BR102017020022A2 - Sistema de irradiação para produção de radioisótopos gasosos - Google Patents
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Abstract
resumo da patente de invenção sistema de irradiação para produção de radioisótopos gasosos a presente invenção refere-se a um sistema de irradiação para produção de radioisótopos gasosos (argônio-41 e criptônio-79, dentre outros) por meio de um reator nuclear de pesquisa do tipo piscina, com potência e fluxo de nêutrons térmicos médio igual ou superior a 4,5 mw e 4,71 x 1013 ncm-2s -1, respectivamente, a serem utilizados como radiotraçadores em ensaios não destrutivos e inspeções, nas empresas químicas e petroquímicas. o sistema é composto por uma cápsula de irradiação (12), linha de transferência (5), válvula, conexões e engates rápidos, manovacuômetro (6), cilindros de gás laboratorial (1) e (2), bomba de vácuo (10), dewar de liquefação (7), blindagem radiológica (8), caixa em acrílico (9), dosímetros industriais de alanina, medidor de radiação portátil e cilindros de armazenamento e transporte do gás radioativo (11), revestidos em chumbo para blindagem da radiação, dentre outros componentes secundários, o que proporciona uma produção em radioatividade de até 7,4x1011 bq e volume de gás de 150 cm3 , superiores à metodologia existente (irradiação de 2 a 5 cm3 de gás nobre natural em ampola de quartzo selada).
Description
[001] A presente invenção tem como objetivo a produção de radioisótopos gasosos (Argônio-41 e Criptônio-79, dentre outros), por meio de reações com nêutrons em reatores nucleares de pesquisa, em radioatividade (7,4x1011 Bq) e volume de gás (150 cm3) superiores à metodologia existente (irradiação de 2 a 5 cm3 do gás nobre Argônio-40 ou Criptônio-78 em ampola de quartzo selada), para serem utilizados como radiotraçadores e suprir demandas de empresas de ensaios não destrutivos e inspeções em diagnósticos qualitativos e quantitativos de sistemas, em estudos de transferências físicas e físico-químicas para compreensão de características como detergência, flotação e reações metalúrgicas, em estudos de mecanismos de reações, tais como oxidação, isomerização de hidrocarbonetos, polimerização e vulcanização de borracha, aromatização de petróleo e em diferentes técnicas nucleares, na detecção de vazamentos, medida de vazão e distribuição do tempo de residência (DTR) em instalações químicas e petroquímicas. O reator nuclear é do tipo piscina (Material Testing Reactor MTR), com potência e fluxo de nêutrons térmicos médio igual ou superior a 4,5 MW e 4,71 x 1013 ncnr2s‘1, respectivamente.
FUNDAMENTOS DA INVENÇÃO
Produção de radioisótopos com nêutrons [002] Uma das formas de produzir artificialmente radioisótopos é por meio de reações com nêutrons, que ocorre quando se irradia um núcleo alvo, contendo um determinado nuclídeo que forma um radioisótopo por meio de uma
2/10 reação de captura de nêutron, que o desestabiliza, tornando-o radioativo, ou seja, passando a emitir radiação.
[003] A produção de radioisótopos com nêutrons é caracterizada pela Atividade “A e sua estimativa depende da seção de choque da reação “σ ”, do fluxo de partículas ativadoras φ, no caso nêutrons, do número de átomos do nuclídeo alvo “Ni”, da constante de decaimento do radioisótopo “λ” e do tempo de irradiação t”, conforme equação 1:
[004] A emissão de radiação não é perpétua, ou seja, diminui ao decorrer do tempo, de acordo com a meia vida de cada radioisótopo (tempo necessário para que o número de núcleos radioativos se reduza à metade do número original) variando de minutos até anos.
[005] Radiações emitidas por radioisótopos em pequenas quantidades podem atravessar a matéria e serem detectadas por onde passam, dependendo da energia que possuem, por meio de detectores de radiação. Portanto, o deslocamento de um radioisótopo pode ser acompanhado e seu percurso ser “traçado” num mapa do local, possibilitando análises do local de percurso.
[006] Os traçadores radioativos são mais utilizados no controle de processos industriais por possuírem diversas vantagens:
• A diversidade de isótopos que podem ser utilizados;
• A meia vida (tempo necessário para que o número de núcleos radioativos se reduza à metade do número original) variando de minutos até anos, possibilitando a escolha do traçadorde acordo com a duração prevista para o experimento. Essa vantagem tem um valor decisivo, quando se trata de águas de renovação lenta (águas subterrâneas), que ficariam contaminadas durante um longo tempo, se fosse empregado um traçador não radioativo;
• A medida da radiação sem a interferência de outros materiais contidos no meio. Mediante técnicas de espectrometria por raios gama, pode3/10 se identificar o traçador de forma inequívoca, detectando-se sua energia característica. Essa técnica permite o emprego simultâneo de dois ou mais traçadores com garantia de identificação e a medida de cada um deles;
• O limite de detecção é extremamente baixo, o que resulta pequeno volume de injeção e, por consequência, em facilidade de execução e pouca interferência no processo;
• O mesmo traçador pode ser empregado sob diversas formas químicas. Isso é muito importante, pois dessa forma garante-se que o traçador tenha um comportamento semelhante ao do meio estudado.
[007] Contudo, há necessidade de autorização para produção, manipulação, transporte e utilização de materiais radioativos, junto à Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN). A presença da proteção radiológica é obrigatória, de forma a se manter os níveis de radiação seguros aos trabalhadores, operadores e indivíduos do público, evitando-se a contaminação ambiental de acordo com a legislação adequada e às normas: CNEN-NN-3.01 Diretrizes básicas de proteção radiológica; CNEN-NN-3.02 - Serviços de radioproteção; CNEN-NN-5.01 - Transporte de materiais radioativos; e CNENNN-6.05 - Gerência de rejeitos radioativos em instalações radiativas.
[008] Em relação à norma CNEN-NN-3.01 (Res. 164/2014), cujo objetivo é estabelecer os requisitos básicos de proteção radiológica das pessoas em relação à exposição à radiação ionizante, são estipulados limites de dose anuais para indivíduo ocupacionalmente exposto e indivíduo do público, apresentados na TAB. 1.
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TABELA 1 - Limites de dose anuais estabelecidos pela CNEN.
Limites de dose anuais
| Grandeza | Órgão | Indivíduo ocupacionalmente exposto (mSv/ano) | Indivíduo do público (mSv/ano) |
| Dose efetiva (E)[a] | Corpo inteiro | 20 M | 1(d] |
| Dose equivalente (Ht) [b] | Cristalino | 20 M | 15 |
| Pele [e) | 500 | 50 | |
| Mãos e pés | 500 | - |
Fonte: CNEN, 2014.
Notas:
[a] Dose efetiva (E) é a soma das doses equivalentes ponderadas nos diversos órgãos e tecidos, ~ wr . onde Ht é a dose τ equivalente no tecido ou órgão e wt é um fator de ponderação de órgão ou tecido. A unidade no sistema internacional é o joule por quilograma (J/kg), denominada sievert (Sv).
[bl Dose equivalente - Ht - grandeza expressa porHz — DT -WRi onde Dt é dose absorvida média no órgão ou tecido e wr é o fator de ponderação da radiação.
[c] Média aritmética em 5 anos consecutivos, desde que não exceda 50 mSv em qualquer ano.
[d] Em circunstâncias especiais, a CNEN pode autorizar um valor de dose efetiva de até 5 mSv em um ano, desde que a dose efetiva média em um período de 5 anos consecutivos, não exceda a 1mSv por ano.
[e] Valor médio em 1 cm2 de área, na região mais irradiada.
Produção e utilização de radioisótopos gasosos como radiotraçadores
5/10 [009] Atualmente, a produção de radioisótopos gasosos em reatores nucleares de pesquisa ocorre por meio de ampolas em quartzo seladas contendo o gás (núcleo alvo). Essas ampolas são submetidas ao fluxo de nêutrons do reator nuclear quando imersas na piscina e, posteriormente, são armazenadas em blindagens e direcionadas até o local de utilização do gás radioativo. No momento da utilização elas são quebradas para a liberação do radiotraçador gasoso no sistema (equipamento industrial) a ser analisado.
[010] Os radioisótopos gasosos geralmente utilizados como radiotraçadores apresentam meias vidas curtas e precisam ser produzidos e utilizados em datas fixas, logo após a produção, e as pequenas quantidades fornecidas pelas ampolas de quartzo (2 a 5 cm3) são insuficientes para um ensaio a ser realizado em local distante do reator nuclear e/ou impossibilitam a repetição dos testes caso seja necessário.
[011] Outra forma de utilização dos radioisótopos como radiotraçadores em ensaios não destrutivos e inspeções é descrita na patente nacional “PI 0601090-3 A - Sistema e método para detecção de vazamento em tubulações de transporte de fluídos”, na qual fontes de nêutrons são dispostas ao longo do sistema a ser analisado para que a reação nuclear ocorra no seu interior e os radioisótopos gerados possam ser identificados e a radiação emitida por eles possa ser medida.
[012] A patente Americana US 20060126774 A1 - Internai circulating irradiation capsule for iodine-125 and method of producing iodine-125 using same descreve a produção de lodo-125 de alta pureza, exclusivamente em uma cápsula de irradiação estanque, com circulação interna, preenchida com gás xenônio e posicionada no núcleo de um reator nuclear de pesquisa. As patentes US 20030227991 A1 - Instrumented capsule for materiais irradiation tests in research reactor e US 7302028 B2 - Instrumented capsule for nuclear fuel irradiation tests in research reactors mencionam cápsulas estanques instrumentadas para testes de irradiação de materiais e combustível nuclear em reatores nucleares de pesquisa.
DESCRIÇÃO DA INVENÇÃO
6/10
[013] A descrição da invenção faz referência às seguintes figuras:
- A FIG. 1 apresenta o esquema geral do Sistema de Irradiação para produção de radioisótopos gasosos.
- FIG. 2 mostra a cápsula de irradiação em alumínio que permite seu manuseio, inserção e remoção no núcleo do reator nuclear de pesquisa, além da carga e descarga do gás a ser irradiado, para produção dos radioisótopos gasosos.
- FIG. 3 apresenta os componentes do sistema de irradiação e suas respectivas localizações.
[014] O sistema de irradiação é constituído pelos seguintes componentes, mostrados nas FIG. 1,2 e 3:
• Cápsula de irradiação em alumínio (12), a ser posicionada no núcleo do reator nuclear de pesquisa, composta por um cilindro de alumínio contendo gás (13) conectado a uma haste tubular rígida (14), que permite seu manuseio, inserção e remoção no núcleo do reator, além da carga e descarga do gás a ser irradiado por meio de uma válvula agulha (15) e um engate rápido (16), por meio do qual se acopla uma mangueira (17) do sistema de irradiação, para produção do radioisótopo gasoso;
• Cilindro contendo o gás nobre argônio (1), a ser irradiado, com elevado grau de pureza;
• Cilindro de gás hélio (2) para realização de arraste do gás irradiado e testes de detecção de vazamento;
• Carro de carga do tipo plataforma com roda maciça em borracha (3), para proporcionar ao sistema de irradiação sua locomoção ao longo do saguão da piscina do reator, sua estabilidade e suporte para (8), (10) e (11);
• Estrutura em aço carbono (4) montada em (3) para acomodação de (5), (6), (7), (8) e (9);
• Linha de transferência do gás radioativo (5) em aço inoxidável AISI 304, com diâmetro interno de 6,35 mm (1/4) na parte superior de (4) e 3,175 mm (1/8”) na parte inferior de (4);
• Válvulas agulhas, conexões, engates rápidos e manovacuômetro em aço (6) anilhados ao longo de (5);
7/10 • Sistema de resfriamento (dewar) (7) para liquefação por meio de nitrogênio líquido;
• Blindagem em chumbo (8), de aproximadamente 240 kg, com 11 cm de espessura de parede ao redor de (7);
• Caixa em acrílico (9) para isolar (5) do ambiente, com saída e mangote para acoplamento no sistema de exaustão com filtros do reator nuclear de pesquisa;
• Sistema de vácuo com bomba mecânica (10);
• Cilindros de armazenamento e transporte (CATs) (11) do radioisótopo gasoso produzido, em aço inoxidável AISI 304, revestidos com chumbo, com volume interno unitário de 20 cm3, acoplados a (6) nas duas extremidades.
[015] A presente invenção refere-se a um sistema para produção de radioisótopos gasosos, em radioatividade (até 7,4x1011 Bq) e volume de gás (150 cm3), valores estes superiores à metodologia existente (irradiação de 2 a 5 cm3 do gás nobre Argônio-40 ou Criptônio-78 em ampola de quartzo selada), por meio de um reator nuclear de pesquisa tipo piscina (Material Testing ReactorMTR), com potência e fluxo de nêutrons térmicos médio igual ou superior a 4,5 MW e 4,71 x 1013 ncnr2s‘1, respectivamente. Os referidos radioisótopos gasosos são utilizados como radiotraçadores em ensaios não destrutivos e inspeções e para suprir demandas de empresas de ensaios não destrutivos e inspeções em diagnósticos qualitativos e quantitativos de sistemas, em estudos de transferências físicas e físico-químicas para compreensão de características como detergência, flotação e reações metalúrgicas, em estudos de mecanismos de reações, tais como oxidação, isomerização de hidrocarbonetos, polimerização e vulcanização de borracha, aromatização de petróleo e em diferentes técnicas nucleares, na detecção de vazamentos, medida de vazão e distribuição do tempo de residência (DTR) em instalações químicas e petroquímicas.
8/10 [016] De acordo com FIG. 1 e FIG 3, o sistema de irradiação proporciona o preenchimento e a irradiação com nêutrons em uma cápsula de irradiação (12) de 150 cm3, a ser disposta em uma posição preestabelecida do núcleo do reator nuclear, e recolhimento do gás radioativo para até 5 cilindros de armazenamento e transporte (11), com volume unitário de 20 cm3, após passar por um sistema de resfriamento (dewar) (7), em forma de espiral, para manter o gás radioativo liquefeito por meio de nitrogênio líquido e contido em uma blindagem em chumbo (8), de aproximadamente 240 kg e 11 cm de espessura, antes da transferência final para (11), agindo como uma armadilha fria, propiciando a transferência segura do gás de (12) até (11) e evitando doses elevadas de radiação aos operadores do sistema quando o gás é liquefeito durante a transferência. A referida posição preestabelecida no núcleo do reator é aquela na qual o fluxo de nêutrons é conhecido (há diferentes posições de irradiação no núcleo do reator, com os respectivos fluxos neutrônicos decorrentes da potência de operação). Somente com a informação do fluxo neutrônico é possível o cálculo do tempo de irradiação para se obter a atividade total de radiotraçador gasoso esperada, a qual é distribuída em (11).
[017] Uma linha de transferência (5), tubulação em aço inoxidável AISI 304, interliga todos os componentes com conexões, válvulas, engates rápidos e manovacuômetro (6) anilhados e acoplados a (1) e (2) e a (10). O diâmetro interno menor de (5), de 3,175 mm (1/8) na parte inferior de (4), após (7), reduz o volume de gás radioativo contido neste trecho de (5), sem blindagem de proteção, até chegar a (11). (6) permitem o controle do gás e o acoplamento seguro aos dispositivos do sistema de irradiação, fornecendo estanqueidade e estabilidade ao mesmo. (1) e (2) não são usados simultaneamente. No funcionamento do sistema de irradiação, utiliza-se (1) para abastecer (12); após irradiação no núcleo do reator, troca-se (1) por (2) para a operação de transferência do gás radioativo de (12) até (7).
[018] De acordo com a FIG. 2, a cápsula de irradiação (12) da FIG. 1, a qual é fixa na piscina do reator de pesquisa, consiste em um dispositivo estanque e estável, composto por um cilindro de alumínio (13) contendo o gás nobre a ser
9/10 irradiado, haste tubular (14), válvula agulha (15) e um engate rápido (16). Quando o gás nobre dentro de (13) é irradiado e ativado por nêutrons, acoplase uma mangueira (17) do sistema de irradiação em (15) por meio de (16).
[019] Considerando-se a possibilidade de locomoção para facilitar sua utilização no saguão da piscina do reator nuclear de pesquisa, o sistema de irradiação é montado, de acordo com a FIG. 3, em um carro de carga do tipo plataforma com roda maciça em borracha (3), sobre o qual há uma estrutura em aço carbono (4) para acomodação de (5), (6) e (7), contendo adicionalmente um sistema de vácuo com bomba mecânica (10) para transferência do gás por diferença de pressão; caixa em acrílico (9) com saída para o sistema de exaustão com filtros do reator nuclear de pesquisa, para isolar do ambiente parte de (5) onde se concentra o gás radioativo para liquefação; e a blindagem em chumbo (8) para se evitar doses de radiação aos trabalhadores do reator nuclear e operadores do sistema.
[020] Todo o sistema de irradiação está em fase de automação para controle por Controlador Lógico Programável (CLP) e, desse modo, evitar doses de radiação aos operadores do sistema e trabalhadores do reator nuclear de pesquisa.
[021] São também distribuídos dosímetros de alanina em diversos componentes e dispositivos do sistema para a determinação das doses absorvidas em cada região, na parede de (8), ao concentrar o gás radioativo liquefeito, e em (11), após a transferência do radiotraçador gasoso. A mensuração das taxas de dose é realizada por equipe de radioproteção do reator nuclear por meio do monitoramento com medidores de radiação portáteis durante toda transferência do gás radioativo. Essas informações são importantes no sentido de proteger os trabalhadores que operam o sistema de irradiação.
[022] Todo o sistema de irradiação é estanque e estável de acordo com os testes realizados (verificação de bolhas com solução formadora de espuma, pressurização e evacuação do sistema para acompanhamento da pressão ao longo do tempo e ensaio com detector de vazamento de gás hélio), sendo que no ensaio com leak detector a taxa de vazamento detectada pelo equipamento
10/10
variou de 1.10’9 a 5.10'9 mbar.L/s (10'4pPa.m3.s'1), menor do que a taxa exigida pela norma /SO 9978 (1992) - Sealed radioactive sources - Leakage test methods que estabelece para fontes seladas de conteúdo lixiviável ou gasoso, o valor limite para a taxa de vazamento do gás hélio de 10'2 pPa.m3.s'1
Claims (19)
1. Sistema de Irradiação para produção de radioisótopos gasosos, caracterizado pelo fato de produzir até 7,4x1011 Bq em radioatividade e 150 cm3 em volume de gás por meio de um reator nuclear de pesquisa tipo piscina com potência e fluxo de nêutrons térmicos médio igual ou superior a 4,5 MW e 4,71 x 1013 ncm_2s‘1, respectivamente, e por compreender os seguintes componentes:
a) Cápsula de irradiação em alumínio (12), a ser posicionada no núcleo do reator nuclear de pesquisa;
b) Cilindro contendo o gás nobre argônio (1) a ser irradiado;
c) Cilindro de gás hélio (2);
d) Carro de carga do tipo plataforma com roda maciça em borracha (3);
e) Estrutura em aço carbono (4) montada em (3);
f) Linha de transferência do gás radioativo (5) em aço inoxidável AIS1 304;
g) Válvulas agulhas, conexões, engates rápidos e manovacuômetro em aço (6) anilhados ao longo de (5);
h) Sistema de resfriamento (dewar) (7), em forma de espiral, para liquefação por meio de nitrogênio líquido;
i) Blindagem em chumbo (8);
j) Caixa em acrílico (9);
k) Sistema de vácuo com bomba mecânica (10);
l) Cilindros de armazenamento e transporte (CATs) (11) do radioisótopo gasoso produzido, em aço inoxidável AISI 304, revestidos com chumbo.
2. Sistema de Irradiação para produção de radioisótopos gasosos, de acordo com a reivindicação 1, caracterizado pelo fato de que a cápsula de irradiação (12) possui volume interno de 150 cm3 e consiste em um dispositivo estanque e estável, fixo na piscina do reator nuclear de pesquisa, composto por um cilindro de alumínio (13) contendo gás nobre argônio de alto grau de pureza, conectado a uma haste tubular rígida (14), válvula agulha (15) , por meio do qual se faz o depósito e a retirada do gás nobre, e um engate rápido (16), por meio do qual se
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Rüb Jj %2> '%/I acopla uma mangueira (17) do sistema de irradiação, para produção do radioisótopo gasoso.
3. Sistema de Irradiação para produção de radioisótopos gasosos, de acordo com a reivindicação 1, caracterizado pelo fato de que os cilindros (1) e (2) são utilizados separadamente, sendo que se utiliza (1) para abastecer (12) e, após irradiação no núcleo do reator, troca-se (1) por (2) para a operação de transferência por arraste do gás irradiado de (12) até (7) e, adicionalmente, para realizar testes de detecção de vazamento.
4. Sistema de Irradiação para produção de radioisótopos gasosos, de acordo com a reivindicação 1, caracterizado pelo fato de que (3) permite estabilidade e locomoção do sistema da irradiação ao longo do saguão da piscina do reator e serve de suporte para (8), (10) e (11).
5. Sistema de Irradiação para produção de radioisótopos gasosos, de acordo com a reivindicação 1, caracterizado pelo fato de que (4) permite acomodar (5), (6), (7) para blindagem com (8) e cobertura com (9).
6. Sistema de Irradiação para produção de radioisótopos gasosos, de acordo com a reivindicação 1, caracterizado pelo fato de que (5) é estanque e estável, possui diâmetro interno de 6,35 mm (1/4”), na parte superior de (4), e de 3,175 mm (1/8”), na parte inferior de (4), e está acoplada a (1) ou (2), de um lado, e a (10) do outro;
7. Sistema de Irradiação para produção de radioisótopos gasosos, de acordo com a reivindicação 6, caracterizado pelo fato de que o diâmetro interno menor de (5), de 3,175 mm (1/8”) na parte inferior de (4), após (7), serve para reduzir o volume de gás radioativo contido neste trecho de (5), sem blindagem de proteção, até chegar a (11).
8. Sistema de Irradiação para produção de radioisótopos gasosos, de acordo com a reivindicação 1, caracterizado pelo fato de que (6) permitem o controle do gás e o acoplamento seguro aos dispositivos do sistema de irradiação e fornece estanqueidade e estabilidade ao mesmo.
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9. Sistema de Irradiação para produção de radioisótopos gasosos, de acordo com a reivindicação 1, caracterizado pelo fato de que (7) concentra todo o gás radioativo liquefeito e permite a transferência segura deste gás de (12) até (11).
10. Sistema de Irradiação para produção de radioisótopos gasosos, de acordo com a reivindicação 1, caracterizado pelo fato de que (8) possui 240 kg e 11 cm de espessura de parede ao redor de (7), agindo como uma armadilha fria, para evitar doses elevadas de radiação aos trabalhadores do reator nuclear e operadores do sistema quando o gás é liquefeito durante a transferência de (7) para (11).
11. Sistema de Irradiação para produção de radioisótopos gasosos, de acordo com a reivindicação 1, caracterizado pelo fato de que (9) isola (5) do ambiente, com saída e mangote para acoplamento ao sistema de exaustão com filtros do reator nuclear de pesquisa.
12. Sistema de Irradiação para produção de radioisótopos gasosos, de acordo com a reivindicação 1, caracterizado pelo fato de que (10) permite a transferência do gás por diferença de pressão.
13. Sistema de Irradiação para produção de radioisótopos gasosos, de acordo com a reivindicação 1, caracterizado pelo fato de que (11) possui volume interno unitário de 20 cm3e é acoplado a (6) nas duas extremidades.
14. Sistema de Irradiação para produção de radioisótopos gasosos, de acordo com as reivindicações 1 a 13, caracterizado pelo fato de permitir o preenchimento e a irradiação com nêutrons em (12), a ser disposta em uma posição preestabelecida no núcleo do reator nuclear de pesquisa, e recolhimento do gás radioativo para até 5 cilindros (11), após passar por (7) para manter o gás radioativo liquefeito, contido em (8), antes da transferência final para (11).
15. Sistema de Irradiação para produção de radioisótopos gasosos, de acordo com a reivindicação 14, caracterizado pelo fato de que os radioisótopos gasosos produzidos compreendem Argônio-41 e Criptônio-79.
16. Sistema de Irradiação para produção de radioisótopos gasosos, de acordo com a reivindicação 14, caracterizado pelos radioisótopos gasosos produzidos
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serem utilizados como radiotraçadores em ensaios não destrutivos e inspeções em diagnósticos qualitativos e quantitativos de sistemas, compreendendo estudos de transferências físicas e físico-químicas, estudos de mecanismos de reações químicas, diferentes técnicas nucleares, detecção de vazamentos, medida de vazão e distribuição do tempo de residência (DTR), em instalações químicas e petroquímicas.
17. Sistema de Irradiação para produção de radioisótopos gasosos, de acordo com a reivindicação 14, caracterizado pelo fato de que a posição preestabelecida no núcleo do reator nuclear de pesquisa é aquela na qual o fluxo de nêutrons é conhecido, decorrente da potência de operação do reator, sendo que o cálculo do tempo de irradiação depende desta posição para se obter a atividade total esperada do radiotraçador gasoso, a qual é distribuída em (11).
18. Sistema de Irradiação para produção de radioisótopos gasosos, de acordo com a reivindicação 14, caracterizado pelo fato de ser, adicionalmente, monitorado por dosimetria industrial, ocorrendo a distribuição de dosímetros de alanina, por meio de medidores de radiação portáteis, em componentes e dispositivos do sistema para a determinação das doses absorvidas durante toda transferência do gás radioativo, mais particularmente na parede de (8), ao concentrar o gás radioativo liquefeito, e em (11), após a transferência do radiotraçador gasoso.
19. Sistema de Irradiação para produção de radioisótopos gasosos, de acordo com a reivindicação 14, caracterizado por estar em fase de automação para controle por Controlador Lógico Programável (CLP) e evitar doses de radiação aos operadores do sistema e trabalhadores do reator nuclear de pesquisa.
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