PEDRO JULIO BATISTA DE O. NISHIYAMA
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Resumo IPEN-doc 16215 Analises neutronica, termo-hidraulica e de seguranca de dispositivos para irradiacao de alvos tipo LEU de UAlsub(x)-Al e U-Ni para producao de Mo-99 nos reatores IEA-R1 e RMB2010 - DOMINGOS, DOUGLAS B.; NISHIYAMA, PEDRO J.B. de O.; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO; YAMAGUCHI, MITSUOArtigo IPEN-doc 17034 Comparison of low enriched uranium (UAlx-Al and U-Ni) targets with different geometries for the production of molybdenum-99 in the RMB2011 - DOMINGOS, DOUGLAS B.; SILVA, ANTONIO T. e; JOAO, THIAGO G.; SILVA, JOSE E.R. da; ANGELO, GABRIEL; FEDORENKO, GIULIANA G.; NISHIYAMA, PEDRO J.B. de O.Artigo IPEN-doc 16916 Low enriched uranium UAlsub(x)-Al targets for the production of molybdenum-99 in the IEA-R1 and RMB reactors2011 - DOMINGOS, DOUGLAS B.; TEIXEIRA e SILVA, ANTONIO; JOAO, THIAGO G.; SILVA, JOSE E.R. da; NISHIYAMA, PEDRO J.B. de O.Dissertação IPEN-doc 18599 Análises neutrônica e termo-hidráulica de um dispositivo para irradiação de alvos tipo LEU de UAlsub(x-)Al para produção de sup(99)Mo no reator IEA-R12012 - NISHIYAMA, PEDRO J.B. de O.Tecnécio-99m (99mTc), o produto de decaimento do molibdênio-99 (99Mo), é um dos radioisótopos mais utilizados na medicina nuclear, abrangendo cerca de 80% de todos os procedimentos de radiodiagnóstico médico pelo mundo. Atualmente o Brasil necessita de uma quantidade de aproximadamente 450 Ci de 99Mo por semana. Devido à crise e à escassez em seu fornecimento que vem sendo observada no cenário mundial desde 2008, o IPEN decidiu desenvolver um projeto próprio para produção de 99Mo através da fissão do urânio-235. O objetivo deste trabalho de dissertação foi desenvolver cálculos neutrônicos e temo-hidráulicos para avaliar a segurança operacional de um dispositivo para produção de 99Mo a ser irradiado no núcleo do reator IEA-R1. Neste dispositivo serão alojados dez alvos do tipo dispersão de UAlx-Al com baixo enriquecimento de urânio (LEU) e densidade de 2,889 gU/cm³. Para o cálculo neutrônico foram utilizados os programas computacionais HAMMER-TECHNION e CITATION e as temperaturas máximas atingidas nos alvos foram calculadas com o código MTRCR-IEAR1. Os cálculos demonstram que a irradiação do dispositivo deverá ocorrer sem consequências adversas à operação do reator. A quantidade total de 99Mo foi calculada com o programa SCALE e considerando que o tempo necessário para o processamento químico e recuperação do 99Mo será de cinco dias após a irradiação, teremos disponível para distribuição uma atividade de 99Mo de 176 Ci para 3 dias de irradiação, 236 Ci para 5 dias de irradiação e 272 Ci para 7 dias de irradiação dos alvos.