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Uma das contribuições mais relevantes para a dose efetiva recebida pelos seres humanos proveniente de fontes naturais de radiação é a dose por ingestão. As concentrações de radionuclídeos naturais em alimentos variam significativamente não apenas com os diferentes tipos de alimentos, mas também com níveis de radiação de fundo, clima e condições agrícolas. Na literatura, poucos trabalhos apresentam dados de dose efetiva pela ingestão de farinhas, amplamente utilizada como dieta de subsistência em todo o mundo. No presente trabalho, as concentrações de atividades de radionuclídeos naturais e artificiais foram analisadas por espectrometria gama de alta resolução em 38 amostras de farinha (trigo, milho, mandioca, arroz, soja, centeio, aveia e rosca) comumente comercializadas na cidade de São Paulo, Brasil. A partir dessas concentrações foram calculadas as doses efetivas por ingestão para os radionuclídeos considerados. Para os radionuclídeos naturais foram obtidas concentrações de atividade na faixa de 25 Bq.kg-1 a 663 Bq.kg-1 para o 40K, de 0,97 Bq.kg-1 a 4,47 Bq.kg-1 para o 226Ra e de 9,91 Bq.kg-1 a 42,41 Bq.kg-1 para o 232Th. As doses efetivas obtidas estão entre 0,34 μSv.a-1 e 10,56 μSv.a-1 para o 40K, entre 0,67 μSv.a-1 e 18,35 μSv.a-1 para o 226Ra e entre 5,62 μSv.a-1 a 114,02 μSv.a-1 para o 232Th. Os valores de dose efetiva recomendados pela UNSCEAR e IAEA por ingestão de alimentos contendo radionuclídeos naturais são de 140 μSv.a-1 e de 1 mSv.a-1, respectivamente, para os indivíduos do público. Todos os radionuclídeos artificiais estudados, 134Cs, 137Cs, 106Ru, 103Ru, 60Co, 131I e 241Am, apresentaram valores de concentração de atividades abaixo da concentração mínima detectável (CMD), utilizada para o cálculo de dose efetiva. Os valores médios obtidos para 134Cs, 137Cs, 106Ru, 103Ru, 60Co, 131I e 241Am foram de 0,04 μSv.a-1, 0,03 μSv.a-1, 0,13 μSv.a-1, 0,001 μSv.a-1, 0,01 μSv.a-1, 0,05 μSv.a-1 e 0,4 μSv.a-1, respectivamente, para público adulto. Para público infantil os valores médios obtidos para os radionuclídeos artificiais recomendados foram de 0,04 μSv.a-1, 0,03 μSv.a-1, 0,01 μSv.a-1, 0,9 μSv.a-1, 0,1 μSv.a-1, 0,4 μSv.a-1 e 0,6 μSv.a-1, para os radionuclídeos 134Cs, 137Cs, 106Ru, 103Ru, 60Co, 131I e 241Am, respectivamente, inferiores aos valores recomendados pelo CODEX de 1 mSv.a-1. Todas as amostras apresentaram valores de concentração de atividade na faixa dos valores da literatura e inferiores aos limites recomendados não apresentando riscos à saúde a partir da ingestão das farinhas analisadas. One of the most relevant contributions to the effective dose received by humans from natural sources of radiation is the dose by ingestion. The concentrations of natural radionuclides in food vary significantly not only with different types of food, but also with background radiation levels, climate and agricultural conditions. In the literature, few studies present data on effective dose for eating flour, which is widely used as a subsistence diet worldwide. In the present work, the activity concentrations of natural and artificial radionuclides were analyzed by high-resolution gamma spectrometry in 38 samples of flour (wheat, corn, manioc, rice, soy, rye, oats and breadcrumbs) commonly commercialized in the city of São Paulo, Brazil. From these concentrations, the effective doses per ingestion for the radionuclides considered were calculated. For natural radionuclides activity concentrations were obtained in the range of 25 Bq.kg-1 to 663 Bq.kg-1 for 40K, from 0.97 Bq.kg-1 to 4.47 Bq.kg-1 for 226Ra and from 9.91 Bq.kg-1 to 42.41 Bq.kg-1 for 232Th. The effective doses obtained are between 0.34 μSv.y-1 and 10.56 μSv.y-1 for 40K, between 0.67 μSv.y-1 and 18.35 μSv.y-1 for 226Ra and between 5.62 μSv.y-1 to 114.02 μSv.y-1 for 232Th. The effective dose values recommended by UNSCEAR and IAEA for foods containing natural radionuclides are 140 μSv.y-1 and 1 mSv.y-1, respectively, for individuals in the public. All artificial radionuclides studied, 134Cs, 137Cs, 106Ru, 103Ru, 60Co, 131I and 241Am, presented activity concentration values below the minimum detectable concentration (CMD) used to calculate the effective dose. The average values obtained for 134Cs, 137Cs, 106Ru, 103Ru, 60Co, 131I and 241Am were 0.04 μSv.y-1, 0.03 μSv.y-1, 0.13 μSv.y-1, 0.001 μSv. y-1, 0.01 μSv.y-1, 0.05 μSv.y-1 and 0.4 μSv.y-1, respectively, for adult public. For children, the average values obtained for the recommended artificial radionuclides were 0.04 μSv.y-1, 0.03 μSv.y-1, 0.01 μSv.y-1, 0.9 μSv.y-1, 0.1 μSv.y-1, 0.4 μSv.y-1 and 0.6 μSv.y-1, for radionuclides 134Cs, 137Cs, 106Ru, 103Ru, 60Co, 131I and 241Am, respectively, below the recommended values by the CODEX of 1 mSv.y-1. All samples showed activity concentration values in the range of literature values and below the recommended limits, presenting no health risks from the intake of the analyzed flours.

Um conjunto mecânico comandado por um microcontrolador que movimenta e posiciona com precisão uma série de amostras irradiadas foi montado. Este conjunto é personalizado para um arranjo com um detector de HPGe e blindagem,e traz ganhos dentre os quais se destacam desobrigar a presença do operador durante a aquisição de dados, minimizando sua exposição às radiações oriundas da amostra e proporcionar medidas com repetibilidade. O arranjo onde o equipamento foi montado é localizado no laboratório de ativação neutrônica na CRPq no IPEN/CNEN. Esse mecanismo, controlado por uma placa denominada Arduino MEGA 2560, possui uma interface amigável desenvolvida em C#, interage com o sistema de aquisição denominado Genie2000 e armazena os dados da contagem em um banco de dados MySQL. Em todo o conjunto mecânico existem peças desenvolvidas e manufaturadas em impressora 3D. Nesse arranjo o conjunto das amostras fica posicionado na lateral externa da blindagem, sendo necessária blindagem adicional em torno do conjunto para evitar aumento da radiação de fundo no laboratório e que a radiação emitida por elas alcance o detector. A amostra aproxima-se do detector por uma escotilha superior que abre e fecha conforme a movimentação do braço mecânico que contem a amostra na sua extremidade. Sensores de fim de curso asseguram a calibração do sistema em todos os seus movimentos, sendo que a amostra pode ser posicionada em frações de mm em relação ao detector HPGe, conforme programado pelo usuário , utilizando todo o curso do interior da blindagem.O instrumento pode ser replicado e customizado para outros sistemas de detecção na espectrometria gama, mantendo a filosofia de utilizar matérias acessíveis e ter o custo menor que os sistemas comerciais.Testes de repetitibilidade foram executados demonstrando assim a eficiência do sistema. A micro controller driven mechanical assembly that accurately moves and positions a series of irradiated samples to HPGe detectors to minimize user exposure to gamma radiation from the sample and provide long-term repeatability measurements. The purpose of this work was to develop a custom mechanism for the arrangement called Canberra 6, located in the neutral activation laboratory at CRPq at IPEN / CNEN. This mechanism controlled by a board called Arduino MEGA 2560, has a user-friendly interface developed in C# that interacts with the acquisition system called Genie2000 and stores counting data in a MySQL database. Throughout the mechanical assembly there are unique parts developed. and manufactured in 3D printer. In this arrangement the sample set is positioned on the outside of the HPGe detector shield, and additional shielding around the assembly is required. The sample approaches the detector through an upper hatch that opens and closes as the mechanical arm that contains the sample at its end moves. Limit sensors ensure the system is calibrated in all its movements, and the sample can be positioned in fractions of mm to the HPGe detector as programmed by the user using the full stroke inside the shield. be replicated and customized for other detection systems in gamma spectrometry, maintaining its low cost and efficiency, including for other equipment installed in the referred IPEN laboratory.

O uso da tomografia computadorizada despertou o interesse das indústrias pela possibilidade em utilizar as informações tomográficas de um produto, de processo ou de equipamento, para auxiliar no controle da qualidade de produtos e também para aperfeiçoar o processo produtivo. Porém, quando se trata de tomografia industrial, ao contrário da já amplamente utilizada tomografia médica, nem sempre as condições para a realização da aquisição tomográfica são favoráveis, pois os objetos industriais podem ter diferentes dimensões, composição química e densidades. O objetivo deste trabalho foi desenvolver um novo desenho para o sistema de tomografia computadorizada industrial, Industrial Process Tomography (tomógrafo), para análises de sistemas multifásicos. Nesta proposta, foram utilizados 70 conjuntos de cristais detectores de NaI(Tl) fotomultiplicadoras, ligados a 5 módulos com 12 detectores. A configuração desenvolvida permitiu a obtenção de um halo de 360° ao redor do objeto a ser tomografado, além da análise em tempo real do processo industrial. O sistema de porta-fontes, desenvolvido para este projeto, permite acomodar dois isótopos radioativos, que com a eletrônica do tipo multicanal, também desenvolvida durante este projeto, possibilitou realizar a seleção de várias faixas espectrais, ao mesmo tempo, em cada detector. O porta-fontes ainda conta com sistema de abertura e de fechamento à distância, para segurança do operador. O tomógrafo, desenvolvido para este trabalho, atendeu às expectativas. Seu desenho possibilita o transporte para as plantas de trabalho, pois este tomógrafo é modular, e apresentou também os picos característicos referentes aos espectros radioativos utilizados, além de apresentar um tempo de aquisição de espectros rápido, o que possibilita a realização de tomografias em tempo real. Computerized tomography has promoted the interest of industries for the possibility of using the tomographic data of a product, process, or equipment for quality control of a product, and improve the production process. However, unlike the already widely used medical tomography if compared to industrial tomography, the conditions to perform tomographic acquisition are not always favorable, once industrial objects may have different dimensions, chemical composition, and densities. The aim of this work was to develop a new design for the Industrial Process Tomography (IPT), for multiphase analysis. In this work, 70 sets of photomultiplier with NaI(Tl) detector crystals, connected to 5 modules with 14 detectors, were used. The developed configuration allowed to obtain a 360 ° halo around the object to be tomographed, and, also, real-time analysis of industrial processes. The source holder system developed can accommodate two radioactive isotopes, which with the multichannel electronics as well developed during this project, made it possible to select several spectral bands at the same time, in each detector. The source holder also has a remote opening and closing system for operator safety. The tomography developed for this work reached the expectations; its design turns it possible to transport it to the industrial plants because this tomography is modular, it also presented the characteristic peaks related to the radioactive sources spectra used, besides presenting a fast spectra acquisition time, which enables real-time CT scans.

Este trabalho relata os resultados de um projeto de automação de aquisição de dados de um dos espectrômetros de correlação angular perturbada gama-gama (PAC) do laboratório de interações hiperfinas (LIH) do IPEN. O espectrômetro é constituído de quatro detectores de cintilação (BaF3). Basicamente registra-se a diferença de temporal entre a detecção de quaisquer dois raios gamas emitidos em cascata (do núcleo de prova) incidentes em quaisquer dois detectores do espectrômetro. Dependendo das condições, o núcleo de prova ocupa determinados sítios de uma rede cristalina ou de uma macromolécula onde se pretende estudar as características elétricas e/ou magnéticas do meio nas áreas de física da matéria condensada ou biofísica. Para realização deste trabalho utilizou-se a linguagem Java por se tratar de uma linguagem de programação multiplataforma e orientada a objetos, possuindo, portanto, portabilidade e maior tempo de vida do software e devido à facilidade de implementação dos periféricos. Por fim, o software possui uma interface amigável e intuitiva, com o usuário podendo operar o sistema manualmente ou automaticamente, com aquisições de tempo de até 100 horas consecutivas. No modo automático, Antes de cada aquisição, o software seta a temperatura (do controlador), previamente definida pelo usuário, aguarda a estabilidade, processa a aquisição, registra os dados em arquivos diferentes (para temperaturas diferentes). Além disso, o software também salva em um arquivo todas as informações de parâmetros relevantes durante a aquisição. This work reports results from the automation of data acquisition for a gamma-gamma perturbed angular correlation (PAC) spectrometer located in the hyperfine interactions laboratory (LIH) of IPEN. A PAC spectrometer comprises usually four scintillation detectors (BaF3). Basically, the time difference between the detection of any two gamma emitted rays (of the probe nuclei) incident on any two spectrometer detectors is recorded. Depending on the conditions, the probe nuclei occupies certain sites of a crystalline lattice or a macromolecule where it is intended to study the electrical and / or magnetic characteristics of the medium in the areas of condensed or biophysical matter physics. In order to perform this work, the Java language was used because it is a multiplatform and object-oriented programming language, thus having portability and longer software life and due to the ease of implementation of the peripherals. Finally, the software has a friendly and intuitive interface with the user being able to operate the hardware manually or automatically with time acquisitions up to 100 consecutive hours. In automatic mode, the software sets the temperature (controller) previously set by the user, awaits stability, processes the acquisition, and records the data in different files (for different temperatures) before each acquisition. In addition, the software also saves to a file all relevant parameter information during acquisition.

O urânio (U) é considerado um elemento poluente do ambiente devido à sua toxicidade química e radiológica, com propriedades cumulativas em seres humanos, podendo causar diversos tipos de doenças no organismo. Consequentemente, há um grande interesse na determinação de U em amostras ambientais devido às ações antrópicas como as emissões desse elemento na mineração, nas indústrias e em acidentes nucleares que ocasionam alterações dos seus teores no meio ambiente. Dentre as diversas metodologias analíticas para a determinação de U em amostras ambientais, destaca-se a análise por ativação com nêutrons devido à sua alta sensibilidade e rapidez na análise. O objetivo deste trabalho foi validar o método para a determinação de U em amostras de biomonitores de cascas de árvores e bromélias, por meio dos procedimentos de análise instrumental por ativação com nêutrons térmicos (INAA) e análise por ativação com nêutrons epitérmicos (ENAA) ambos com irradiações de curta e longa duração no reator nuclear IEA-R1. Para a validação dos resultados com relação à precisão e à exatidão, foram analisados 11 materiais de referência certificados (MRCs), cujos dados foram avaliados por meio dos valores de Z score e de HorRat. Os procedimentos experimentais consistiram na irradiação térmica e epitérmica de amostras e de padrões de U por períodos de curta e longa duração, seguida de espectrometria de raios gama usando detector de Ge hiperpuro de alta resolução. Os resultados obtidos para a estimativa da incerteza padrão combinada da fração mássica de U, em uma amostra de casca de árvore, mostraram que a fonte de incerteza que mais contribuiu foi a estatística de contagem e o procedimento que apresentou a menor incerteza nos resultados foi a ENAA de longa duração. Os resultados dos MRCs apresentaram, na maioria dos casos, boa precisão e exatidão e as frações mássicas de U determinadas nas cascas de árvores e bromélias apresentaram resultados reprodutíveis. Dentre os quatro procedimentos estudados, a ENAA de longa e curta duração permitiu, em geral, a quantificação de U nas amostras dos materiais analisados. A INAA de longa e de curta duração nem sempre foi efetiva na determinação de U devido ao problema de interferência espectral e do alto valor de limite de detecção. Os limites de detecção determinados pelos procedimentos estudados foram comparados e os menores valores foram obtidos pela ENAA de longa duração. Em virtude dos fatos mencionados, o procedimento mais indicado para a determinação de U nas amostras ambientais analisadas nesse trabalho foi a ENAA de longa duração devido aos seus baixos limites de detecção, boa precisão e exatidão dos resultados e redução do problema de interferência nas análises. Uranium (U) is an element considered pollutant in the environment due to its radiological and chemical toxicity. This element may cause several kinds of diseases since it presents cumulative properties in the organism. Consequently, there is a great interest in the U determination in environmental samples that are affected by anthropic actions such as mining, industry and nuclear accidents. Among several analytical methodologies for U determination, neutron activation analysis is considered a sensitive and rapid method. The aim of this study was to validate the method of U determination using the procedures of thermal and epithermal neutron activation analysis (INAA and ENAA) with short and long period of irradiation in the IEA-R1 nuclear reactor for the analysis of biomonitor samples of tree barks and bromeliads. To validate the precision and accuracy of the results, 11 certified reference materials (CRMs) were analyzed. Experimental procedure consisted on irradiating aliquots of the samples and U synthetic standard for short and long period irradiations using thermal and epithermal neutrons, followed by gamma ray spectrometry. Results obtained on the evaluation of the sources of uncertainty showed that statistic of the counting rates was the most relevant in the combined uncertainty of the results. The ENAA using long period irradiation showed the lowest uncertainty. Results obtained in the CRMs showed good precision and accuracy for most of results. In the same way, outcomes obtained for bromeliad and tree bark samples also indicated good reproducibility. Among four procedures of neutron activation analysis, the ENAA using short and long irradiations, in general, allowed to quantify U in the samples analyzed in this study. The INAA using short and long irradiations did not always allow determining U due to the problem of spectral interference and high detection limits. The lowest detection limits for U determination were obtained by ENAA with long period of irradiation. By considering such facts, we conclude that the most appropriate method to determine U in environment sample was ENAA. This is due its low detection limits, good precision, accuracy and also because this method reduce interference in analysis.

O Reservatório Taiaçupeba, localizado no estado de São Paulo, na divisa dos municípios Mogi das Cruzes e Suzano, faz parte do Sistema Produtor Alto Tietê SPAT. A água deste reservatório é captada pela ETA da Sabesp para tratamento e distribuição, abastecendo 3,1 milhões de pessoas. Para se avaliar possíveis riscos à qualidade da água deste importante reservatório; foram coletados quatro perfis de solo e quatro testemunhos de sedimento na área de influência do reservatório. Este trabalho teve como objetivo avaliar a concentração de atividade dos radionuclídeos naturais 238U, 226Ra,210Pb, 232Th, 228Ra, 228Th e 40K e realizar a caracterização química inorgânica determinando os elementos As, Ba, Ce, Co, Cr, Cs, Eu, Hf, K, La, Lu, Nd, Rb, Sb, Sc, Se, Sm, Ta, Tb, Th, U, Yb e Zn no solo e sedimento marginal. As técnicas analíticas empregadas foram a espectrometria gama de alta resolução e a análise por ativação com nêutrons instrumental (INAA), repectivamente. Realisou-se a análise do fator de enriquecimento FE para avaliar a contribuição antrópica nas concentrações dos elemento químicos obtidos por INAA, utilizando como referência os valores da Crosta Continental Superior CCS. Analisou-se, também, a composição granulométrica, o conteúdo de água e o teor de matéria orgânica para auxiliar na interpretação dos resultados obtidos. Na análise granulométrica os perfis de solo apresentaram maiores percentuais de fração fina (silte + argila), enquanto que os testemunhos de sedimento apresentaram em sua maioria maiores percentuais de fração grossa (areia). Todos os perfis de solo apresentaram umidade praticamente constante, entre 10% e 20%. O sedimento apresentou variação no conteúdo de água, no geral reduzindo com a profundidade, sendo esta mais acentuada em um dos testemunhos. Em relação à matéria orgânica constatou-se maiores percentuais médios nos testemunhos de sedimento. No estudo das concentrações dos radionuclídeos naturais, verificou-se as maiores concentrações de atividade para os radionuclídeos 40K,232Th e 228Th, no solo, e 232Th e 210Pb, no sedimento. Em relação à caracterização química inorgânica do solo e sedimento foram determinados altos valores para os elementos As e Sb (40 mg.kg-1 e 2,9 mg.kg-1) quando comparados com os valores da CCS (1,5 mg.kg-1 e 0,2 mg.kg-1), respectivamente. Um dos testemunhos apresentou concentração elevadíssima para o elemento Zn (concentração máxima de 38157 mg.kg-1 e média de 6602,6 mg.kg- 1) quando comparada aos valores da crosta continental superior (71 mg.kg-1), indicando forte contribuição antrópica. Na análise do fator de enriquecimento, além dos elementos citados acima, outros elementos como Ce, Co, Cr, Cs, Eu Hf, La, Lu, Nd, Sm, Tb, Th, U e Yb também apresentaram contribuição antrópica. The Taiaçupeba Reservoir, located in the state of São Paulo, on the border of the municipalities of Mogi das Cruzes and Suzano, is part of the Alto Tietê Producer System - SPAT. The water from this reservoir is captured by Sabesp\'s ETA for treatment and distribution, supplying 3.1 million people. In order to evaluate possible risks to the water quality of this important reservoir, four soil profiles and four sediment cores were collected in the area of influence of the reservoir. The aim of this work was to evaluate the concentration of the natural radionuclides 238U, 226Ra, 210Pb, 232Th, 228Ra, 228Th and 40K and to perform the inorganic chemical characterization determining the elements As, Ba, Ca, Ce, Co, Cr, Cs, Eu, Fe, Hf, K, La, Lu, Na, Nd, Rb, Sb, Sc, Se, Sm, Ta, Tb, Th, U, Yb and Zn in soil profiles and marginal sediment cores. The analytical techniques used were high resolution gamma spectrometry and instrumental neutron activation analysis (INAA), respectively. The analysis of the enrichment factor - EF was performed to evaluate the anthropic contribution in the concentrations of the chemical elements obtained by INAA, using as reference the values of the Upper Continental Crust UCC. The granulometric composition, the water content and the organic matter content were also analyzed to aid in the interpretation of the obtained results. In the particle size analysis, the soil profiles presented higher percentages of fine fraction (silt + clay), while the sediment samples showed in the majority of the cores higher percentages of coarse fraction (sand). The soil samples presented almost constant moisture in all profiles, varying from 10% and 20%. The sediment cores presented variation in the water content, generally reducing with the depth. Regarding organic matter, it was observed a higher mean percentage in the the sediment cores. In the study of the natural radionuclide concentrations the highest values determined were verified for the radionuclides 40K, 232Th and 228Th in the soil samples and 232Th and 210Pb in the sediment samples. In relation to the inorganic chemical characterization of soil and sediment, high values for As and Sb elements (40 mg.kg-1 and 2.9 mg.kg-1) were determined when compared to the values of UCC (1.5 mg. kg-1 and 0.2 mg.kg-1), respectively. One of the sediment cores presented very high concentration for the element Zn (maximum concentration of 38157 mg.kg-1 and mean value of 6602.6 mg.kg-1), higher than the value of UCC (71 mg.kg-1), indicating a strong anthropogenic contribution. In the analysis of the enrichment factor, other elements such as Ce, Co, Cr, Cs, Eu Hf, La, Lu, Nd, Sm, Tb, Th, U and Yb also presented anthropogenic contribution.

O excessivo processo de urbanização da Região Metropolitana de São Paulo resultou na perda das características naturais dos seus cursos d\'água ocasionando profundas alterações nos regimes de vazão e de qualidade. O objetivo desse estudo foi avaliar a concentração de metais tóxicos, os semi-metais As, Sb e Se e os elementos terras raras, presentes em amostras de sedimento superficiais coletadas nos Reservatórios Billings, Guarapiranga e Rio Grande. Os elementos Ag, Al, As, Ba, Ca, Cd, Co, Cr, Cu, Fe, K, Li, Mg, Mn, Na, Ni, Pb, Sb, Se e Zn foram determinados pela técnica de Espectrometria de Emissão Ótica com Plasma Indutivamente Acoplado (ICP OES). Alguns elementos maiores, traço e elementos terras raras (Ce, Eu, La, Lu, Nd, Sm, Tb e Yb) foram determinados pela técnica de Análise por Ativação Neutrônica Instrumental (INAA). A concentração de Hg total foi determinada pela técnica Espectrometria de Absorção Atômica com Geração de Vapor Frio (CVAAS). A validação das metodologias foi realizada por meio da análise de materiais de referência certificados. Para avaliar as possíveis fontes de contaminação antrópicas foram utilizadas as ferramentas de fator de enriquecimento (FE) e o índice de geoacumulação (IGeo). Os resultados obtidos pelas técnicas foram comparados com os valores orientadores TEL e PEL estabelecidos pelo CCME (Canadian Council of Ministers of the Environment) e adotados pela CETESB. Todos os pontos analisados apresentaram valores > TEL para todos os metais e dois pontos da represa Billings (BILL02100 e 02030), valores > PEL para As, Cr, Cu, Hg, Ni, Pb e Zn, provavelmente em decorrência do recebimento das águas do Rio Pinheiros e das bacias de drenagem do ribeirão Cocaia e Bororé. Os valores de FE e IGeo calculados apontaram possíveis contaminações antrópicas para Sb e Se para os elementos determinados por ICP OES e de As, Cr, Sb e Zn, por INAA. O reservatório Billings apresentou, em geral, as maiores concentrações para os elementos analisados, indicando uma má qualidade de seus sedimentos. Este estudo confirma a necessidade de um monitoramento frequente da qualidade do sedimento nos reservatórios estudados como procedimento indispensável para avaliação periódica da qualidade das bacias, considerando sua importância no fornecimento de água para a Região Metropolitana de São Paulo. The excessive urbanization process of the São Paulo Metropolitan Region resulted in the loss of the natural characteristics of its watercourses causing serious changes in flow and quality regimes. The objective of this study was evaluate the concentration of toxic metals, semi metals As, Sb and Se, and rare earth elements present in surface sediment samples collected at the Billings, Guarapiranga and Rio Grande Reservoirs. The Ag, Al, As, Ba, Ca, Cd, Co, Cr, Cu, Fe, K, Li, Mg, Mn, Na, Ni, Pb, Sb, Se and Zn elements were analyzed using Optical Emission Spectrometry With Inductively Coupled Plasma (ICP OES). Some major, trace and rare earth elements (Ce, Eu, La, Lu, Nd, Sm, Tb and Yb) were analyzed by the Instrumental Neutron Activation Analysis (INAA) technique. The total Hg concentration was determined by Cold Vapor Atomic Absorption Spectrometry technique (CVAAS). The validation of the methodologies was performed by means of the certified reference material analyses. To assess the sources of anthropogenic contamination, the enrichment factor (EF) and the geoacumulation index (IGeo) were calculated. The results obtained for both techniques were compared with TEL and PEL oriented values established by CCME (Canadian Council of Ministers of the Environment) and adopted by CETESB (Environmental Company of the Sao Paulo State). All sampling points showed concentration values for toxic metals >TEL and 2 points at Billings Reservoir (BILL02030 and 02100), values > PEL for As, Cr, Cu, Hg, Ni, Pb and Zn, probably due to the entrance of the Pinheiros River waters and drainage basins of the Cocaia and Bororé streams. The calculated EF and IGeo values indicated possible anthropogenic contamination for Sb and Se for the elements determined by ICP OES and As, Cr, Sb and Zn, obtained by INAA. The Billings reservoir presented, in general, the highest concentrations for the analyzed elements, indicating a poor quality of its sediments. This study confirms the need of a frequent monitoring of the sediment quality in the studied reservoirs as an indispensable procedure for periodic evaluation of the basin quality, considering its importance in the water supply for the Metropolitan Region of São Paulo.

Este trabalho tem como objetivo investigar a concentração de impurezas radioativas gama emissoras presentes nas soluções dos radiofármacos produzidos no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN em São Paulo. Para que este radiofármaco possa ser utilizado adequadamente, sua qualidade deve ser avaliada de acordo com os procedimentos estabelecidos de acordo com os \"Requisitos Gerais para a Competência de Laboratórios de Teste e Calibração\", ISO / IEC 17025: 2005 e pelas \"Boas Práticas de Fabricação\" (BPF), controladas pela ANVISA (Agência Nacional de Vigilância Sanitária), no Brasil. Para determinar a atividade, dos radiofármacos das impurezas gama emissoras, foi utilizado um espectrômetro gama de alta resolução em duas distâncias fonte-detector; uma de 18 cm e outra de 1,7 cm. Para a distância de 18 cm, o espectrômetro HPGe foi calibrado com energias gama entre 81 kev e 1408 kev, medindo ampolas seladas de 60Co, 133Ba, 137Cs e 152Eu, padronizadas no Laboratório de Metrologia Nuclear (LMN) do IPEN. Para impurezas com baixas atividades, utilizou a distância fontedetector de 1,7 cm. A esta distância, o efeito soma em cascata é muito elevado, tornando difícil a medição das ampolas de calibração padrão, com isso, a curva de eficiência do espectrômetro foi obtida por um código de simulação de Monte Carlo, desenvolvido no IPEN. Neste código, todos os detalhes do sistema de detecção são modelados e as curvas de resposta para raios X e raios gama são calculadas pelo código de transporte de radiação MCNPX. Os espectros gama foram analisados pelo programa Alpino, que aplica o método de integração numérica da área sob os fotopicos de absorção total. Para as impurezas gama emissoras não detectadas visualmente, os limites de detecção foram calculados a partir da taxa de contagem de fundo, sob a área do pico de interesse. As soluções radioativas analisadas foram 67Ga,99Mo, 99mTc, 111In, 131I, 153Sm, 177Lu e 201Tl. Os resultados da relação entre a atividade do radionuclídeo em análise e as impurezas identificadas apresentaram acordo com os certificados de análise dos fabricantes, assim como, com as especificações da ANVISA. This work aims to investigate the concentration of radioactive impurities gamma emitters in the radiopharmaceutical solutions produced at Nuclear and Energy Research Institute -IPEN in São Paulo, So that this radiopharmaceutical may be used properly, its quality should be evaluated in accordance with the procedures established by quality control agencies, such as \"General Requirements for the Competence of Testing and Calibration Laboratories\", ISO/IEC 17025:2005 and the \"Good Laboratory Practice\" (GLP), controlled by ANVISA (National Agency Health Surveillance), in Brazil, requiring a confirmation of the values of impurities related at the certificates supplied by the manufacturers. To determine the activity, a high resolution gamma spectrometer were used in two source-detector distances. One was 18 cm and the other 1.7 cm. For the 18 cm distance, the high pure germanium spectrometer was calibrated in the energy range between 81 keV and 1408 keV by measuring sealed ampoules of 60Co, 133Ba, 137Cs and 152Eu, standardized at the Nuclear Metrology Laboratory (NML) of IPEN. For lower activity of the impurities, the distance source-detector of 1.7 cm was assumed. However, as at this distance, the sum coincidence effect is very high, making the measurement of the standard calibration ampoules difficult, the spectrometer efficiency curve was obtained by a Monte Carlo simulation code, developed at IPEN. In this code, all details of the detection system are modeled and the response curves for x-rays and gamma rays are calculated by the MCNPX radiation transport code. The gamma spectra were analyzed by Alpino code, which applies the method of numeric peak integration of the area under the photopeaks. For gamma emitter impurities, not visually detected, the decision threshold and the detection limits were calculated from the background count rate, under the peak area. The radiopharmaceutical solutions analyzed were 67Ga,99Mo, 99mTc, 111In, 131I, 153Sm, 177Lu and 201Tl. The results of impurities ratio for analyzed solutions are in accordance with the manufacturers´ certificate and with the ANVISA.

O fertilizante fosfatado brasileiro é obtido pela reação por via úmida da rocha fosfática de origem ígnea com ácido sulfúrico concentrado, obtendo como produto final, o ácido fosfórico e como resíduo, o fosfogesso, que é estocado em pilhas, a céu aberto, junto às instalações produtoras. Parte do fosfogesso vem sendo utilizada na agricultura como condicionador de solos, devido a sua alta solubilidade, podendo melhorar a estrutura do solo, reduzir a erosão do solo, aumentar os níveis de enxofre e fósforo disponíveis e melhorar a composição dos fertilizantes. Mas a presença de radionuclídeos e metais no fosfogesso impõem restrições sobre o uso na agricultura. Para garantir uma utilização segura, é importante estimar a lixiviação dos radionuclídeos e metais presente no fosfogesso. O objetivo deste trabalho foi estudar a disponibilidade dos radionuclídeos relevantes do ponto de vista radiológico (238U, 232Th, 226Ra, 228Ra, 210Pb e 210Po) e dos metais (As, Cd, Cr, Ni, Se, Hg e Pb) presentes no fosfogesso de procedência brasileira, levando em consideração sua aplicação em solo agricultável. Para esta finalidade, foi desenvolvido um protocolo experimental em escala de laboratório, no qual colunas foram preenchidas com misturas de solos arenosos e argilosos típicos brasileiros condicionados com fosfogesso. A essas colunas foi adicionada água, a fim de se alcançar uma extração branda desses elementos. Foi implantado um procedimento analítico para a determinação sequencial dos radionuclídeos de interesse na solução obtida na lixiviação. As frações disponíveis foram obtidas utilizando-se a razão entre as concentrações dos radionuclídeos no lixiviado e as concentrações dos radionuclídeos nas amostras de solo, solo condicionado com fosfogesso e fosfogesso. Os valores de concentração dos radionuclídeos 238U, 232Th, 226Ra, 228Ra, 210Pb e 210Po obtidos no fosfogesso das duas procedências variaram de 86 Bq kg-1 a 352 Bq kg-1. As concentrações de 226Ra e 228Ra obtidas no fosfogesso ficaram abaixo do limite máximo permitido pela resolução da Comissão Nacional de Energia Nuclear, atendendo às condições necessárias para o seu uso na agricultura. Os resultados obtidos para os metais As, Cd, Cr, Ni, Pb, Se e Hg no fosfogesso foram inferiores ao limite máximo para condicionador de solo e para fertilizantes estabelecidos pelo Ministério da Agricultura, Pecuária e Abastecimento, atendendo às condições necessárias para o seu uso na agricultura. Os radionuclídeos 226Ra, 210Pb, 210Po e 228Ra apresentaram frações disponíveis nos solos e solos condicionados com fosfogesso variando de 0,05% a 1,2%; para o 238U e 232Th as frações disponíveis apresentaram valores inferiores a 0,05%. Os metais apresentaram frações disponíveis nos solos e solos condicionados com fosfogesso variando de 0,05% a 1,07%. Os resultados obtidos para a fração disponível de metais e radionuclídeos no solo condicionado com fosfogesso demostraram que mesmo utilizando concentrações de fosfogesso dez vezes acima da dose recomendada, a disponibilização foi desprezível. Pode-se concluir que a utilização do fosfogesso como condicionador de solos é viável, no que concerne a disponibilidade dos metais e radionuclídeos estudados. The Brazilian phosphate fertilizer is obtained by wet reaction of the igneous phosphate rock with concentrated sulphuric acid, giving as final product, phosphoric acid, and dehydrated calcium sulphate (phosphogypsum) as by- product. The phosphogypsum is stored in stacks at open air. Part of this phosphogypsum has been used in agriculture as soil amendment, mainly due to the characteristics of CaSO4, which improves the root penetration in soil. It provides calcium in the soil depth, reduces the aluminium saturation, contributes to the deepening of the plant root system and favours the absorption of water and nutrients. However, the presence of radionuclides and metals put restrictions on the use of phosphogypsum in agriculture. To assure a safe application of phosphogypsum, it is important to estimate the lixiviation of radionuclides and metals present in phosphogypsum. The main objective of this thesis is to study the availability of natural radionuclides, important in terms of radiological protection (238U, 232Th, 226Ra, 228Ra, 210Pb and 210Po), and metals (As, Cd, Cr, Ni, Se, Hg and Pb), present in the Brazilian phosphogypsum used in agriculture. For this purpose, an experimental protocol was conducted in the laboratory, in which columns filled with Brazilian typical sandy and clay soils and phosphogypsum were percolated with water, to achieve a mild extraction of these elements. The availability of the radionuclides and metals was evaluated by measuring the total concentration in the soil amended with phosphogypsum and the concentration in the leachate, to establish the ratio between the available fraction and the total one. An experimental procedure was established for the sequential determination of the radionuclides in the leachate. The concentration of the radionuclides 238U, 232Th, 226Ra, 228Ra, 210Pb and 210Po in phosphogypsum from the two provenances varied from 86 Bq kg-1 to 352 Bq kg-1. The concentration of the radionuclides 226Ra and 228Ra showed compliance with the limits adopted by Comissão Nacional de Energia Nuclear, for the safe use of phosphogypsum in agriculture. The concentration of As, Cd, Cr, Ni, Se, Hg and Pb in phosphogypsum were below the limits adopted by Ministério da Agricultura, Pecuária e Abastecimento, for the safe use of phosphogypsum in agriculture. The available fractions of the radionuclides 226Ra, 210Pb, 210Po and 228Ra in soils and soil amended with phosphogypsum varied from 0.05% to 1.2%. For 238U and 232Th, the available fractions were lower than 0.05%. The metals showed available fractions in soils and soil amended with phosphogypsum from 0.05% to 1.07%. The results obtained for the concentration of the radionuclides and metals in the available fractions were low; giving evidence that, even when these elements are present in the phosphogypsum, they do not contribute to an enhancement of their content in water. It can be concluded that the utilization of Brazilian phosphogypsum as soil amendment is viable, concerning the availability of the metals and radionuclides studied.

Medidas de espectroscopia gama de alta resolução têm diversas aplicações. Aplicações envolvendo medidas de radioisótopos de meia-vida curta podem apresentar problemas de baixa precisão nas contagens quando a fonte radioativa está distante do detector e de perda de acurácia por efeitos de tempo morto e empilhamento de pulsos em situação de altas taxas de contagens. Um modo de minimizar esses problemas é alterando a posição da fonte radioativa durante o processo de medição, aproximando-a do detector conforme sua atividade diminui e assim maximizando o número de contagens medidas. Neste trabalho, foi desenvolvido o Movimentador de Amostras Radioativas Automatizado (MARA), um aparato de baixo custo, feito com materiais de baixo número atômico e leve, projetado e construído para auxiliar nas medidas de espectroscopia gama, capaz de controlar a distância entre a fonte e o detector, permitindo inclusive que ocorra alteração dessa distância durante o processo de medição. Por ser automatizado ele otimiza o tempo do operador, que tem total liberdade para criar suas rotinas de medidas no dispositivo, além de evitar que o mesmo tome uma parcela da dose radioativa. Foi também feita uma interface que permite controle do MARA e a programação do sistema de aquisição de dados. Foram realizados testes para otimização da operação do sistema MARA e foi verificada a segurança de operação do MARA, não apresentando nenhuma falha durante seus testes. Foi aplicado o teste de repetitividade, por meio de medições com uma fonte calibrada de 60Co, e verificou-se que o sistema de movimentação de prateleiras automatizado reproduziu os resultados do sistema estático com confiabilidade de 95%. High resolution gamma spectroscopy measurements have several applications. Those involving short half-life radioisotope measurements may present low precision problems when the radioactive source is far from detector end cup and in the very high activity situations also can present accuracy loss due to dead time and pile-up effects. A way to overcome these problems is changing the source detector distance as the activity is decreasing, and thereby maximizing the statistical counting. In the present study, the Controller of Acquisition and Sample Positioner for Activation (CASPA) was developed. It is a low cost and weight device, made with low atomic number materials designed to assist gamma spectroscopy measurements, which is able to control the distance between the source and the detector, even allowing that there is a change of this distance during the measurement process. Because it is automated it optimizes the time of the operator, who has complete freedom to program their routine measurements in the device besides minimizing the radiation dose in the operator. An interface that allow the user control the CASPA system and to program the acquisition system was created. Tests aiming to optimize the operation of CASPA system were carried out and the safety of the CASPA operation was verified, it was not presented any failure during their tests. It was applied the repeatability tests by the acquisition 60Co standard source and was found that the positioning of automated system has reproduced the results of static system with a 95% of confidence level .

Neste trabalho foram determinadas as concentrações dos radionuclídeos naturais 226Ra, 232Th e 40K em amostras de granitos e mármores, abrangendo as principais lavras de extração do estado do Espírito Santo, sudeste do Brasil. Para cada sítio de estudo, três amostras foram seladas em frascos de 100 ml de polietileno de alta densidade. Após espera de aproximadamente 4 semanas para atingir o equilíbrio secular das séries do 238U e 232Th, as amostras foram medidas por espectrometria gama de alta resolução e o espectro analisado com o software WinnerGamma. A correção da auto-absorção foi realizada para todas as amostras utilizando expressão e método desenvolvidos para este fim. A concentração do 226Ra foi determinada pela média ponderada das concentrações do 214Pb e 214Bi, a concentração de 232Th pela média ponderada das concentrações dos 228Ac, 212Pb e 212Bi e a concentração de 40K pela sua transição única de 1460 keV. O equivalente em rádio e o índice gama foram obtidos a partir das concentrações de 226Ra, 232Th e 40K. O radônio emanado foi medido em câmera de exalação usando a técnica de detectores passivos de estado sólido (SSNTD) sendo estes expostos em monitor NRPB/SSI-H. Na exposição foi utilizado um detector comercial CR-39® e um plástico de fabricação nacional denominado Durolon® sendo caracterizado para este fim pela técnica desenvolvida denominada dupla exposição e fator de sensibilidade intrínseca. O plástico caracterizado mostrou-se eficiente para a aplicação e o fator de calibração correspondendo a 1,6±0,1 traços cm²(kBq m³dia)¹ em relação ao fator para o CR-39 que equivale a 2,8±0,2 traços cm²(kBq m³dia)¹. O detector mostrou maior eficiência para doses mais elevadas. A atividade determinada por detecção passiva mostrou atividades variando de 100±10 Bq·m³ até 2400±300 Bq·m³, destacando-se a maior taxa de exalação para o granito Iberê Mombasa. Para os mármores foram determinados valores variando entre 80±10 Bq·m³ até 200±25 Bq·m³ destacando os mármores Cintilante e Branco com maiores valores determinados. Os valores determinados para a taxa de exalação superficial apresentam-se aproximadamente iguais com exceção dos granitos Iberê Mombasa e Iberê Prado que apresentaram valores acima de 1 Bqm-2h-1. As medidas por espectrometria gama mostraram que as concentrações de 226Ra variaram de 1,9 0,2 Bq.kg-1 a 483 55 Bq.kg-1, com o maior valor para o granito Iberê Mombasa. As concentrações de 232Th variaram de 3,2 0,4 Bq.kg-1 a 224 6 Bq.kg-1, com o maior valor determinado para o granito Cinza Corumbá. As concentrações de 40K variaram de 8,8 1,8 Bq.kg-1 a 1642 167 Bq.kg-1, com o maior valor determinado para o granito Iberê Vitara. O cálculo do equivalente em rádio mostrou que a maioria das amostras podem ser definidas como categoria-I (aplicação civil) abaixo de 370 Bq.kg-1, exceto para os granitos Cinza Corumbá, Iberê Crema Bordeaux e Iberê Mombasa que podem ser classificados como categoria II (até 740 Bq.kg-1). A maioria dos granitos avaliados mostraram índices de exposição interno e externos abaixo de 1,0 mSv·ano¹, exceto os granitos Cinza Corumbá, Iberê Crema Bordeaux e Iberê Mombasa que superaram este valor entre 1,0 a 3,2 mSv·ano¹ deste índice. Para a exposição anual, apenas os granitos Cinza Corumbá, Iberê Crema Bordeaux e Iberê Mombasa superaram o limite de 1,5 mSv·ano¹. Para os índices de exposição alfa apenas os granito Iberê Crema Bordeaux e Iberê Mombasa são limitados a confecção de material de construção para aplicações superficiais. Entretanto, se considerando o índice de exposição gama, os granitos Cinza Corumbá, Cinza Andorinha, Amarelo Icarai, Cinza Ocre, Iberê Crema Bordeaux e Iberê Mombasa terão aplicação controlada. Conclui-se que os granitos em sua maioria e todos os mármores avaliados apresentam aplicações possíveis em diferentes setores de atividade e para diferentes finalidades e que os granitos que excedem os índices não devam ser aplicados em interiores de residências. In this work, the concentrations of natural radionuclides 226Ra, 232Th and 40K in granite and marble samples were determined, considering the main extraction mining of Espirito Santo state, southeastern Brazil. For all study sites, three samples were sealed in 100 ml high density polyethylene bottles. Each sample rested for 4 weeks to reach the secular equilibrium of 238U and 232Th series before measured by high resolution gamma spectrometry, and the acquired spectra were analyzed with the software WinnerGamma. The self-absorption correction was considered for all samples, using an expression and method specially developed for this purpose. The concentration of 226Ra was determined by the weighted arithmetic mean of the concentrations of 214Pb and 214Bi, the concentration of 232Th by the weighted arithmetic mean of the concentrations of 228Ac, 212Pb and 212Bi and the concentration of 40K by its single 1460 keV transition. The radium equivalent and gamma index were calculated from the activity concentrations of 226Ra, 232Th, and 40K. The emanated radon was measured using an exhalation chamber and the passive detector technique, with a solid state nuclear tracks detectors (SSNTD) being exposed in NRPB/SSI-H dosimeters. During exposure, a commercial detector CR-39® and a national plastic called Durolon® were used, the last was characterized for this purpose using a technique called double exposure and sensitivity intrinsic factor. The characterized plastic was efficient for the application and the calibration factor corresponded to 1.60 ± 0.10 trackscm²(kBqm³day)¹ in relation to the CR-39 factor, equivalent to 2.8 ± 0.2 trackscm²(kBqm³day)¹. The detector showed a higher efficiency at a higher dose. The activities determined by passive detection varyed from 100 ± 10 Bqm-³ up to 2400 ± 300 Bqm-³, highlighting the biggest exhalation rates for granite Iberê Mombasa. Considering the marbles, activity values varyed from 80 ± 10 Bqm-³ up to 200 ± 25 Bqm-³ highlighting only the Cintilante and Branco Extra with higher values. The values obtained for surface exhalation rate were approximately equal, except for granites Iberê Mombasa and Iberê Prado with values above 1 Bqm-2h-1. The measures by gamma spectrometry showed that the 226Ra concentrations varyed from 1.9±0.2 Bq.kg-1 up to 483±55 Bq.kg-1, with the highest value for granite Iberê Mombasa. The 232Th concentrations ranged from 3.2±0.4 Bq.kg-1 to 224±6 Bq.kg-1, whose largest value was observed for the gray granite Corumbá. The 40K concentrations ranged from 8.8±1.8Bq.kg-1 up to 1642±67 Bq.kg-1, with the largest value observed for granite Iberê Vitara. The radio equivalent value showed that most samples can be defined as category I, below 370 Bq.kg-1, except for the granites Cinza Corumbá, Iberê Crema Bordeaux and Iberê Mombasa that can be classified as class II (up to 740 Bq.kg-1). The evaluated granites show internal and external exposure rates below 1.0 mSv·y¹ except the granites Cinza Corumbá, Iberê Crema Bordeaux and Iberê Mombasa that exceed the value range of 1.0 to 3.2 mSv·y¹ for this index. For the annual exposure dose, only the granites Gray Corumbá, Iberê Crema Bordeaux and Iberê Mombasa exceeded the 1.5 mSv·y¹. For the alpha exposure index only the Iberê Crema Bordeaux and Iberê Mombasa granites indicate limitations when applying as surface material. However, considering the gamma exposure index, the granites Cinza Corumbá, Cinza Andorinha, Amarelo Icarai, Cinza Ocre, Iberê Crema Bordeaux and Iberê Mombasa have controlled application. In conclusion, the evaluated granites and all marbles evaluated have viable applications in different activity sectors and for different purposes and the granites that exceeded the proposed limits should not be applied in the interior of residences

A exposição da população em geral à radiação ionizante surge principalmente a partir de fontes naturais. A principal contribuição é decorrente da inalação do radônio (Rn-222), um gás que ocorre naturalmente (UNSCEAR, 2000). A concentração de Rn-222 num ambiente é controlada por fatores como a permeabilidade do solo e teor de água, a variabilidade meteorológica, características de construção da fundação e da pressão diferencial positivo habitual entre o solo e o ambiente interno. Estudos indicam que a concentração de radônio, apresenta uma variação significativa no subsolo, térreo e andares superiores das edificações. O objetivo deste estudo é determinar os níveis de radônio, nos subsolos, térreos e andares acima do nível do solo, em uma universidade na cidade de São Paulo e um edifício residencial na cidade de Peruíbe. As medidas de Rn-222 foram realizadas através do método passivo com detectores de traços nucleares de estado sólido (CR-39). Os ambientes estudados apresentam concentrações de Rn-222 bastante inferiores aos valores recomendados pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica, publicados no documento de 2009, de 300 Bq/m3 para residências e 1000 Bq/m3 para locais de trabalho. No edifício residencial na cidade de Peruíbe, analisaram-se ainda, as concentrações de Ra-266, Th-232 e K-40 em materiais de construção utilizados na construção do edifício, por meio de espectrometria gama. A dose efetiva total para o morador devido à exposição externa foi de 0,8 mSv a-1, inferior ao limite de dose anual para público em geral de 1 mSv a-1. Exposure of the general population to ionizing radiation comes mainly from natural sources. The main contribution is due to inhalation of radon (Rn-222), a gas that occurs naturally (UNSCEAR, 2000). The Rn-222 concentration in the environment is controlled by factors such as soil permeability and water content, the weather variability, materials used in the foundation and the usual positive pressure differential between the soil and the internal environment. Studies indicate that the concentration of radon shows a wide variation in the basement, ground floor and upper floors of buildings. The objective of this study is to determine radon levels in basements, ground floor and floors above ground level, at a university in the city of São Paulo and in one residential building in the city of Peruíbe. Rn-222 measurements were performed using the method with nuclear track of solid state detectors (CR-39). The studied environments present Rn-222 concentration well below the values recommended by the International Commission on Radiological Protection, published in the 2009 document, of 300 Bq/m3 for homes and 1000 Bq/m3 for the workplace. In the residential building, the concentration of Ra-266, Th-232 and K-40 in the materials used in the building construction was also analyzed, by gamma spectrometry. The effective total dose for the resident due to external exposure was 0.8 mSv y-1, lower than the annual dose limit for the general public of 1 mSv y-1.

Um dos parâmetros fundamentais da física de reatores é a curvatura do fluxo de nêutrons (Buckling) do núcleo do reator. Ele está relacionado com outros parâmetros importantes, tais como as taxas de reação, potencia de operação, queima de combustível, entre outros. Num reator crítico, o Buckling depende das características geométricas e de material do núcleo do reator. Este trabalho apresenta os resultados do Buckling experimental para o reator nuclear IPEN/MB-01 em sua configuração cilíndrica com 28 barras de combustível ao longo de seu diâmetro. O IPEN/MB-01 é um reator de potência zero projetado para operar em uma potência máxima nominal de 100 watts. É uma instalação nuclear versátil que permite a simulação de todas as características de um grande reator nuclear e ideal para este tipo de medição. Foi realizado um mapeamento do fluxo de nêutrons no interior do reator e, assim, determinado o Buckling total da configuração cilíndrica. O reator foi operado durante uma hora para cada experimento. Em seguida, a taxa de reação nuclear das varetas de combustível foram medidas por espectrometria gama em um detector de germânio hiper-puro (HPGe) que escaneou as varetas axial e radialmente. Foram analisados os fótons gama do 239Np ( 276,6 keV ), gerado a partir da captura de nêutrons epitérmicos e rápidos, e do 143Ce ( 293,3 keV ), gerado por fissão em ambos 238U e 235U, respectivamente. Foram analisadas as direções axial e radial. Outras medições foram realizadas com fios e folhas de ouro nas direções radial e axial do núcleo do reator. O Buckling total obtido a partir da média ponderada dos três métodos medidos é de 96,55 ± 7,47 m-2. Os objetivo dos valores experimentais obtidos é obter um conjunto de dados experimentais que permitam uma comparação direta com valores calculados pelos códigos de Física de Reatores CITATION e MCNP. One of the key parameters in reactor physics is the Buckling of a reactor core. It is related to important parameters such as reaction rates, nuclear power operation, fuel burning, among others. In a critical reactor, the Buckling depends on the geometric and material characteristics of the reactor core. This work presents the results of experimental Buckling in the reactor IPEN/MB-01 nuclear reactor in its cylindrical configuration with 28 fuel rods along its diameter. The IPEN/MB-01 is a zero power reactor designed to operate at a maximum power of 100 watts, it is a versatile nuclear facility which allows the simulation of all the characteristics of a large nuclear power reactor and ideal for this type of measurement. We conducted a mapping of neutron flux inside the reactor and thereby determined the total Buckling of the cylindrical configuration. The reactor was operated for one hour. Then, the activity of the fuel rods was measured by gamma spectrometry on a rod scanner HPGe detector. We analyzed the gamma photons of the 239Np (276,6 keV) for neutron capture (n,γ) and the 143Ce (293,3 keV) for fission (n,f) on both 238U and 235U, respectively. We analyzed the axial and radial directions. Other measurements were performed using wires and gold foils in the radial and axial directions of the reactor core. The Buckling Total obtained from the three methods by weighted mean is 96,55 ± 7,47 m-2. The goal is to obtain experimental values of a set of experimental data to allow one direct comparison with values calculated by the codes used in reactor physics CITATION and MCNP.

Os radionuclídeos naturais de origem primordial, ou terrestres, são encontrados em quantidades variadas em todo meio ambiente. Nas residências, um importante incremento de dose (INDOOR), é devido aos materiais de construção, que contribuem tanto com a dose externa gama, proveniente das séries do 238U, 235U e 232Th e do radionuclídeo isolado 40K, quanto com a dose interna que é devida principalmente à inalação do 222Rn. Uma vez que rochas graníticas são amplamente utilizadas como materiais de construção, tanto estruturais como de revestimento, estas podem tornar-se uma importante fonte de dose, dependendo das concentrações de radioatividade que apresentem, e da forma e quantidade que são aplicadas nas construções. Neste trabalho foi gerado um banco de dados para rochas graníticas do escudo cristalino paranaense (principalmente da Região Metropolitana de Curitiba, RMC), que são utilizadas na construção civil avaliando em termos de proteção radiológica o incremento da dose, externa e interna, causada pela utilização destes materiais. Também foram estudadas as possíveis correlações entre a concentração de atividade de 226Ra, taxa de exalação de 222Rn, densidade, porosidade e composição química (teor de óxidos constituintes) nestas amostras. A dose externa foi avaliada por meio da técnica de espectrometria gama com detector de germânio hiperpuro, onde as concentrações de atividade dos radionuclídeos 226Ra, 232Th e 40K são os parâmetros utilizados em modelos dosimétricos (Índices Dosimétricos), os quais estabelecem limites máximos permitidos de acordo com forma, quantidade e aplicação do material de construção. Para o cálculo da dose efetiva anual externa foi adotado o modelo de sala com dimensões 4 m x 5 m x 2,8 m e todas as paredes são revestidas internamente com granitos de espessura de 2 cm e considerando o tempo de exposição anual de 7000 h, conforme sugerido pela Comissão Européia de Proteção Radiológica para materiais de revestimento interno supercial. A exposição interna foi avaliada a partir da concentração de radônio no ar da sala modelo, simulada a partir do valor da taxa de exalação supercial de 222Rn. A taxa de exalação foi determinada pela técnica de detecção passiva utilizando detectores sólidos de traços nucleares (CR-39) por meio da técnica do recipiente selado, considerando taxa de ventilação de 0,5 h-1 e tempo de exposição anual de 7000 h . Os resultados destes estudos mostram que o incremento da dose efetiva anual externa variou de (62 ± 3) μSv.a-1 a (138 ± 1) μSv.a-1 e o incremento da dose efetiva anual interna variou de (0,39 ± 0,04) μSv.a-1 a (70 ± 4) μSv.a-1. Estes valores estão abaixo do limite máximo de 1 mSv.a-1 sugerido pela Comissão Européia de Proteção Radiológica, portanto os granitos avaliados neste trabalho podem ser utilizados sem implicações radiológicas desde que obedecido o cenário descrito. Os valores obtidos para a contribuição devida à dose interna variaram de 1 % a 78 % dos valores obtidos para a respectiva dose externa, mostrando que a contribuição do radônio varia fortemente com o tipo da rocha. Os resultados das correlações entre taxa de exalação supercial de 222Rn, concentração de atividade de 226Ra, densidade, porosidade e principais óxidos componentes das amostras, mostraram que, em termos de inuência na fração de emanação do radônio, o parâmetro mais importante é a densidade, devido a baixa porosidade e a semelhança em termos de composição química entre as amostras. Primordial, or terrestrial natural radionuclides, are found in dierent amounts in the environment. In dwellings, an important dose increment is due to building materials, which contribute for both the external gamma dose from the radionuclides of the 238U, 235U and 232Th series and the natural 40K and the internal dose, due mainly to 222Rn inhalation. Once granitic rocks are widely used both as construction materials or structural flooring, those rocks can become an important dose source, depending on the content of concentrations of radioactivity, and the construction application. In this work, a database for granitic rocks of the crystalline shield of Paraná (mainly in the Metropolitan Region of Curitiba, RMC), used in civil construction, was generated, evaluating in terms of radiological protection the external and internal dose increments, caused by the use of these materials. Also, possible correlations between the 226Ra activity concentration, the 222Rn exhalation rate, density, porosity and chemical composition (oxide content) in these samples had been studied. The external dose was assessed by gamma-ray spectrometry with High-Purity Germanium detectors, where the activity concentration of the radionuclides 232Th, 226Ra and 40K are the parameters used in dosimetric models (Dosimetric Indexes), which established limits in accordance with the form, amount and application of material of construction. For the calculation of the annual eective external dose it was assumed a room model with dimensions of 4 m x 5 m x 2.8 m and all walls internally covered with 2 cm thickness of granite and an annual exposure time of 7000 h as suggested by the European Commission of Radiological Protection for internal supercial coating materials. The internal exposure was assessed from the radon concentration in the air of the room model, simulated from the supercial exhalation rate of 222Rn. The exhalation rate was determined by the passive detection technique with the Solid State Nuclear Track Detectors (CR-39) and the sealed can technique, assuming a ventilation rate of 0.5 h-1 and an annual exposure time of 7000 h. The results for this studies show that the annual eective dose ranged from (62 ± 3) μSv.y1 to (138 ± 1) μSv.y-1 and the internal annual eective dose ranged from (0,39 ± 0,04) μSv.y-1 to (70 ± 4) μSv.y-1. These values are below the maximum limit of 1 mSv.y-1 suggested by the European Commission of Radiological Protection, meaning that the granitic rocks evaluated can be used without radiological implications since the considered scenario is obeyed. The values obtained for the contribution due to the internal dose ranged from 1 % to 78 % of the values obtained for the respective external dose showing the radon contribution varies strongly with the rock type. The results of the correlations between 222Rn supercial exhalation rate, 226Ra activity concentration, density, porosity and major oxides of the samples, showed that, in terms of inuence in the emanation fraction of radon, the most important parameter is the density, due to low porosity and similarity in terms of chemical composition amid the studied samples.

O fosfogesso, também denominado gesso agrícola, sub produto das industrias de fertilizantes fosfatados, pode ser utilizado como condicionador do solo devido a sua capacidade de proporcionar melhorias ao sistema solo-planta. No entanto, este resíduo concentra os radionuclídeos das séries do U e Th, presentes na rocha fosfatada usada como matéria prima, que podem impactar o meio ambiente. Com a finalidade de se verificar a concentração dos radionuclídeos biodisponíveis , foram analisadas amostras de fosfogesso e de fertilizantes fosfatados monoamônio fosfato e fertilizante superfosfato triplo, de duas procedências nacionais. A determinação da concentração de 226Ra, 228Ra e 210Pb se iniciou com a análise por espectrometria gama. Em seguida as amostras foram submetidas a um processo de extração branda com solução de EDTA-NH4 (0,05M) para que então o material lixiviado fosse analisado por meio de contagem alfa e beta total em detector proporcional de fluxo gasoso. Foram obtidos valores médios de extração de 1,6% - 1,7% para 210Pb, 0,5% - 1,4% para o 226Ra e 0,1% - 1,0% para o 228Ra nas amostras de fosfogesso. A baixa porcentagem de extração obtida para os radionuclídeos pode ser explicada tendo-se em vista que a solubilidade do fosfogesso variou de 7,7% a 16%. Para os fertilizantes fosfatados do tipo monoamônio fosfato os valores médios de extração foram inferiores a 26% para o 226Ra, inferiores a 10% para o 228Ra e inferiores a 10% para o 210Pb. Apesar da solubilidade da ordem de 77% dos fertilizantes fosfatados do tipo monoamônio fosfato, muito pouco dos radionuclídeos, presentes inicialmente, se concentraram na solução extraida. Para os fertilizantes fosfatados do tipo superfosfato triplo os valores médios de extração foram de 2,3% para o 226Ra, 1,2% para o 228Ra e 11,3% para o 210Pb. Mesmo com a solubilidade de 66% os fertilizantes fosfatados do tipo superfosfato triplo, muito pouco dos radionuclídeos, presentes inicialmente, se concentraram na solução extraida. Phosphogypsum, also called gypsum, by-product of the phosphate fertilizer industry, can be used as soil conditioner since it provides improvements in the soil-plant system. However, this by-product concentrates radionuclides of the U and Th series, present in the phosphate rock used as raw material, which can impact the environment. In order to study the bioavailability of radionuclides, samples of phosphogypsum and phosphate fertilizers (monoammonium phosphate and triple superphosphate) were analyzed. The concentration of 226Ra, 228Ra and 210Pb were determined by gamma spectrometry. The samples were leached with a mild EDTA-NH4 (0,05M) solution and the radionuclides present in the final solution were determined by total alpha and beta counting on a gas flow proportional counter. The percentage of extraction varied from 1.6% to 1.7% for 210Pb, from 0.5% to 1.4% for 226Ra and from 0.1% to 1.0% for the 228Ra in phosphogypsum samples. The low percentage of extraction obtained for the radionuclides can be partly explained by the low solubility of phosphogypsum, which ranged from 7.7% to 16%. For the monoammonium phosphate samples the percentage of extraction were less than 26% for 226Ra, less than 10% for 228Ra and less than 10% for 210Pb. In spite of the high solubility of 77% of monoammonium phosphate in the EDTA-NH4 (0,05M) solution, low concentrations of radionuclides were observed in the extracted solution. For the triple superphosphate samples, the percentage of extraction was 2.3% for 226Ra, 1.2% for 228Ra and 11.3% for 210Pb. In spite of the high solubility of 66% of triple superphosphate in the EDTA-NH4 solution, low concentrations of radionuclides were observed in the extracted solution.

As análises de unhas têm sido objeto de estudo para avaliar os níveis de elementos acumulados no organismo humano e com aplicações deste tecido na monitoração da exposição ocupacional ou ambiental, na avaliação do estado nutricional, na identificação da intoxicação por metais tóxicos e na diagnose ou prevenção de doenças. As análises de unhas apresentam vantagens devido à facilidade na coleta, estocagem e transporte das amostras bem como fornecem os níveis de elementos acumulados ao longo de um período de aproximadamente 6 meses ao contrário dos fluídos como sangue e urina. Entretanto há controvérsias sobre a aplicação dos dados de suas análises devido às dificuldades em estabelecer valores confiáveis de referência ou faixas de concentrações para uso como dados de controle. O objetivo deste trabalho foi avaliar os fatores que podem afetar nas concentrações de elementos nas unhas para posterior análise de amostras de um grupo de indivíduos aplicando o método de análise por ativação com nêutrons (NAA). As amostras de unhas das mãos e dos pés coletadas de indivíduos adultos de ambos os sexos, com idades de 18 a 71 anos e residentes na região metropolitana de São Paulo foram cortadas em pequenos fragmentos, lavadas e secas para as análises. O procedimento experimental consistiu em irradiar amostras juntamente com os padrões sintéticos de elementos por 16 h sob fluxo de nêutrons térmicos de cerca de 4,5 x 1012 n cm-2 s-1 do reator nuclear de pesquisa IEA-R1, seguido de espectrometria de raios gama para a determinação dos elementos As, Br, Ca, Co, Cr, Cs, Fe, K, La, Na, Rb, Sb, Sc, Se e Zn. No controle da qualidade analítica foram analisados os materiais de referência certificados cujos os resultados obtidos indicaram boa exatidão e precisão com erros relativos e desvios padrão relativos inferiores a 5,1 % e 11,6 % respectivamente. Os ensaios preliminares indicaram que as contribuições devido às impurezas presentes nos invólucros de plástico utilizados na irradiação assim como aquelas decorrentes da adsorção dos esmaltes nas unhas são muito baixas, podendo ser desprezadas. Nos testes de limpeza das unhas para análise foi verificado que a solução diluída de HNO3 pode provocar a dissolução das amostras. A homogeneidade da amostra preparada foi verificada pelas analises em réplicas. A comparação entre as concentrações de elementos obtidos nas unhas das mãos e dos pés indicou diferenças significativas para os elementos Br, Co e Zn (teste t, p = 0,05). As concentrações de elementos nas unhas quando comparadas em relação ao gênero, faixa etária e Índice de massa corpórea (IMC) dos indivíduos não apresentaram diferenças significativas para a maioria dos elementos determinados. A diferença significativa das concentrações de Zn das unhas das mãos foi verificada entre o gênero dos indivíduos e das concentrações de Cs entre às faixas etárias distintas. As concentrações de elementos obtidas nas unhas dos pés e das mãos apresentaram uma ampla variabilidade e para a maioria dos elementos os dados obtidos são da mesma ordem de grandeza ou dentro das faixas dos valores da literatura. Nail analyses have been the object of study in order to assess the levels of elements accumulated in the human organism and to use this tissue to monitor environmental and occupational exposure, to evaluate the nutritional status, to verify intoxication by toxic metals and to diagnose or to prevent diseases. Nail analyses present advantages due to easy sample collection, storage, transportation and this tissue provides element level accumulation over time. However, there is controversy regarding the application of nail analysis data due to difficulties to establish reliable reference values or element concentration ranges as control values. The objective of this study was to evaluate the factors that can affect nail element concentrations for further sample analyses of a group of individuals by applying neutron activation analysis (NAA). Fingernails and toenails collected from adult individuals of both genders, aged 18 to 71 years, living in the São Paulo Metropolitan Region were cut in small fragments, cleaned and dried for analyses. Samples and element standards were irradiated for 16 h under a thermal neutron flux of about 4.5 x 1012 n cm-2 s-1 at the IEA-R1 nuclear research reactor followed by gamma ray spectrometry. Element concentrations for As, Br, Ca, Co, Cr, Cs, Fe, K, La, Na, Rb, Sb, Sc, Se and Zn were determined. For quality control of the analytical results, certified reference materials were analysed and the results showed good accuracy and precision with relative errors and relative standard deviations lower than 5.1 % and 11.6 %, respectively. Preliminary assays indicated that the contribution due to impurities from plastic involucres used in the irradiation as well as those from nail polishes is very low and could be considered negligible. Results from the nail sample cleaning process using distinct procedures indicated that HNO3 solution may cause sample dissolution. Sample homogeneity was verified by analysis of a sample in replicate. A comparison of finger and toenail results indicated significant differences (p= 0.05) for the elements Br, Co and Zn. Element concentration comparisons were also made with gender, age and body mass index (BMI) parameters and for the most part showed no significant differences. The differences were found for Zn concentrations when compared between genders in fingernail, for Cs when compared between ages in fingernail. Elements concentrations obtained for both finger and toenail samples presented wide variability and they were of the same order of magnitude or within ranges as those reported in published literature.

Um dos grandes desafios em medidas de espectrometria gama utilizando fontes que não podem ser consideradas pontuais é a determinação da eficiência de detecção do sistema, uma vez que a geometria da fonte impõe complexidades na tarefa como o tratamento do ângulo sólido e da auto-absorção. Alguns métodos para o cálculo dessa eficiência já são bem estabelecidos e podem ser encontrados na literatura. Neste trabalho é proposto um método com características distintas aos já existentes cujas principais vantagens são, não depender de conhecimento prévio da geometria de detecção e da composição química da amostra a ser medida, e permitir o cálculo da eficiência de uma fonte extensa a partir de medidas com fontes padrão em formato pontual. O método proposto foi testado comparando os valores das eficiências obtidas por ele com os valores obtidos usando uma fonte padrão extensa. Para testar o método proposto em diferentes condições foi utilizado solo como matriz para a amostra em duas diferentes espessuras, 1cm e 3cm. Testou-se também o comportamento do método quando a matriz tem número atômico efetivo mais alto (aqui utilizou-se solo misturado à limalha de ferro) e mais baixo (adição de pó de grafite ao solo). Os resultados indicaram que o método é adequado para amostras de solo com espessura mais fina; já para fontes mais espessas, dois dos três resultados indicaram que a eficiência foi subestimada pelo método proposto, sugerindo que uma geometria mais adequada deva ser escolhida para a amostragem das medidas One of the greatest challenges in gamma spectroscopy measurements using extense sources is the determination of the system\'s detection efficiency, since the source\'s geometry leads to added complexity to the treatment of parameters as geometry and self-absorption. Some well-established methods for the efficiency determination can be found in the literature. In the present work a method with distinct characteristics is proposed with the main advantages that it doesn\'t require previous knowledge of the detection geometry or of the sample composition; moreover, it allows the determination of the detection efficiency for a large sample based only on measurements using a point-like standard source. The proposed method was tested comparing the efficiency values obtained using the method with the values obtained using a real large source with the same composition and geometry. In order to verify the performance of the method under different conditions, soil matrixes of two different thicknesses (1cm and 3cm) were used; also, to asses the method under different sample compositions, 3cm-thick soil matrixes with increased effective atomic number (where iron filings was added) and with reduced effective atomic mass (where graphite powder was added) were used. The results indicate that the proposed method is suitable for thinner soil samples; as for thicker samples, two of the three results showed a subestimation of the detection efficiency value determined, suggesting that a more suitable sampling geometry should be analyzed.

Estudos sobre a poluição atmosférica têm se intensificado nos últimos anos, devido à grande diversificação de fontes poluidoras do ar e ao efeito ocasionado à saúde das populações. Conseqüentemente, diversas técnicas têm sido investigadas para avaliação da poluição aérea e dentre elas, uma que tem ganhado considerável atenção é a do biomonitoramento. Neste trabalho foram avaliados os níveis de elementos químicos na atmosfera da cidade de São Paulo, por meio de biomonitoramento passivo, usando a espécie epifítica Canoparmelia texana, para comparar os resultados obtidos das amostras coletadas em diferentes pontos da cidade de São Paulo bem como de um ponto de referência da cidade de Ubatuba, SP. Para análise, os liquens coletados foram previamente limpos, secos e moídos. O método de análise por ativação neutrônica (NAA) aplicado constituiu em irradiar alíquotas das amostras junto com os padrões sintéticos dos elementos, no reator IEA-R1 por 16 horas e sob um fluxo de nêutrons térmicos de cerca de 5,0 x 1012 n cm-2 s-1, seguida da espectrometria de raios gama, para determinação de As, Br, Ca, Co, Cr, Cs, Fe, K, La, Rb, Sc, Se e Zn. Os resultados das análises das amostras de liquens em replicatas apresentaram uma boa reprodutibilidade, indicando a homogeneidade das amostras preparadas. A precisão e a exatidão dos resultados foram avaliadas por meio das análises de materiais de referência certificados IAEA-336 Lichen e INCT-TL-1 Tea Leaves, cujos resultados apresentaram, em geral, uma boa precisão e exatidão, com os desvios padrão relativos entre 0,4 a 14,8% e erros relativos entre 0,2 a 8,7%. Na cidade de São Paulo, os liquens foram coletados nos locais a saber, Parque Dom Pedro II, Congonhas, Cidade Universitária, Lapa, Moóca, Morumbi, Nossa Senhora do Ó, Parque do Ibirapuera, Pinheiros, Santana, Santo Amaro e Taboão da Serra. As concentrações dos elementos nos liquens indicaram uma grande variabilidade entre amostras de diferentes pontos de amostragens. Estes resultados submetidos à análise de clusters indicaram três grandes grupos de pontos de amostragem, de acordo com a similaridade química obtida nos liquens. A amostra coletada em Ubatuba indicou, para a maioria dos elementos químicos, concentrações inferiores ou da mesma ordem de grandeza quando comparados com daqueles coletados na cidade de São Paulo. As mais altas concentrações na amostra de líquen de Ubatuba foram obtidas para Br, K e Zn. Os resultados das análises de liquens indicaram que as origens dos elementos presentes na atmosfera da cidade de São Paulo podem ser atribuídas principalmente às emissões veiculares, seguida de emissões industriais e do solo. Nos liquens, foram determinados os elementos chamados de marcadores de emissões veiculares (Br, Co, Sb e Zn), de emissões industriais (Cr, Co e Fe) e do solo (Sb, Se, Rb e La). Studies on air pollution have intensified in recent years, due to the diversity of emissions and the effect caused to the health of populations. Consequently, several techniques have been investigated for air pollution evaluation and among them one that has gained considerable attention is that of biomonitoring. In this study chemical elemental levels in the atmosphere of São Paulo city were evaluated, by means of passive biomonitoring, using epiphytic Canoparmelia texana species, in order to compare between the results obtained in samples from different sites of São Paulo city and in a reference site of Ubatuba city, SP. Neutron activation analysis (NAA) procedure applied in the analyses consisted of irradiating aliquots of samples along with synthetic standards of elements in the nuclear reactor IEA-R1 for 16 hours under a thermal neutron flux of about 5.0 x 1012 n cm-2 s-1, followed by gamma ray spectrometry for the determination of As, Br, Ca, Co, Cr, Cs, Fe, K, La, Rb, Sc, Se and Zn. Results obtained in the analyses of lichens samples in replicates presented good reproducibility indicating homogeneity of the prepared samples. The precision and accuracy of the results were evaluated by the analyses of certified reference materials IAEA-336 Lichen and INCT-TL-1 Tea Leaves. Results obtained in the reference materials presented, in general, good precision, with relative standard deviations between 0.4 and 14.8% and good accuracy with relative errors between 0.2 and 8.7%. In São Paulo city, the lichens were collected in the following sites: Parque Dom Pedro II, Congonhas, Cidade Universitária, Lapa, Moóca, Morumbi, Nossa Senhora do Ó, Parque Ibirapuera, Pinheiros, Santana, Santo Amaro and Taboão da Serra. Element concentrations found in lichens indicated a great variability depending on the sites where the samples were collected. The results obtained in the lichens submitted to the cluster analysis indicated three groups of sampling sites according to the chemical similarity obtained in lichens. Lichen collected in the reference site of Ubatuba indicated that most of element concentrations are lower or at the same order of magnitude when compared with those obtained in lichens collected in São Paulo city. The highest element concentrations in the sample from Ubatuba were obtained for Br, K and Zn. Results obtained in this study indicated that the origins of elements present in the atmosphere of São Paulo city are due to mainly vehicular emissions followed industrial emissions and from soil. Elements named vehicular emission markers (Br, Co, Sb and Zn), industrial markers (Cr, Co and Fe) and from soil (Sb, Se, Rb e La) were determined in the lichens.

A quantificação da atividade de radionuclídeos emissores de raios gama em amostras medidas por espectrometria gama com detectores HPGe depende da análise dos fotopicos presentes no espectro, especialmente da determinação exata das suas áreas líquidas. Tal análise é geralmente realizada com o auxílio de ferramentas de software proprietário. Este trabalho apresenta uma metodologia, descrição de algoritmos e um aplicativo de código aberto, denominado OpenGamma, para a busca e análise de fotopicos a fim de se obter seus parâmetros relevantes e as atividades dos radionuclídeos na amostra. A implementação computacional é distribuída sob licença aberta para o código principal e com o uso de pacotes de software aberto para o projeto da interface e para bibliotecas matemáticas. O procedimento para a busca de picos é realizado em três etapas. Primeiramente, executa-se uma pesquisa preliminar com o método da segunda diferença, que consiste na geração de um espectro derivado para a busca de picos candidatos. Na segunda etapa, calculam-se as larguras experimentais dos picos, dos quais escolhem-se aqueles bem formados e isolados para a obtenção da função de ajuste da largura vs. canal, por meio do método de Levenberg-Marquardt para ajustes não-lineares. Por fim, regiões do espectro com picos agrupados são delimitadas e novo ajuste não-linear é aplicado a cada região para a obtenção dos termos da linha de base e dos fotopicos. A partir destes termos, são calculadas as áreas líquidas dos picos. Para a determinação da atividade, curvas de calibração de eficiência previamente obtidas, bem como dados de transições gama dos radionuclídeos, são incorporadas ao código e aplicadas. O código foi escrito em linguagem C++ e a interface foi desenvolvida com a ferramenta Qt. Para as funções matemáticas e procedimentos de ajuste, foi usada a biblioteca científica GNU (GSL). A validação de código foi feita por meio da análise de: 1) espectros sintéticos de teste da AIEA, especialmente desenhados para a avaliação de desempenho de software; 2) espectros obtidos com amostras de exercícios de intercomparação e 3) espectros da rotina de trabalho do Laboratório de Radiometria Ambiental (LRA) do IPEN e analisados com o aplicativo comercial InterWinner. Os resultados obtidos são consistentes com os valores de referência e com aqueles obtidos pelo aplicativo citado, sugerindo que o código OpenGamma pode ser utilizado com segurança na espectrometria de raios gama de uso geral. Radioactivity quantification of gamma-ray emitter radionuclides in samples measured by HPGe gamma-ray spectrometry relies on the analysis of the photopeaks present in the spectra, especially on the accurate determination of their net areas. Such a task is usually performed with the aid of proprietary software tools. This work presents a methodology, algorithm descriptions and an open source application, called OpenGamma, for the peak search and analysis in order to obtain the relevant peaks parameters and radionuclides activities. The computational implementation is released entirely in open-source license for the main code and with the use of open software packages for interface design and mathematical libraries. The procedure for the peak search is performed on a three step approach. Firstly a preliminary search is done by using the second-difference method, consisting in the generation of a derived spectrum in order to find candidate peaks. In the second step, the experimental peaks widths are assessed and well formed and isolated ones are chosen to obtain a FWHM vs. channel relationship, by application of the Levenberg-Marquardt minimization method for non-linear fitting. Lastly, regions of the spectrum with grouped peaks are marked and a non-linear fit is again applied to each region to obtain baseline and photopeaks terms; from these terms, peaks net areas are then assessed. For the activity determination, previously obtained efficiency calibration curves, as well as nuclides gamma-ray data, are incorporated in the code and applied. The code was developed in C++ language and the interface was developed with Qt GUI software toolkit. GNU scientific library, GSL, was employed to perform fitting procedures as needed. Validation of code was done by analyzing: 1) synthetic test spectra from IAEA, especially designed for software performance evaluation; 2) spectra obtained from samples of intercomparison exercises and 3) spectra from routine activities of the Environmental Radiometric Laboratory (LRA) at IPEN and analyzed with the commercial software package InterWinner. Results obtained are consistent with the reference values and with those obtained by the aforementioned package. The results suggest that the OpenGamma code could be safely used in general-purpose gamma-ray spectrometry.

A gestão ambiental atual considera a atividade produtiva como um sistema ambiental, definido como o conjunto de processos, interações, parâmetros e fatores envolvidos na produção. Esta dissertação de mestrado avaliou a liberação dos efluentes radioativos líquidos no Instituto de Pesquisas Energética e Nucleares (ipen), sob um estudo ambiental sistêmico. O estudo avaliou o termo fonte do ipen no período de 2004 a 2008, empregando a espectrometria gama, a espectrometria alfa, a análise por ativação, a cintilação em fase líquida e a espectrometria de absorção atômica. As metodologias empregadas foram verificadas utilizando amostras do Programa de Intercomparação de Resultados Analíticos e Ensaio de Materiais de Referência. As instalações que mais contribuíram nas liberações foram o Centro de Radiofarmácia (CR) e o Centro de Reator de Pesquisa (CRPq) com média de 11,4% e de 87,4% para a atividade radioativa presente. As liberações ao sistema de esgoto ocorreram de acordo com as normas de proteção radiológica, mostrando a efetividade do Programa de Monitoração de Efluentes Radioativos no ipen. No efluente líquido determinou-se a concentração dos elementos estáveis Ag, Cd, Cr, Fe, Mn, Ni, Pb e Zn, em todas as amostras dos tanques TR1 e CR no período e parte das amostras das demais instalações do ipen entre 2004 a 2007. Dentre os analisados, dois efluentes ultrapassaram os padrões de descarga para os elementos estáveis estabelecidos no Estado de São Paulo, um ultrapassou o padrão para o elemento cádmio e outro ultrapassou o valor exigido para o zinco. Estimou-se a vazão de descarga do tanque TR1 que foi de 10,9 ± 0,9 m3 h-1. Estimou-se o fator de diluição no ponto de descarga E1 empregando como radiotraçadores os isótopos liberados rotineiramente para a rede de esgoto 3H, 137Cs, 60Co, 54Mn e 65Zn, não gerando custo monetário ou ambiental associados à estimativa. Os resultados mostraram que o valor do fator de diluição variou por radioisótopo empregado, em ordem crescente do 3H, 137Cs, 54Mn, 60Co e 65Zn, de acordo com as características de cada elemento, tendo variado significativamente entre hidrogênio, metal alcalino e metais de transição. As médias dos fatores de diluição obtidas no primeiro e segundo dia de liberação respectivamente foram 4,3 e 7,4 para o 3H, 12,0 e 16,1 para o 54Mn, 12,6 e 14,2 para o 60Co, 12,0 e 27,9 para o 65Zn e 6,2 e 13,9 para o 137Cs. Este é o primeiro estudo sobre a estimativa do fator de diluição intra-institucional, utilizando radiotraçadores antrópicos sem custos adicionais. Os resultados gerados contribuem com subsídios para a melhoria da conduta ambiental e para estabelecer procedimentos otimizados, sob a legislação vigente. Os fatores de diluição foram estimados em estudo operacional e laboratorial, numa única descarga controlada do tanque TR1. Este estudo dos traçadores radioativos deverá ser repetido, de modo a gerar um banco de dados institucional. O estudo sistêmico ambiental deve ser estabelecido caso a caso, dependendo das características do local, da instituição e dos efluentes liberados. The current environmental administration considers the productive activity as an environmental system, defined as a group of processes, interactions, parameters and factors involved in the production. This mastering dissertation evaluated the release of the liquid radioactive effluents at Instituto de Pesquisas Energética e Nucleares (ipen), under a systemic environmental study. The study evaluated the source term at ipen in the period from 2004 to 2008, making use of gamma-ray and alpha spectrometry, instrumental neutron activation analysis, liquid phase scintillation and atomic absorption spectrometry. The employed methodologies were verified using samples from the Intercomparison National Program PNI/IRD and Reference Materials. The facilities that contributed the most in these releases were the Radiopharmaceutical Center (CR) and the Research Reactor Center (CRPq) with an average of 11,4% and 87,4%, respectively, relative to the present radioactive activity. The sewer system releases were within the radioactive protection regulations, showing the effectiveness of ipen´s Radioactive Effluents Monitoring Program. The concentration of the stable elements Ag, Cd, Cr, Fe, Mn, Ni, Pb and Zn was determined in the liquid effluent in all the samples from the storage tanks TR1 and CR in the period from 2004 to 2008 and in some of the samples of other ipen´s facilities in the period from 2004 to 2007. Among the analyzed effluents, two samples were higher than the stable elements discharge standards established in the state of São Paulo, one sample was higher than the required value of the element cadmium and the other higher than required value of the element zinc. The storage tank TR1 discharge flow was estimated in 10,9 ± 0,9 m3 h-1. The dilution factor at discharge point E1 was estimated using a radiotracers the isotopes 3H, 137Cs, 60Co, 54Mn e 65Zn, which are commonly released into ipen´s sewer system. The executed radiotracer study was carried out without monetary and environmental costs. The results showed that the dilution factors values varied according to the employed radioisotope, in increasing order from 3H, 137Cs, 54Mn, 60Co to 65Zn, following to each chemical element characteristics, significant variance among hydrogen, alkaline metal and transition metals was also showed. The dilution factor averages obtained in the first and second day of the releases were respectively 4,3 and 7,4 for 3H, 12,0 and 16,1 for 54Mn, 12,6 and 14,2 for 60Co, 12,0 and 27,9 for 65Zn, 6,2 and 13,9 for 137Cs. This is the first study about intra-institutional dilution factor estimation using anthropic radiotracers, without any addition costs. The obtained results contribute with the subsidies to the improvement of the environmental conduct and to establish optimized procedures, under current legislation. The dilution factors were estimated in an operations and laboratorial study, in only one controlled discharge of the storage tank TR1. This radioactive tracers study will have to be repeated, in order to create an institutional database. The environmental systemic study must be established by each case, depending on the characteristics of the area, the institution and the released effluents.