenvolvimentoda Chorella, foram preparados 12 frascosde cultura (280 ml) com 150 ml de meio(Wagener modificado); Os frascos foramdivididos em quatro grupos que receberam,respectivamente 970, 325 e 138 Bq de Ra-226, e prova em branco que acompanhoutodo o processo. A solução padrão de Ra-226 foi obtida junto ao Laboratório Nacionalde Metrologia das Radiações Ionizantes(LNMRI), na forma de solução ácida (HCl);cuidados especiais foram tomados de modoa garantir que todos os frascos continham

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os mesmos volumes de meio e apresentavamo mesmo pH. Os frascos foram inoculadoscom 5 ml de uma cultura mãe (faseexponencial) e a homogeneidade das dozeamostras foi testada através dadeterminação da absorbância (ë560 cm); asculturas foram mantidas sob iluminação eagitação constantes. O crescimento dasculturas foi acompanhado por medidas deabsorbância, em dias alternados.

RESULTADOS

As curvas resultantes de cada um dostratamentos foram traçadas, juntamentecom a curva relativa ao branco, na figura 1.

Figura 1. Curva de crescimento de Chlorella emdiferentes níveis de dose de Ra-226

Na figura são mostrados os crescimentos daalga em função das diferentes quantidadesde Ra-226. A partir de um determinadomomento as três culturas testes apresentamqueda na taxa de crescimento, passível deassociação com o Ra-226 presente no meiode cultura como pode ser observado nafigura 1.

CONCLUSÕES

Se limiar de dose existe, este deve serencontrado para valores de dose inferioresaos das doses absorvidas pelas culturas aolongo do experimento. Assim sendo, novostestes serão realizados com atividadesinferiores às testadas até então,aumentando-se o número de amostras paraelevar o poder dos testes estatísticos eutilizando também o plaqueamento dasamostras. O acompanhamento da evoluçãode gerações futuras das algas expostas aoRa-226 durante o estudo aqui apresentado,sem acréscimo de radioatividade, deveráfornecer informações sobre eventuais efeitosgenéticos. Estudos com exposiçõestendendo a zero devem fornecer asinformações necessárias do potencial da algacomo organismo de referência.


[1]ICRP 2003 b. A framework for assessingthe impact of ionizing radiation on non-human species ICRP Publication 91.Ann ICRP33 (4).

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Toxicidade aguda da solução de pimenta vermelha (Capsicumbaccatum) através do microcrustáceo Daphnia similis

Marisa Mayer Haddad e Sandra Regina MattioloCentro Tecnológico da Marinha em São Paulo – CTMSP

INTRODUÇÃO

A agricultura orgânica é um sistema degerenciamento total da produção agrícolacom vistas a promover e realçar a saúde domeio ambiente, preservar a biodiversidade,os ciclos e as atividades biológicas do solo.Nesse sentido, a agricultura orgânica enfatizao uso de práticas de manejo em oposição aouso de elementos estranhos ao meio rural eexclui a adoção de substâncias químicas ououtros materiais sintéticos quedesempenhem no solo funções estranhas àsdesempenhadas pelo ecossistema [1].Os pesticidas, mesmo os utilizados naagricultura orgânica, podem contaminar aságuas subterrâneas ou superficiais poraplicação direta, pela infiltração eescoamento superficial nas áreas tratadasou, ainda, ao serem espalhados pelos ventosno momento de sua aplicação [2]. Por estemotivo deve-se conhecer a toxicidade destassoluções para prevenir os impactosambientais nestes sistemas.

OBJETIVO

O objetivo deste trabalho é testar atoxicidade aguda da solução de pimenta(Capsicum baccatum), util izando omicrocrustáceo de água doce Daphnia similis.

METODOLOGIA

Para o preparo da solução-teste foi adquiridapimenta vermelha (Capsicum baccatum) naRede Oba de Hortifruti em 08/11/05. Foiutilizada a receita fornecida pelo JornalEstado de São Paulo, Caderno Agrícola, dodia 19/10/05 para eliminar pulgões emplantas sem produtos químicos. A proporçãoproposta é de 1kg de pimenta para 5L deágua [3].A solução-teste foi avaliada utilizando-se oensaio de toxicidade agudo com Daphniasimilis, segundo a norma ABNT-NBR 12713,de 2004[4].

A Tabela 1 apresenta os resultados obtidoscom a solução de pimenta quando, testadacom o microcrustáceo Daphnia similis.

TABELA 1: Testes de Toxicidade Aguda coma Solução de Pimenta, utilizando Daphniasimilis

* Intervalo de confiança não calculado

A média encontrada para CE50 – 48 horasfoi de 2,50% com Coeficiente de Variaçãode 6%, o que indica um nível satisfatóriode precisão.

CONCLUSÕES

A partir dos resultados, podemos concluirque a solução de pimenta utilizada é tóxicaquando testada com o microorganismoDaphnia similis.A pimenta vermelha é util izada naagricultura orgânica, sendo considerada umcontrole natural e permitido pela AAO.Mesmo as soluções ditas “naturais” devemser manipuladas e descartadas de forma anão contaminar o meio-ambiente.


[1] AMBIENTEBRASIL: Matéria retirada dosite ambientebrasil disponível em: <http://w w w . a m b i e n t e b r a s i l . c o m . b r /composer.php3?base=/agropecuario/index.html&conteu>. Acesso em: 23/10/05.[2] BRAILE, P. M.; Cavalcanti, José E.W.A.Manual de tratamento de águas residuáriasindustriais. São Paulo: Cetesb, p.27, 1993.[3] OESP – Jornal do Estado de São Paulo,caderno agrícola, pg g2, 19/10/05.

204

[4] ABNT- NBR 12713 – Associação Brasileirade Normas Técnicas. Ecotoxicologia aquática– Toxicidade aguda – Método de ensaio comDaphnia spp (Cladocera, Crustacea), 2004.

APOIO FINANCEIRO

CNPq/PIBIC e CTMSP.

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ÍndiceAluno/Orientador

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Aluno OrientadorAlonso Fabricio Oliveira Silva Donizete Anderson de Alencar 3Ana Paula de Carvalho Teixeira Adelina Pinheiro Santos 5André Cunha do Amaral Clédola Cássia Oliveira de Tello 7Barbara Maria de Carvalho Edésia Martins Barros de Sousa 9Brunno Carnevale Miceli Altair Drumond de Sousa 11Carla Pereira Ricardo Amir Zacarias Mesquita 13Clarissa Drummond Moreira Edésia Martins Barros de Sousa 15Daniel Januário Cordeiro Gomes Geraldo de Paula Martins 17Evandro Landulfo Teixeira Paradela Cunha Clédola Cássia Oliveira de Tello 19Guilherme Augusto Pereira Araújo Ana Maria Matildes dos Santos 21Heberton Luis da Silva Correa Waldemar Augusto de Almeida Macedo 23Jean Viana Bahia Vanderley de Vasconcelos 25Lorena Pedrosa Gomes Maria Ângela de B. Correia Menezes 27Lucilia Aparecida Ramos de Oliveira Francisco Javier Rios 29Míriam Ribeiro Rocha Ana Maria Matildes dos Santos 31Pedro Leonardo Dumont de Oliveira Antônio Carlos Lopes da Costa 33Priscila do Carmo Santana Maria do Socorro Nogueira 35Ronaldo Cardoso Junior Wilmar Barbosa Ferraz 37Roque Teles Frade Paulinelli José Domingos Ardisson 39Tatiana Aparecida Fernandes de Lima Francisco Javier Rios 41

01

43

André Carvalho Henriques de Araújo Mércia Liane de Oliveira 45André Luiz de Souza Barros Carlos Austerlitz 47Daniela Pontes Andrade Lima Luiz Antonio Pereira dos Santos 49Evelyne Gomes Solidonio Luiz Antonio Pereira dos Santos 51Igor Burgo Belo Eudice Correia Vilela 53Nadja Ferreira da Silva Eudice Correia Vilela 55Renato Gonçalves Barreto Fernando Roberto de Andrade Lima 57Rodrigo Pastl Pontes Fernando Roberto de Andrade Lima 59Thiago Oliveira dos Santos Frederico Antonio Genezini 61Viviane Ferreira Yano Fabiana Farias de Lima Guimarães 63

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65

Beatriz D´Avila Renault de Oliveira Celso Marcelo Franklin Lapa 67Cinthia Sales Malta Paulo Victor Rodrigues de Carvalho 69Daniel Martins Moreira Mauro Vitor de Oliveira 71Elivânia Ribeiro da Silva Ana Carla Lopes 73Felipe Mury Botelho Isaac José Antonio Luquetti dos Santos 75Kayse Santos Leitão Marilza B. Corrêa 77Pedro Mol Couto Antônio Carlos de Abreu Mol 79Raquel Simas Pereira Jorge Gomes dos Santos 81Ricardo de Padua Oliveira Sa Nery Marcelo de Siqueira Queiroz Bittencourt 83Tatiane de Lima Caldas da Silva Edna Teresa Ruas Bastos 85Thiago da Silva Braga Eliane Pavesi Soares 87Valeria Aparecida Leitão Ribeiro Glória Regina da Silva Wildhagen 89Vanessa Batista da Costa Carvalho Edna Tereza Ruas Bastos 91

93Bruno Gomes Coelho Hidetoshi Takiishi 95Caio Alencar de Matos Eduardo Landulfo 97Cecília Egami Trindade Mitiko Saiki 99Celso Leonardo Veiga Margarida Mizue Hamada 101Christianne Cobello Cavinato Letícia Lucente Campos Rodrigues 103Daniela Hoffmann Lopez Luciana Vanni Gatti 105Daniele Yoshito Monica Beatriz Mathor 107Danilo Cardenuto Ferreira Carmen Cecilia Bueno Tobias 109Eliel dos Santos Reginaldo Muccillo 111Eraldo Cordeiro Barros Filho Jose Roberto Martinelli 113Fábio Alves Luz Casimiro S. Munita 115Fábio Toshiaki Nakagawa Maria Claudia F. C. Felinto 117Felipe Guimarães Albero Martha Simões Ribeiro 119Fernanda Bernardes Calvo Patrick Jack Spencer 121Fernanda Santos Thomaz Anna Lucia C. H. Villavicencio 123Filipe Fernandes da Costa Vaz Luciana Vanni Gatti 125Gabriel Paiva Fonseca Helio Yoriyaz 127Jair Ricardo de Moraes Sonia Licia Baldochi 129Jefferson Francisco do Nascimento Paulo Rogério Pinto Coelho 131João Francisco Trencher Martins Margarida Mizue Hamada 133Jose Helio Duvaizem Rubens Nunes de Faria Junior 135Leandro Matiolli Machado Wagner de Rossi 137Leonardo Fernandes Muniz de Souza Francisco Ambrozio Filho 139Liana Key Okada Nakamura Jorge Moreira Vaz 141Luis Antonio Indelicato do Vale Estevam Vitorio Spinacé 143Luís Felipe Liambos Mura Ulysses D´Utra Bitelli 145

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Maria Helena dos Santos Luciana Vanni Gatti 147Milena de Mello Campos Leinmuller Nanci do Nascimento 149Olavo Rodrigues de Oliveira Reginaldo Muccillo 151Osvaldo Luiz de Almeida Damy Gaianê Sabundjian 153Priscila Vieira da Silva Anna Lucia C. H. Villavicencio 155Rafael Martinaitis Ferreira Luiz Vicente Gomes Tarelho 157Rafael Oliveira Rondon Muniz Paulo Rogério Pinto Coelho 159Raphael Ximenes Dolores Ribeiro Ricci Lazar 161Rodrigo Brandão Bunevich Mitiko Saiki 163Rosangela Ramalho Cacure Ulysses D´Utra Bitelli 165Shirley Leite dos Reis Eliana Navarro dos Santos Muccillo 167Thiago da Silva Cordeiro Nilson Dias Vieira Jr. 169Thiago Martini Pereira Denise Maria Zezell 171Vanessa Mayumi Nakanishi Marlene Sotto-Mayor Flues 173

175

Bianca da Silva Ribeiro Ana Letícia Almeida Dantas 177Clayton Leite Paúra Bernardo Maranhão Dantas 179Danielle Fernandes Agostinho Bernardo Maranhão Dantas 181Eliza ibeiro da Silva José Marcus Godoy 183Frederico Gil Alabarse Akira Iwahara 185Lilian Gasparelli Carreira Dejanira da Costa Lauria 187Liliane Ferreira da Silva Fernando Lamego 189Marcio da Cruz Mourie Correa Maria Angélica Vergara Wasserman 191Mauro Wilson Oliveira da Silva Marissa Rivera Cardona 193Rosana de Souza e Silva Denison de Souza Santos 195Rute Quelvia de Faria Luis Tauhata 197Samira Nagarol Yunes Carlos Eduardo Bonacossa de Almeida 199Victor Eduardo Oliveira de Araújo Yannick Odette J. Nouailhetas 201

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