Evolução das doses no ambiente do Reator IEA-R1 e tendências com base nos resultados atuais

O Ipen/Cnen-SP possui um Reator de Pesquisa(IEA-R1) em operação desde 1957. Ele utiliza água leve como blindagem, moderador e como fluido refrigerante, o volume desta piscina é de 273m3. Até 1995 a operação do Reator era descontinua, ou seja, operava diariamente sendo desligado no final do dia, a uma potência de 2,0 MW. A partir daquele ano, após algumas modificações de segurança, o Reator passou a operar de forma continua, ou seja, de segunda-feira a quarta-feira sem ser desligado, totalizando 64 horas semanais. A potência também foi aumentando até 4,5 MW em 2012. Em virtude dessas alterações, a saber, operação contínua e do aumento da potência, as doses dos trabalhadores aumentaram e por isso foram realizados vários estudos para diminui-las. Estudos demonstraram que uma das principais limitações para operação de um reator em potência elevada, provém das radiações gama emitidas pelo sódio-24. Outros elementos como magnésio-27, Alumínio-28, Argônio-51, contribuem de forma considerável para a atividade da água da piscina. A introdução de uma camada de água quente em sua superfície, estável e isenta de elementos radioativos com 1,5m a 2m de espessura constituiria uma blindagem às radiações provenientes dos elementos radioativos dissolvidos na água. Estudos de otimização provaram que a instalação da camada quente não era necessária para o regime e potência atual de operação do Reator, pois outros procedimentos adotados eram mais eficazes. A partir desta decisão o serviço de Proteção Radiológica do Reator IEA-R1, montou um programa de avaliação das doses para certificar-se de que elas se mantinham em valores razoáveis baseados em princípios estabelecidos em normas nacionais e internacionais. O intuito deste trabalho é realizar uma análise das doses individuais dos IOE (Individuo Ocupacionalmente Expostos), considerando as mudanças no regime de operação do Reator e sugerir opções de proteção e segurança, viáveis em primeira instância, para reduzir as doses analisadas, visando se chegar aos níveis de referencia de 3 mSv/ano adotados pela instalação em apreço.

Desenvolvimento de um elemento combustível instrumentado para o reator de pesquisa IEA-R1

Após o aumento de potência do reator IEA-R1 de 2 MW para 5 MW observou-se um aumento da taxa de corrosão nas placas laterais de alguns elementos combustíveis e algumas dúvidas surgiram com relação ao valor de vazão utilizada nas análises termo-hidráulicas. A fim de esclarecer e medir a distribuição de vazão real pelos elementos combustíveis que compõe o núcleo do reator IEA-R1, um elemento combustível protótipo, sem material nuclear, chamado DMPV-01 (Dispositivo para Medida de Pressão e Vazão), em escala real, foi projetado e construído em alumínio. A vazão no canal entre dois elementos combustíveis é muito difícil de estimar ou ser medida. Esta vazão é muito importante no processo de resfriamento das placas laterais. Este trabalho apresenta a concepção e construção de um elemento combustível instrumentado para medir a temperatura real nestas placas laterais para melhor avaliar as condições de resfriamento do combustível. Quatorze termopares foram instalados neste elemento combustível instrumentado. Quatro termopares em cada canal lateral e quatro no canal central, além de um termopar no bocal de entrada e outro no bocal de saída do elemento. Existem três termopares para medida de temperatura do revestimento e um para a temperatura do fluido em cada canal. Três séries de experimentos, para três configurações distintas, foram realizadas com o elemento combustível instrumentado. Em dois experimentos uma caixa de alumínio foi instalada ao redor do núcleo para reduzir o escoamento transverso entre os elementos combustíveis e medir o impacto na temperatura das placas externas. Dada a tamanha quantidade de informações obtidas e sua utilidade no projeto, melhoria e capacitação na construção, montagem e fabricação de elementos combustíveis instrumentados, este projeto constitui um importante marco no estudo de núcleos de reatores de pesquisa. As soluções propostas podem ser amplamente utilizadas para outros reatores de pesquisa.

Study of DNA damage with a new system for irradiation of samples in a nuclear reactor

In this paper, we report results of a quantitative analysis of the effects of neutrons on DNA, and, specifically, the production of simple and double breaks of plasmid DNA in aqueous solutions with different concentrations of free-radical scavengers. The radiation damage to DNA was evaluated by electrophoresis through agarose gels. The neutron and gamma doses were measured separately with thermoluminescent detectors. In this work, we have also demonstrated usefulness of a new system for positioning and removing samples in channel BH#3 of the IEA-R1 reactor at the Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares (Brazil) without necessity of interrupting the reactor operation. (C) 2010 Elsevier Ltd. All rights reserved.

Investigation of whole blood of SJL/J mice using neutron activation analysis

The Br (0.0022 +/- A 0.0006 gL(-1)), Ca (0.113 +/- A 0.012 gL(-1)), Cl (3.07 +/- A 0.36 gL(-1)), K (2.63 +/- A 0.14 gL(-1)), Mg (0.045 +/- A 0.002 gL(-1)) and Na (2.09 +/- A 0.10 gL(-1)) concentrations were determined in whole blood of SJL/J mice using the Neutron Activation Analysis (NAA) technique. Eleven whole blood samples were analyzed in the IEA-R1 nuclear reactor at IPEN (So Paulo, Brazil). These data contribute for applications in veterinary medicine related to biochemistry analyses using whole blood. Moreover, the correlation with human blood estimation allows to checking the similarities for studying muscular dystrophy using this model animal.

Confecção e caracterização de filmes finos de boro para a medida da taxa de reação 10B(N, a)7LI na terapia por captura de nêutrons pelo boro

The Boron Neutron Capture Therapy (BNCT), based on the 10B(n,α)7Li reaction, represents a promising modality for the treatment of cancers that are resistents to conventional treatments. So, it is necessary to find drugs (boron compounds) with high selectivity for each type of cancer, the neutrons source should be well characterized and the rate of 10B(n,α)7Li reaction should be measured with great accuracy as possible. This study aimed to develop a method for manufacturing thin films of boron, for measure the 10B(n,α)7Li reaction, and analyze the uniformity of the films. Five thin films of boron were manufactured with three different concentrations of boric acid, heated to transform the acid in boron, irradiated with thermic neutrons coupled to CR-39 detectors, in BNCT line at the reactor IEA-R1 IPEN/CNEN, São Paulo. After the irradiation, the detectors were chemically attacked with NaOH to reveal the tracks. The methodology presented is effective because it resulted in deposition of boron as thin film enabling the quantitative analysis of 10B(n,α)7Li reaction. The analysis of the uniformity of density of the induced tracks in CR-39 shows that, in most of the films, there is no uniformity in surface distribution of boron, but when the film is divided, we obtain some uniform sectors

K-41(n, gamma)K-42 thermal and resonance integral cross section measurements

We measured the K-41 thermal neutron absorption and resonance integral cross sections after the irradiation of KNO3 samples near the core of the IEA-R1 IPEN pool-type research reactor. Bare and cadmium-covered targets were irradiated in pairs with Au-Al alloy flux-monitors. The residual activities were measured by gamma-ray spectroscopy with a HPGe detector, with special care to avoid the K-42 decay beta(-) emission effects on the spectra. The gamma-ray self-absorption was corrected with the help of MCNP simulations. We applied the Westcott formalism in the average neutron flux determination and calculated the depression coefficients for thermal and epithermal neutrons due to the sample thickness with analytical approximations. We obtained 1.57(4) and 1.02(4) b, for thermal and resonance integral cross sections, respectively, with correlation coefficient equal to 0.39.