Instalações As instalações do CRPq estão distribuídas em vários prédios, conforme apresentado na Figura

7.10.1 Atividades Desenvolvidas O Centro do Reator de Pesquisas foi formado em março de 2000, com o objetivo de agregar atividades de operação e manutenção do Reator de Pesquisa IEA-R1 e sua utilização em pesquisa científica, desenvolvimento tecnológico e prestação de serviços em uma só unidade administrativa. As atividades desenvolvidas pelo CRPq são: 1 Operação e manutenção do Reator IEA-R1 2 Irradiação com nêutrons para fins diversos; 3 Análises por ativação neutrônica; 4 Produção e calibração de fontes radioativas. 5 Determinação de espectro e fluência de nêutrons em reator e fontes de nêutrons 6 Realização de pesquisa acadêmica e aplicada nas áreas de análise por ativação, física de nêutrons, física nuclear, física da matéria condensada e metrologia nuclear. 7 Formação de recursos humanos em nível de graduação e formação em nível de pósgraduação (mestrado, doutorado e pós-doutorado). Estas atividades são desenvolvidas pelos seguintes laboratórios ou grupos: 1 Laboratório de Análise por Ativação Neutrônica - LAN 2 Laboratório de Metrologia Nuclear - LMN 3 Laboratório de Estrutura Nuclear LEN 4 Laboratório de Interações Hiperfinas LIH 5 Laboratório de Neutrongrafia LNG 6 Laboratório de Difratometria de Nêutrons LDN 7 Grupo de Computação Científica 8 Grupo de Operação do Reator 9 Grupo de Manutenção e Apoio ao Reator 10 Grupo de Serviços e Aplicações 7.10.2 Instalações As instalações do CRPq estão distribuídas em vários prédios, conforme apresentado na Figura 7.10-1. 1 de 31

Figura 7.10-1. Instalações do CRPq 7.10.2.1 Reator IEA-R1 O reator IEA-R1 ocupa o prédio 3, foi projetado pela Babcok & Wilcox Company e sua primeira criticalidade deu-se em 16 de Setembro de 1957. O reator IEA-R1 apresenta uma concepção do tipo piscina, sendo moderado e refrigerado a água leve, consagrada internacionalmente pelo excelente desempenho operacional, tanto no aspecto de disponibilidade quanto de segurança operacional. A Tabela 7.10-1 apresenta as principais características operacionais do reator IEA-R1 para operação a 5MW. Cópias impressas sem a identificação CÓPIA CONTROLADA não são controladas e não devem ser utilizadas com propósito operacional. 2 de 31

Tabela 7.10-1 Resumo das características operacionais do reator IEA-R1. Núcleo com 25 EC s Potência Nominal Máxima de Operação (MW) 5 Máxima Sobrepotência (MW) 5,25 Densidade Média de Potência (W/cm 3 ) 56,52 Densidade Máxima de Potência (W/cm 3 ) 117,00 Fluxo Térmico (máx. no EC) (x 10 13 n/cm 2.s ) 4,65 Fluxo Rápido (máx. no EC) (x 10 14 n/cm 2.s ) 1,290 Vazão do Refrigerante no Primário (gpm) 3000 Temperatura de Entrada do Refrigerante no Núcleo ( C) 31 Temperatura de Saída do Refrigerante no Núcleo ( C) 37 O prédio do reator IEA-R1 é composto por cinco pavimentos, assim distribuídos: 1 Sub-solo: onde se localiza a Casa das Máquinas; 2 1 0 andar: Salão de Experimentos; 3 2 0 andar: Sala de Ventilação e Ar-Condicionado, Almoxarifados e o acesso principal do prédio; 4 3 0 andar: Saguão da Piscina do Reator, Sala de Controle e Oficinas de Apoio; 5 4 0 andar: Sala de Exaustão, com filtros e chaminé do Sistema de Exaustão do Reator. O núcleo do reator encontra-se dentro da piscina (Figura 7.10-2) a 6,89 metros da superfície da água e está montado em uma placa matriz com oitenta orifícios, na qual é possível a disposição dos combustíveis em vários arranjos experimentais. Esta placa é sustentada por uma treliça conectada a uma plataforma móvel, onde estão montados os quatro mecanismos de acionamento das barras e detectores que enviam sinais para a mesa de controle. 3 de 31

Figura 7.10-2 Vista Geral da Piscina do Reator IEA-R1 Oito tubos colimadores com diâmetros de 6 e 8 polegadas estão dispostos radialmente ao núcleo do reator. Um tubo tangencial localiza-se à face sul do núcleo. Outros dois tubos estão localizados em frente à coluna térmica. Estes tubos colimadores são utilizados para experimentos com nêutrons e radiação gama, conforme mostrado na Figura 7.10-3. Cópias impressas sem a identificação CÓPIA CONTROLADA não são controladas e não devem ser utilizadas com propósito operacional. 4 de 31

BNCT Reação Fotonuclear Difratômetro de Nêutrons # 1 Neutrongrafia Difratômetro de Nêutrons # 2 Figura 7.10-3 Disposição e utilização dos tubos colimadores (Beam Holes BH) A piscina possui um volume de água de 272 m 3, sendo dividida em dois compartimentos. O primeiro destina-se ao armazenamento de elementos combustíveis queimados e manuseio de material radioativo. O segundo contém o núcleo do reator e é destinado à operação. A piscina é revestida internamente por chapas de aço inoxidável, sendo que a blindagem radiológica que envolve o núcleo é feita por uma camada de água de 2 metros de espessura na região lateral, e até 2,4 metros de concreto com barita nas paredes da piscina. Os circuitos de resfriamento do núcleo foram construídos com redundância, sendo que apenas um circuito é suficiente para remover a potência nominal de operação do reator a 5 MW. A forma com que foram projetados permite alternar circuitos e alinhamentos dos seus diversos componentes. O Sistema de Isolamento da Piscina (SIP) e o Sistema de Resfriamento de Emergência (SRE) atuam em conjunto no caso de uma grande perda de refrigerante evitando a exposição do núcleo. Um tanque de decaimento localizado no circuito primário de resfriamento funciona como um retardo para o retorno da água para a piscina, possibilitando o decaimento do 16 N formado na água por meio da reação 16 O(n,p) 16 N. Cópias impressas sem a identificação CÓPIA CONTROLADA não são controladas e não devem ser utilizadas com propósito operacional. 5 de 31

O elemento combustível usado é do tipo MTR (Material Testing Reactor) com 18 placas planas contendo urânio enriquecido a 20%. O controle de reatividade do reator é feito por meio de três barras de segurança e uma barra de controle, do tipo lamina dupla, as quais são movimentadas no núcleo por um mecanismo de acionamento constituído de motores síncronos. As barras são sustentadas por magnetos que são desenergizados manual ou automaticamente, fazendo-as cair por ação da gravidade, desligando o reator. Duas câmaras de ionização não compensadas, uma câmara de ionização compensada e uma câmara de fissão fazem parte da instrumentação nuclear, que enviam sinais para a mesa de controle localizada na sala de controle. Também na sala de controle estão instalados os instrumentos de apoio à operação, relacionados abaixo: 1 Monitores de radiação de área, dutos e contaminação de ar; 2 Sistema de Alarmes de Radiação; 3 Comando das bombas dos circuitos primário e secundário e ventiladores das torres de resfriamento; 4 Comandos do Sistema de Ventilação e Exaustão de Ar-Condicionado; 5 Alarme de incêndio; 6 Quadro sinótico do Sistema de Resfriamento de Emergência; 7 Comando das válvulas de isolação do circuito primário; 8 Iluminação de emergência; 9 Indicação de condutividade de água da piscina e da água de reposição; 10 Sistema de análise de vibração dos mancais dos volantes de inércia; 11 Comunicação interna e externa. 12 Sistema de aquisição de dados O Sistema de Ventilação e Ar-Condicionado (SVAC) mantém o prédio depressurizado nas áreas com maior risco de contaminação em caso de acidente, tais como: Saguão da Piscina, Casa de Máquinas e Salão de Experimentos. Estas áreas estão isoladas do restante do prédio por antecâmaras. A qualidade da água da piscina do reator é mantida por sistemas de resinas trocadoras de íons, consistindo nos Sistemas de Tratamento e Retratamento da Água. O Sistema de Tratamento é utilizado para completar o nível de água da piscina com a pureza necessária aos níveis operacionais. O Sistema de Retratamento opera continuamente e tem como finalidade a manutenção da qualidade da água da piscina de maneira a minimizar os efeitos de corrosão e os níveis de dose de radiação na superfície da piscina. O fornecimento de energia elétrica é feito por meio da rede elétrica da concessionária local. No caso de uma eventual interrupção no fornecimento, um conjunto de quatro moto-geradores fornece energia elétrica aos sistemas vitais e essenciais. Os principais sistemas do reator enviam sinais à mesa de controle, por meio de uma cadeia de relés que compõem o Sistema de Intertravamento do circuito de segurança. Este circuito está ligado diretamente ao Sistema de Desligamento Automático do Reator (SCRAM), de maneira 6 de 31

que, se alguma anormalidade ocorrer durante o funcionamento do reator, haverá a abertura do respectivo contato do relé e conseqüente interrupção da corrente elétrica que alimenta os magnetos que sustentam as barras de controle e de segurança, provocando a queda destas por gravidade e o conseqüente desligamento do reator. As principais fontes de radiação devido à operação do reator IEA-R1 são: 1 Núcleo do Reator; 2 Atividades dos produtos de fissão, ativação e corrosão no circuito primário do reator; 3 Materiais radioativos estocados no reator; 4 Materiais irradiados no reator. O núcleo do reator é composto por 25 elementos combustíveis nucleares. Os elementos combustíveis atualmente em uso foram produzidos no Brasil e apresentam as características mostradas na Tabela 7.10-2. 7 de 31

Tabela 7.10-2 Dados gerais dos elementos combustíveis do reator IEA-R1. MATERIAL COMBUSTÍVEL Forma do combustível Dispersão em Al Dispersão em Al Dispersão em Al Composição química U 3 O 8 U 3 O 8 U 3 Si 2 Teor de urânio (gu/cm 3 ) 1,9 2,3 3,0 Fração em massa de urânio (%) 46,34 ± 0,02 50,00 ± 0,02 59,61 ± 0,02 Enriquecimento ( w / o ) 19,75 ± 0,22 19,75 ± 0,22 19,75 ± 0,22 PLACA COMBUSTÍVEL Massa de urânio (g) 49,61 ± 0,17 60,04 ± 0,25 78,71 ± 0,28 Massa de 235 U (g) 9,80 ± 0,11 11,86 ± 0,14 15,54 ± 0,18 Largura ativa (mm) 60,35 60,35 60,35 Comprimento ativo (mm) 590 ± 200 590 ± 200 590 ± 200 Material do revestimento ASTM 1060 ASTM 1060 ASTM 1060 Espessura do revestimento (mm) 0,38 0,38 0,38 Espessura do cerne (mm) 0,76 0,76 0,76 ELEMENTO COMBUSTÍVEL Número de placas combustíveis 18 18 18 Massa total de urânio (g) 892,98 ± 3,06 1080,72 ± 4,50 1416,78 ± 5,04 Massa total de 235 U (g) 176,40 ± 1,98 213,48 ± 2,52 279,72 ± 3,24 Distância entre placas (mm) 2,89 2,89 2,89 Largura canal refrigeração(mm) 66,90 66,90 66,90 Diâmetro Hidráulico do canal de resfriamento (mm) 5,54 5,54 5,54 Material da placa suporte e do bocal ASTM 6262 T6 ASTM 6262 T6 ASTM 6262 T6 Folga Média entre Elementos (mm) 1 1 1 Massa de um Elemento (kg) 5,4 5,5 5,9 ELEMENTO COMBUSTÍVEL DE CONTROLE Número de placas combustíveis 12 12 12 Massa total de urânio (g) 595,32 ± 2,04 720,48 ± 3,00 944,52 ± 3,36 Massa total de 235 U (g) 117,60 ± 1,32 142,32 ± 1,68 186,48 ± 2,16 Distância entre placas (mm) 2,89 2,89 2,89 Largura canal refrigeração(mm) 66,90 66,90 66,90 Diâmetro Hidráulico do canal de resfriamento (mm) 5,54 5,54 5,54 Material da placa suporte, do bocal e do dash-pot (amortecedor de queda) ASTM 6262 T6 ASTM 6262 T6 ASTM 6262 T6 Espessura da placa guia (mm) 1,52 1,52 1,52 Material da placa guia ASTM 6262 T6 ASTM 6262 T6 ASTM 6262 T6 Massa de um Elemento (kg) 7,2 7,3 7,5 8 de 31

As atividades dos produtos de Fissão, Ativação e Corrosão na água da piscina do reator estão apresentadas na Tabela 7.10-3. Tabela 7.10-3 Atividade média dos radionuclídeos na piscina do reator. Radionuclídeo Atividade (Bq) 24 Na 9,775E+09 58 Co 8,288E+08 60 Co 3,837E+09 131 I 2,510E+09 137 Cs 7,433E+07 137m Cs 7,034E+07 133 I 5,176E+07 99 Mo 2,849E+08 187 W 3,696E+08 132 Te 1,318E+08 239 Np 8,381E+08 132 I 1,358E+08 Além dos elementos combustíveis queimados, existem outros materiais e fontes que foram irradiados no núcleo do reator e que estão armazenados em tubos localizados no 1 o andar, conforme apresentado na Tabela 7.10-4. 9 de 31

N o do Storage Tabela 7.10-4 Materiais armazenados em tubos localizados no 1 o. andar Material Taxa de Dose (μsv/h) 1 Alvo de Pb 150 2 1 colimador de Pb, 3 alvo de enxofre, 1 alvo de carbono, 1 alvo de ferro, 1 alvo de melamina, 1 alvo de alumínio, 1 placa de alumínio (40cm x 5cm) 1270 3 suporte de mini-placas e suporte de Alumínio 400 * 4 4 pedaços do elemento refletor n. 27 5000 5 15 castelos com gemas irradiadas 4 6 Vazio --- 7 Material desconhecido --- 8 2 tarugos de 60 Co (1x1 No 1), 1 castelo de 192 Ir, 7 fontes de 192 Ir e 4 tarugos com fontes 8900 9 Vazio --- 10 castelo c/ fontes de irídio, urânio metálico 5020 11 1 fonte de 60 Co 100,0 * 12 Vazio --- 13 1 EIRA, hastes e partes de arranjos, Gresil, 4 EIRAS serrados (+ 2 miolos), 10 EIRAS (lixo n. 12, 13, 14, 15, 16, 17, 18, 19, 20, 35) 1000 14 1 Caixa de água e pedaço de guia de Alumínio 143,0 * 15 3 Câmaras de fissão RS-C3-2510 (R-3182, T4114 e T4157) 93% 60,0 * 16 11 EIFS (lixo n os 1, 2, 3, 4, 5, 6, 7, 8, 9, 10, 11) e 3 hastes p/ irrad. de agulhas (lixo n o 25) --- 17 02 Hastes fornos 20,0 * cada 18 plug do BH 10 1000 19 Vazio --- 20 corpos de prova e haste não identificada 1,7 * 21 a 27 Vazio --- 28 Elementos refletores n os 01, 30 e 41 18,2 * 29 Elementos refletores n os 36, 37 e 54 15,5 * 30 Elementos refletores n os 4, 33 e 40 25,0 * 31 Elementos refletores n o 8, 21 e 23 20,0 * 32 2 caixas d água 120,0 * 33 e 34 Vazio --- 35 Elementos refletores n os 14, 18 e 43 22,5 * 10 de 31

Tabela 7.10-4 Materiais armazenados em tubos localizados no 1 o. andar (continuação) N o do Storage Material Taxa de Dose (μsv/h) 36 1 castelo c/ peça triangular, TE, 1 castelo c/ 2 peças triangulares e 1 peça cilíndrica TE, alvo Pb c/ 2 peças quebrados, alvo de potássio, alvo s/ ident. 25380 (camisa de grafite), alvo s/ ident. (camisa de Al), 1 alvo de cálcio 37 Vazio 38 Elementos refletores n os 49, 53 e 58 15,0 * 39 Vazio --- 40 Elementos refletores n o 48, 51 e 60 7,5 * 1 castelo com 2 lâminas de ouro e 6 discos de 60 Co, 1 castelo com 1 disco de 60 Co quebrado, 1 castelo com fonte de Irídio n o 140 (rompido), 1 castelo com 3 discos de 60 Co, 1 castelo c/ 3 fontes de Ir (n o 228, 33, 64), 1 castelo c/ torpedo c/ fonte desconhecida, 1 castelo c/2 torpedos c/ fonte desconhecida, 1 castelo c/ 3 folhas de 60 Co com 60 mg cada, 1 castelo com 2 amostras de aço e 2 corpos de fonte n o 412, 416, 1 castelo c/ fonte Yb n o 26, 1 castelo c/ coelho c/tl 108, 04 peças metálicas 11205 1 blindagem colorado c/fonte desconhecida, 1 blindagem s/ tampa colorado c/ fonte desconhecida, 1 blindagem s/ tampa colorado c/ fonte desconhecida, 1 blindagem colorado c/ fonte desconhecida, 1 castelo c/ torpedo 500-32, 1 castelo c/ torpedo 500-37 36,5* (neutron)/ 1850,0 (gama) 42 Elemento refletor n o 59 e 1 guia de controle 20% 18,5 * 43 2 guias de controle 20% e 3 barras de controle dentro das guias de controle 315,0 * 44 2 coelhos grandes c/ enxofre (lixo n o 31), 2 elementos de irradiação de telúrio (lixo n o 34) e 1 plug suporte de irradiação de placas --- 45 castelos com fontes --- 46 Vazio --- 47 Vazio --- 48 1 coelho grande (lixo n. 29), 1 caixa d agua (lixo n.27), 4 pedaços cortados de EC s controle, 1 castelo com 4 cápsulas com material desconhecido, 1 castelo 116,4 com parafusos da barra de controle, 1 castelo com arames, material desconhecido 49 3 elementos A-20 (lixo n. 21, 22 e 23), 1 elementos A-80 (lixo n. 33), 2 caixa d agua (lixo n. 26 e 28) --- 50 2 fontes de nêutrons, 1 guia de barra, 1 EIRA, e 1 contra peso --- OBS: * em msv/h Outros dois lugares que armazenam materiais nucleares irradiados ou a serem irradiados são a própria piscina, onde existem vários elementos combustíveis queimados e o cofre que contém urânio enriquecido, elementos combustíveis novos e câmaras de fissão usadas. O controle deste material é feito pela Agência Brasileiro-Argentina de Contabilidade e Controle dos Materiais Nucleares (ABACC), que mantém a contabilidade destes materiais. 11 de 31

Os materiais que são irradiados no núcleo do reator e nos tubos colimadores variam de acordo com a demanda ou experimentos e são relacionados em relatórios mensais. Existem outras fontes radioativas pertencentes ao Centro que são utilizadas para calibração de equipamentos, partida do reator, etc. Essas fontes são controladas por procedimentos específicos do Centro. Radioisótopo Identificação Atividade em Bq Data de Fabricação Am Be 2 ci Am Be 2 Ci Am-Be B45-FNamn2144 3,7 G 17/08/1970 Am-Be B46-FN-amn2149 3,7 G 17/08/1970 Am-Be B47-Fnamn2166 37,0 G 17/08/1970 Am-Be B48-Fn-amn2179 37,0 G 17/08/1970 Am-Be FN-amn-2148 3,7 G 17/08/1970 Am-Be FN-amn2150 3,7 G 17/08/1970 Am-Be FN-amn2162 37 G 18/08/1970 Am-Be FN-amn2176 74 G 24/08/1970 Am-Be FN-amn2177 74 G 24/08/1970 Am-Be FN-amn2181 37 G 17/08/1970 Am-Be Am-S-18 2 mci 02/05/1996 Am-be 10 mci Am-Be 16 ci Am-Be 16 ci Ba 133 23,58 k 21/10/1987 Ba133 B26-FN120490-04 699 06/03/1990 Ba133 332 06/03/1990 Ba133 7542 06/03/1990 Ba133 669 06/03/1990 Ba133 3665 06/03/1990 Ba133 B31-FN120490-03 2855 06/03/1990 Ba133 300 06/03/1990 Ba133 7896 06/03/1990 Ba-133 G-3 RP-FNT-11 1283 06/03/1990 Ba-133 G-1 RP-FNT-12 74,7 06/03/1990 Ba-133 G-5 RP-FNT-13 7896 06/03/1990 Ba-133 G-4 RP-FNT-14 2885 06/03/1990 12 de 31

Radioisótopo Identificação Atividade em Bq Data de Fabricação Ba-133 P-5 RP-FNT-15 7542 06/03/1990 Bi-210 RP-FNT-08 0,7104 09/01/1952 Co-57 F57026 RP-FNT- 10 ~ 77K 01/08/1999 Co-60 RP-FNT-42 3700 08/02/1993 Co-60 RP-FNT-43 3,4 M 15/01/1974 Co-60 RP-FHT-45 0,18 M 01/04/1993 Co-60 RP-FNT-46 0,18 M 01/04/1993 Co-60? 01/04/1993 Co-60? 01/04/1993 Co-60 15,7 M 12/04/1993 Co-60 173,9k 01/04/1993 Co-60 31,9 K 01/04/1993 Co-60 RP-FNT-09 37 24/02/1976 Cs137 B40-FN 37169 576 K 01/04/1993 Cs-137 333 23/11/1987 Cs-137 BW/51/87 RP-FNT-01 333 K 1987 Eu-152 12,1? Eu-152? 01/11/1988 Eu-152 RP-FNT-06 7,4 27/10/1985 Ra-226 RP-FNT-44 0,6 M 17/03/1993 Ra-226 33,3K 23/11/1987 Ra-226 33,3 k 23/11/1987 Ra-226 33,3 k 23/11/1987 Ra-226 33,3 k 23/11/1987 Ra-226 Ra-226 Ra-226 336 M 336 M 336 M Ra-226 336 M 01/01/1968 Ra-226 184100 1,9 RP-FNT-02 Ra-226 184100 3,1 RP-FNT-03 33,3 K 33,3 K 13 de 31

Radioisótopo Identificação Atividade em Bq Data de Fabricação Ra-226 184100 2,7 RP-FNT-04 33,3 K Ra-Be B43-FN-N5-845 185 M 01/09/1970 Ra-Be B44-FN-N5-844 185 M 17/08/1970 U3O8 RP-FNT-05 344mg? 7.10.2.2 Características Gerais de Segurança Os critérios de segurança para o projeto e operação do reator consideram os seguintes aspectos: 1 Defesa em profundidade; 2 Utilização da análise de segurança como base de projeto; 3 Especificações de limites de operação e de segurança; 4 Identificação das funções de segurança necessárias; 5 Confiabilidade e disponibilidade dos sistemas relacionados com a segurança; 6 Garantia da qualidade; 7 Utilização de normas adequadas; 8 Realização do projeto considerando condições de acidente; 9 Proteção radiológica; 10 Proteção física; 11 Comissionamento; 12 Planejamento de emergência. Dentre desses aspectos, pode-se citar como extremamente importante, a defesa em profundidade, que é incorporada no projeto do reator de duas maneiras: 1 na forma de barreiras múltiplas de proteção contra liberação de material radioativo; 2 na forma de diferentes meios para garantir as três funções básicas de proteção, que são, desligamento e resfriamento do reator e contenção de materiais radioativos. Estas três funções básicas de proteção são garantidas por uma combinação de características inerentes de segurança, sistemas de proteção e de segurança apropriados e procedimentos administrativos e operacionais. No reator IEA-R1 podem-se citar os seguintes: 1 O núcleo possui três barras de segurança e uma barra de controle que penetram no núcleo por gravidade em caso de alguma anormalidade, inserindo cerca de 15.600 pcm de reatividade negativa. Além disto, o núcleo foi projetado para ter coeficientes de reatividade de temperatura negativos. 2 Um sistema de proteção que atua no circuito de desligamento do reator, cortando, sempre que necessário, a corrente que alimenta os magnetos responsáveis pelo acoplamento das barras de controle e segurança aos respectivos mecanismos de movimentação, fazendo 14 de 31

com que as barras de segurança e controle sejam imediatamente inseridas pela ação da gravidade. O sistema de proteção atua automaticamente, iniciando o processo de desligamento do reator sempre que uma das variáveis do sistema atinge um valor pré definido, e uma vez iniciado o processo é impossível evitar o desligamento do reator. 3 A estrutura da piscina é constituída por paredes de concreto de barita de espessuras maiores que 1.100 mm, reforçadas internamente por uma membrana de aço carbono e revestida com uma camada de aço inoxidável ( liner ) de 5 mm de espessura. 4 Um programa de testes periódicos, cuja finalidade é identificar falhas, garante a integridade física da estrutura de sustentação do núcleo, mantendo a sua geometria sempre de acordo com a projetada. 5 Programas de qualificação e de testes periódicos garantem a qualidade e a integridade dos elementos de combustível, na medida que identificam e portanto evitam falhas prematuras do encamizamento. 6 O acesso ao reator é feito por uma antecâmara. Um sistema de ventilação e exaustão mantém o prédio em depressão, obrigando que o ar passe por filtros de partículas e monitores de radiação. Um sistema de exaustão de emergência dotado de filtros de carvão ativado, além dos filtros de partículas, minimiza qualquer liberação de material radioativo em casos de acidentes. O interior do prédio é dividido em áreas quente e fria. Estas áreas estão isoladas por antecâmaras. 7 As bombas do circuito de resfriamento primário possuem volante de inércia, que mantém, pelo tempo necessário, uma vazão de água pelo núcleo, em caso de falha do motor elétrico e perda de energia elétrica. Esta vazão é suficiente para remover a potência residual do núcleo, até o início da remoção de calor por circulação natural. 8 Monitores de radiação estão colocados em pontos estratégicos do prédio do reator, sendo subdividos em monitores de área, monitores de dutos e monitores de ar do saguão da piscina. 9 Um sistema de resfriamento de emergência (SRE) na forma de um aspersor de água sobre o núcleo, atua no caso de um eventual esvaziamento da piscina, garantido o seu resfriamento e, portanto a sua integridade; 10 Quatro válvulas automáticas instaladas no circuito primário de resfriamento, duas na saída da água da piscina e duas no retorno da água na piscina, atuam isolando a piscina do restante do circuito no caso de ruptura da tubulação. 11 Um sistema de monitoramento do nível de água da piscina fornece um sinal para desligar o reator, fechar as válvulas de isolamento da piscina e acionar o SRE, em caso de esvaziamento da piscina. Todas estas ações são realizadas automaticamente em função do nível de água da piscina; 12 Um sistema de selagem das cápsulas de irradiação garante que não ocorre vazamento de água da piscina, através destes tubos, mesmo no caso de ruptura dos mesmos; 13 Um sistema de monitoramento da vibração das bombas do primário e do seu volante de inércia fornece informação que permite ao operador desligar o reator em situações anormais de operação das bombas. 15 de 31

14 Um sistema de proteção e combate a incêndio, que está projetado para minimizar os efeitos da ocorrência de incêndios e explosões internas e externas, é capaz de detecção e alarme de fogo e extinção de incêndio através de hidrantes e extintores portáteis. A sua utilização é decisão da Brigada de Incêndio, composta pelos funcionários do reator e orientada pelo Corpo de Bombeiros. 15 Um sistema de drenagem do prédio do reator garante o escoamento e armazenamento de qualquer líquido resultante de vazamento no prédio do reator. 16 Um plano de proteção física juntamente com restrição de acesso às áreas impróprias minimiza atos de sabotagem e vandalismo, garantindo a integridade física do reator IEA-R1. 17 Toda atividade de operação e manutenção realizada no reator IEA-R1 segue procedimentos específicos, de forma a garantir sua qualidade e minimizar falhas humanas. 7.10.2.3 Parâmetros Críticos Quanto aos Aspectos de Segurança A segurança do reator IEA-R1 foi avaliada e demonstrou ser adequada. Esta avaliação incluiu a identificação e análise da resposta do reator a todos os possíveis eventos iniciadores que influenciam a sua segurança e que podem levar a uma condição anormal de operação ou a um acidente. São limites impostos a variáveis importantes do processo como, por exemplo, a potência de operação, a temperatura do revestimento do combustível, os quais, se excedidos, irão causar a perda de integridade das barreiras físicas que impedem a liberação de radioatividade para o meio externo. No caso do reator IEA-R1, a barreira física é constituída pelo revestimento de alumínio das placas dos elementos combustíveis ( cladding ). Este revestimento poderá ser danificado pelos seguintes processos: 1 Elevação da Temperatura (fusão). 2 Corrosão 3 Danos Mecânicos. Em razão de não existir uma medida direta da temperatura na superfície das placas combustíveis, são utilizados sistemas que indiretamente limitam esta temperatura. O projeto do Reator IEA-R1 incorpora vários sistemas para impedir que os limites de segurança sejam atingidos, seja em condições normais de operação ou em condições de acidente. Fazem parte do Sistema de Proteção do Reator todos os canais que monitoram parâmetros relacionados com a segurança da instalação e que, conforme estabelecido na análise de segurança, permitem identificar situações em que deve ser providenciado o desligamento do reator. Fazem parte, também, o circuito de desligamento do reator, os dispositivos de sinalização e alarme e os dispositivos para acionamento manual do sistema. A Tabela 7.10-5 mostra a lista de parâmetros monitorados e os níveis que, uma vez atingidos, promovem a liberação das barras de controle/segurança. 16 de 31

Tabela 7.10-5 Sinais que causam desligamento do reator Variáveis analógicas Nível/condição de operação normal Nível/ Condição ajustada para desligamento do reator Vazão no circuito primário 3000 gpm 2700 gpm Alimentação elétrica das bombas do circuito primário de resfriamento do reator 440 Volts 400 Volts (subtensão) 480 Volts (sobretensão) ΔP no núcleo 2,4 Volts 2,0 Volts Potência nos canais de segurança 100% da pot.nominal 105% da pot. nominal Tensão de alimentação dos detectores dos canais de segurança 700 Volts 630 Volts Período do reator na condição de potência < 500 KW acima de 30 segundos 12 seg. Taxa de contagem no canal faixa-ampla com reator na condição de potência < 500 KW acima de 5 cps 5 cps Nível de água na piscina do reator 8,95 metros 8,60 metros Nível de radiação no saguão da piscina sobre a plataforma móvel do núcleo do reator <150 μsv/h 1500 μsv/h Nível de radiação no monitor de radiação no salão de experimentos da Física Nuclear <100 μsv/h 1500 μsv/h Temperatura da água na saída da piscina entre 37 e 42 o C 48,0 o C Desligamento manual contatos fechados contato aberto Canal de período em teste chave na posição - operate chave na posição calibrate Canais de segurança em teste chave na posição - operate chave na posição - trip test Qualquer barra de segurança/controle desacoplada de seu respectivo mecanismo de contato fechado contato aberto acionamento Qualquer BH aberto sem o devido bloqueio contato fechado contato aberto Válvula de convecção não acoplada à base do núcleo Ponte de sustentação do núcleo do reator destravada Válvula de isolamento da piscina do reator válvula acoplada (contato fechado) ponte travada (contato fechado) válvula aberta: microswitch fim de curso-posição aberta - fechado válvula desacoplada (contato aberto) ponte destravada (contato aberto) válvula não aberta: microswitch fim de cursoposição aberta - aberto Nível de água na piscina contato fechado contato aberto SCRAM do experimento CAFÉ contato fechado contato aberto Modo teste ativo (TESTE) contato fechado contato aberto 17 de 31

7.10.2.4 Instalações Radiativas As instalações radioativas ocupam o prédio 2 do CRPq, que é constituído por 3 andares, distribuídos como segue: a) Subsolo No subsolo estão instalados o Laboratório de Descontaminação Radioativa (LDR) e o tanque de retenção para efluentes radioativos das pias dos laboratórios do andar térreo. O LDR responde administrativamente ao Serviço de Radioproteção do ipen. Possui 4 laboratórios, cujas descrições e localizações estão apresentadas na Tabela 7.10-6 e Figura 7.10-4, respectivamente. Tabela 7.10-6. Descrição das Salas e Laboratórios que Ocupam o Subsolo do Prédio 2 do CRPq Sala Descrição 102 Lavanderia Ocupa uma área de 6,85mx13, 40m e está equipada com três máquinas de lavar, três secadoras, três centrífugas para roupa e três estantes para pendurar roupas. 103 Sala de Contagem ocupa uma área de 2,00mx1,50m e está equipada com um conjunto de dois detectores de bancada para alfa,beta e gama. Nesta sala estão armazenadas as fontes de calibração do laboratório: - 1 fonte de Co-60: 1uCi. - 3 fontes de Cs-137: 10.000 dpm (09/97); 0,6 uci (Eberlines/ data), eletrodepositada s/ dados (09/97). - 1 fonte de Sr-Y-90: 28.000dpm (02/08/85). - 1 fonte de Tc-99-12.300 dpm (fonte check source Tc 22) (s/ data). - 1 fonte de U-Th 5 (IPEN depositada em disco para medida em fluorímetro,s/outros dados). - 1 fonte de Th-230: 7,60 dpm 18 de 31

Tabela 7.10-6. Descrição das Salas e Laboratórios que Ocupam o Subsolo do Prédio 2 do CRPq (continuação) Sala Descrição 104 Sala de Descontaminação Ocupa uma área de aproximadamente 7,00mx 6,00me está equipada com uma bancada de serviço, uma estufa de secagem, duas capelas de exaustão e um tanque de aço inoxidável que têm seus efluentes recolhidos em dois tanques de decaimento externos ao prédio. Como equipamentos auxiliares para a descontaminação possui Lavadora a jato de alta pressão e aspirador industriais. 113 (parte) 106,107, 108 e 113 Laboratório Químico Ocupa uma área de cerca de 4,5mx4,5m e está equipado comum tanque de aço inoxidável que tem seu efluente recolhido em dois tanques de decaimento externos ao prédio, estufa de secagem e balança mecânica para pesagem de reagentes Área administrativa Inclue duas salas de pessoal (107 e 108), copa (106) e dois banheiros (parte de 113), ocupando cerca de 100m 2. Figura 7.10-4 Planta do Subsolo do Prédio 2 do CRPq Cópias impressas sem a identificação CÓPIA CONTROLADA não são controladas e não devem ser utilizadas com propósito operacional. 19 de 31

b) Piso Térreo No piso térreo estão instalados os laboratórios da Área de Pesquisa, Desenvolvimento e Ensino do CRPq, a saber: Laboratório de Análise por Ativação Neutrônica (LAN), Laboratório de Metrologia Nuclear (LMN), Laboratório de Espectrometria Nuclear (LEN), Laboratório de Interações Hiperfinas (LIH), Laboratório de Neutrongrafia (LNG) e Laboratório de Difratometria de Neutrons (LDN). Além destes laboratórios estão localizados neste andar o Laboratório de Preparação de Fontes Radioativas (LPFR), que responde administrativamente ao Centro de Tecnologia das Radiações (CTR), os laboratórios de preparação e medida por absorção atômica e salas de estudos para estudantes de graduação e pós graduação, conforme mostrado na Figura 7.10-5. 20 de 31

Figura 7.10-5 Planta do Andar Térreo do Prédio 2 do CRPq Cópias impressas sem a identificação CÓPIA CONTROLADA não são controladas e não devem ser utilizadas com propósito operacional. 21 de 31

Na tabela 7.10-7 é apresentada a descrição das salas e laboratórios que ocupam o andar térreo do Prédio 2 do CRPq. Tabela 7.10-7. Descrição das Salas e Laboratórios que Ocupam o Andar Térreo do Prédio 2 do CRPq Sala 121, 123, 124 e 155 125, 127, 128 e 130 Descrição Laboratório de Interações Hiperfinas (LIH) O laboratório é utilizado em pesquisa sobre estrutura eletrônica dos compostos químicos e ligas metálicas utilizado a técnica de correlação angular gama-gama perturbada. A técnica emprega núcleos radioativos introduzidos nas amostras como sonda para estudo de propriedades elétrica e magnética destas amostras. O laboratório é dividido em duas partes: Preparação de amostras e Medidas experimentais. O laboratório para preparação de amostras consiste em uma capela com exaustão para manuseio de substancias radioativas e outra sala com sistemas de vácuo, fornos de arco e fornos elétricos para preparação de ligas e tratamento térmico respectivamente. O laboratório de medidas possui como equipamento principal o espectrômetro gama constituído de quatro detectores cintiladores de BaF 2 com sistema eletrônico associado e sistemas criogênicos e minifornos para variar a temperatura da amostra (na faixa de 1.2 K a 1600 K). Os principais radionuclídeos manuseados são 111 In (t 1/2 =2.8d), 140 La (t 1/2 =40,2h) e 181 Hf (t 1/2 =42.4d). As atividades das fontes radiativas são da ordem de 20-50 μci. A permanecia média das amostras no laboratório varia de um mês ( 111 In e 140 La) a dois anos ( 181 Hf ) guardados dentro de blindagem de chumbo apropriado. Laboratórios de Análise por Ativação Neutrônica (LAN) Estas salas abrigam sistemas de espectrometria gama constituídos por detectores de Germânio Hiperpuro (GeHP) associado a sistema eletrônico apropriado e analisador multicanal utilizados para a medida de amostras ativadas com nêutrons no reator IEA-R1. 129 Nesta sala está instalado o terminal de uma das estações pneumáticas para irradiação das amostras no reator IEA-R1 (Estação 4) utilizado para realizar irradiações de duração inferior a 30 minutos. Este sistema está atualmente sendo reformado. 22 de 31

Tabela 7.10-7. Descrição das Salas e Laboratórios que Ocupam o Andar Térreo do Prédio 2 do CRPq (continuação) Sala 132 a 141 e 226 Descrição Laboratórios de Análise por Ativação Neutrônica (LAN) Trata se de um conjunto de laboratórios usados para manipulação de amostras envolvendo materiais radioativos ou não, relacionadas a utilização da técnica de análise por ativação com nêutrons. Contêm infraestrutura apropriada como capelas com exaustão, bancada de trabalho com pias, salas de balanças e sistema de coleta de efluentes radioativos. As amostras a serem medidas contêm um grande número de radionuclídeos característico de cada amostra, sendo a atividade total da ordem de 20-100 μci. Aproximadamente 100 150 amostra são analisadas por mês. O tempo médio de permanecia das amostras irradiadas no laboratório é de 1 mês. Após este período o material irradiado é descartado como rejeito radioativo sólido. 142 Corredor de comunicação com o primeiro andar do prédio do reator. As amostras irradiadas que se destinam, principalmente, ao LAN são entregues por meio desta comunicação. Por meio deste corredor também é acessada uma das estações pneumática de irradiação, atualmente desativada. Este corredor é mantido trancado, sendo o acesso ao mesmo permitido somente a pessoas autorizadas. 143 Nesta área estão instaladas capelas com dispositivos para abertura de cápsulas de alumínio submetidas à irradiação no reator IEA-R1 e equipamentos utilizados no tratamento de amostras pré e/ou pós irradiação, almoxarifado para reagentes químicos utilizados pelo LAN, balança analítica utilizada na preparação de fontes radioativas pelo LMN. 23 de 31

Tabela 7.10-7. Descrição das Salas e Laboratórios que Ocupam o Andar Térreo do Prédio 2 do CRPq (continuação) Sala Descrição 144 e 145 Laboratório de Produção de Fontes Seladas Este Laboratório responde administrativamente ao Centro de Tecnologia das Radiações (CTR), sendo responsável pela produção de fontes seladas de irídio- 192 para gamagrafia industrial com atividades entre 20 a 150 Curies, com a finalidade de atender ao mercado consumidor; fontes seladas de cobalto-60, com atividades de até 500 milicuries, para medidores e calibradores de nível e outras fontes de interesse industrial. Com exceção das fontes de irídio-192, as quais são montadas a partir de material radioativo importado da MDS Nordion, nas demais fontes são utilizados materiais radioativos nacionais produzidos no reator IEA-R1. A linha de produção de fontes seladas é constituída por uma cela principal (Cel-1) e por três secundárias (Cel-2, 3 e 4) de dimensões padronizadas, revestidas com uma blindagem de 100 mm de espessura de chumbo. Estão dispostas lado a lado e interligadas por portas de chumbo estanques com transferidores de material. Cada cela possui na parte traseira uma porta de chumbo também estanque, com um sistema de alarme elétrico. Não há dispersão de material radioativo para fora das celas, pois os seus interiores são mantidos a 15 mmhg de depressão. O LPFS possui ainda: - Conjunto de detectores G.M., com ratemeter dotado de alarme, para monitoração de área, corpo, mãos e pés dos trabalhadores (D-1); - Conjunto de detectores G.M., com ratemeter dotado de alarme, para monitoração de área e entrada/saída de fontes (D-2) e - Conjunto constituído de G.M. e ratemeter, para medida de atividades dos resíduos obtidos nos testes de estanqueidade (D-3). 149 e 150 Laboratório de Espectroscopia Nuclear (LNM) Este laboratório é usado para pesquisa básica e aplicada na área de física nuclear. Especificamente são realizados estudos para determinação da estrutura nuclear a baixas energias por meio de decaimento beta e gama dos núcleos radioativos. As fontes radioativas para estudos são produzidas geralmente pela irradiação com nêutrons térmicos no reator IEA-R1 ou por meio de reações nuclear induzidas por partículas carregadas nos aceleradores de partículas. O laboratório é equipado com vários detectores de germânio hiperpuro (GeHP) com alta resolução em energia e diversos tipos de detectores cintiladores para medidas de espectro gama simples e medidas de correlação angular gama-gama e beta-gama. A atividade das fontes radioativas manuseadas neste laboratório é da ordem de 20-50 μci. Um grande número de adionuclídeos são manuseados neste laboratório porém as meias vidas das fontes radioativas em geral são da ordem de horas ou alguns dias. 24 de 31

Tabela 7.10-7. Descrição das Salas e Laboratórios que Ocupam o Andar Térreo do Prédio 2 do CRPq (continuação) Sala Descrição 152 e 153 Laboratório de Metrologia Nuclear (LMN) É um laboratório destinado a pesquisa, desenvolvimento e prestação de serviço nas áreas de metrologia nuclear e medidas de fluxo de nêutrons. São utilizadas diversas técnicas nucleares para determinação experimental de atividade absoluta das fontes radioativas chamadas fontes radioativas padronizadas. O fluxo de nêutrons no reator nuclear é determinado pela técnica de ativação de folhas ou fios metálicos. O laboratório é dividido em duas partes: Preparação das fontes radiativas e medidas experimentais. O laboratório de preparação de amostra consiste em uma capela com exaustão para manuseio de amostras radioativas, balança gravimétrica de alta precisão e sistema alto vácuo para preparação de filmes finos. O laboratório de medidas possui vários tipos de sistemas para detecção e medidas de radiações β, γ e α. O laboratório manuseia um grande número de radionuclídeos, tais como: 133 Ba, 137 Cs, 57 Co, 60 Co, 241 Am, 152 Eu. A atividade das fontes varia de alguns μci a alguns mci dependendo da aplicação. As soluções com altas atividades são armazenadas nas blindagens apropriadas na sala 143. O laboratório fornece vários tipos de fontes radioativas padronizadas para laboratórios de pesquisas, clinicas e hospitais que praticam medicina nuclear. c) Primeiro Andar No primeiro andar estão localizados as Gerências Adjuntas para Operação e Manutenção do Reator e Serviços e Aplicações, os escritórios dos funcionários destas Áreas, salas de estudos de alunos de graduação e pós graduação, laboratórios de eletrônica e de preparação de amostras. Neste andar estão localizados também o acesso ao Acelerador Van de Graaff, que responde administrativamente ao Centro de Engenharia Nuclear (CEN) e o acesso principal ao Prédio do Reator IEA-R1, por meio Sala de Controle de Acesso. A localização e descrição das salas e laboratórios que ocupam o primeiro andar do Prédio 2 do CRPq são apresentadas na Figura 7.10-6 e Tabela 7.10-8, respectivamente. 25 de 31

Figura 7.10-6 Planta do Primeiro Andar do Prédio 2 do CRPq Cópias impressas sem a identificação CÓPIA CONTROLADA não são controladas e não devem ser utilizadas com propósito operacional. 26 de 31

Tabela 7.10-8. Descrição das salas e laboratórios que ocupam o primeiro andar do Prédio 2 do CRPq Sala 1 e 6 Descrição Gerências Adjuntas para Operação e Manutenção do Reator (CRO) e Aplicações e Serviços (CRA), respectivamente. 2 Secretaria 9i 20 e 21 Laboratório de Química Laboratório Van de Graaff Nestes laboratórios estão instalados sistemas de medida, de aquisição de dados, de controle do acelerador e bancada para teste de equipamentos. Estas instalações respondem administrativamente ao Centro de Energia Nuclear (CEN). 28 Laboratório de Eletrônica Área de Operação e Manutenção do Reator 38A Laboratório de Selagem de Cápsulas para Irradiação 159 e 160 Laboratório de Eletrônica Área de Pesquisa, Desenvolvimento e Ensino 18 e 37 Sala de reuniões e de seminários, respectivamente 3 a 17, 22 a 35, 161 a 170 Escritórios de funcionários e salas de estudos de alunos 36 Sala de documentação do Sistema de Gestão da Qualidade C e 303 Copas d) Acelerador Van de Graaff O acelerador Van de Graaff é um gerador de nêutrons produzido pela High Voltage Engineering Corporation, modelo Positive Ion Accelerator PN-400, Número de série 1018 e emite nêutrons de 14 MeV, ocupa o prédio 6 (Figura 7.10-1) e responde administrativamente ao Centro de Engenharia Nuclear (CEN). e) Fontes Radioativas Estas instalações possuem uma série de fontes radioativas que são utilizadas para calibração de equipamentos e experimentos diversos. Estas fontes estão listadas na Tabela 7.10-9. 27 de 31

Tabela 7.10-9 Fontes Radioativas Radioisótopo Identificação Atividade em kbq Data de Fabricação Am-241 41015 38,8 Am-241 41014 38,1 Am-241 59005 ~1,7uCi 23/9/1987 Am-241 59007 1,70uCi 02/07/1981 Am-241 59008 55,9 02/03/1989 Am-241 11100 ~1 29/3/1990 Am-241 12014 <10 Am-241 <10 Am-241 ~100 Am-241 300 Am-241 E-20 <10 Am-241 E-34 <10 Am-241 E-39 <10 Am-241 E-37 <10 Am-241 E-40 <10 Am-241 E-14 <10 Am-241 287 01/01/1981 Ba-133 56004 3,44uCi 02/07/1981 Ba-133 33011A ~10 Ba-133 ~10 Ba-133 33026A ~100 Ba-133 33025A ~100 09/05/2003 Ba-133 33023A ~100 09/05/2003 Ba-133 33022A ~100 09/05/2003 Ba-133 ~100 Ba-133 177 01/01/81 C-14 14003 <10 C-14 14002 <10 Ca-137 410 01/01/81 Ca-45+ Co-60 V2N ~10 Ca-45+ Co-60 V1N ~10 Ca-45+ Co-60 ~10 Cd-109 92599 4,016uCi 07/11/2000 Cd-109 ~100 Ce-139 81500 1.134uCi 26/09/2000 Co-57 57044 27,2 01/08/2001 Co-57 57051 43,9 07/05/2003 Co-57 57052 45,8 07/05/2003 28 de 31

Tabela 7.10-9 Fontes Radioativas (continuação) Radioisótopo Identificação Atividade em kbq Data de Fabricação Co-57 57053 29,3 07/05/2003 Co-57 57043 18,2 Co-57 57045 26,5 Co-57 57032 112 Co-57 57039 77,6 Co-57 57042 25,2 Co-57 57031 114 Co-60 60084 6,57 Co-60 60085 6,77 Co-60 60055 6,97 Co-60 60015 112 22/05/1989 Co-60 56027 160 02/11/1988 Co-60 60015 112 22/05/1989 Co-60 60049 23,9 Co-60 60013 ~7,7 uci 23/09/1987 Co-60 60054 7,27 Co-60 11,3 uci 01/12/1973 Co-60 6,42 uci 01/01/1973 Co-60 60051 11,28 Co-60 ~10 Co-60 60056A ~10 Co-60 60037 ~1 Co-60 60040A ~1 Co-60 ~100 Co-60 ~100 1997 Co-60 ~1 06/11/2001 Co-60 ~100 Co-60 M02 ~10 07/05/03 Co-60 380 01/01/81 Cs-134 500 05/05/2002 Cs-137 5,51 uci 01/12/1973 Cs-137 9,93 uci 01/12/1973 Cs-137 0,430 uci 01/02/1973 Cs-137 0,085 uci 01/02/1972 Cs-137 37044 75,2 Cs-137 Model RT-2 0,492uCi 18/02/1960 Cs-137 F2B, MJ ~0,025uCi 12/02/1968 Cs-137 F1A, MJ ~0,01uCi 12/02/1968 29 de 31

Tabela 7.10-9 Fontes Radioativas (continuação) Radioisótopo Identificação Atividade em kbq Data de Fabricação Cs-137 F3B, MJ ~0,05uCi 12/02/1968 Cs-137 F2A, MJ ~0,025uCi 12/02/1968 Cs-137 F4B, MJ ~0,1uCi 12/02/1968 Cs-137 F1B, MJ ~0,01uCi 12/02/1968 Cs-137 F3A, MJ ~0,05uCi 12/02/1968 Cs-137 37059A ~100 Cs-137 ~100 Cs-137 ~100 Eu-152 52029 8,59 Eu-152 52032 82,1 Eu-152 52033 83,4 Eu-152 ~10 Eu-152 52015 ~100 Eu-152 ~10 Eu-152 ~10 Eu-152 ~100 Eu-152 ~100 Eu-152 400 01/01/81 H-3 500 1989 Ho-166m 400 08/05/2002 Ir-192 10917 <1 Ir-192 ~100 19/10/1997 Mn-54 90500 998,313nCi 26/09/2000 Mn-54 150 07/07/2003 Na-22 ~10 Na-22 ~100 Pb-210 ~10 Sr-90 ~10 Tl-204 96 08/05/2002 Y-88 88004 10,3 03/11/1998 Y-88 88005 10,8 03/11/1998 Zn-65 94599 981,032nCi 07/11/2000 Zn-65 ~100 01/10/2002 7.10.2.5 Características Gerais de Segurança As principais características de segurança apresentada nesta instalação são as blindagens estruturais fixas e móveis e as caixas com luvas e capelas com exaustão. Dentre esses aspectos, pode-se citar como extremamente importante, a defesa em profundidade, que é incorporada no projeto da instalação de duas maneiras: 30 de 31

1 na forma de barreiras múltiplas de proteção contra liberação de material radioativo e os níveis de radiação; e 2 na forma de diferentes meios para garantir as funções básicas de proteção relacionadas com os níveis de radiação e a contenção de materiais radioativos. Estas funções básicas de proteção são garantidas por uma combinação de características inerentes de segurança, sistemas de proteção e de segurança apropriados e procedimentos administrativos e operacionais. Basicamente, as características de segurança estão correlacionadas principalmente com os desvios de procedimentos, sendo que em condições normais de operação a instalação é segura. Dentre os principais aspectos de segurança que visam manter a integridade das instalações podemos citar: 1 Blindagem da instalação evitando a fuga de radiação; 2 Controle de acesso aos prédios; 3 Sistema de ventilação e exaustão que obriga o ar a passar por filtros de partículas; 4 Interior dos prédios divididos em áreas supervisionadas, controladas e livres, isoladas por barreiras físicas; 5 Pontos, nos quais são feitas monitoração pessoal, descontaminação e troca de roupas, antes do acesso ou saída dos trabalhadores das áreas controladas; 6 Detectores de radiação posicionados em pontos estratégicos. 7.10.2.6 Parâmetros Críticos Quanto aos Aspectos de Segurança As áreas nestes locais podem dar origem a uma ocorrência cuja falha acarreta a exposição a feixes de radiação ionizante ou a contaminação radioativa. Não existem parâmetros operacionais críticos, restando apenas limites operacionais para vários parâmetros. As áreas classificadas são demarcadas e sinalizadas. Considerando que as blindagens de contenção são adequadas, o sistema de monitoração destina-se à correção de falhas operacionais ou desvios de procedimentos, sendo que em condições normais de operação a instalação é segura, qualquer que seja o regime operacional. Revisão Elaborado Aprovado Data 00 GT Xx/xx/2006 31 de 31