ANTONIO ALVES DE FREITAS

ANTONIO ALVES DE FREITAS

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Decommissioning of uranium pilot plants at IPEN-CNEN/SP: facilities dismantling, decontamination and reuse as new laboratories for strategic programs
2016 - LAINETTI, PAULO E. de O.; FREITAS, ANTONIO A. de; VASQUES, FRANCISCO M.F.; FERREIRA, ROBSON de J.; COTRIM, MARYCEL E.B.; PIRES, MARIA A.F.
From beginning of 90’s, the Brazilian nuclear policy has been changed radically. This determined the interruption of most R&D fuel cycle activities and the facilities shutdown at Nuclear and Energetic Research Institute (IPEN). The existence of those facilities also implicated in the need of constant surveillance, representing additional obligations, costs and problems. The reasons to promote the dismantling of the IPEN’s Nuclear Fuel Cycle Pilot Plants elapsed mainly from the need of physical space for new activities, since the R&D in the nuclear fuel cycle area were interrupted. In the last decade, IPEN has changed its “nuclear profile” to a “comprehensive and multidisciplinary profile”. With the end of most nuclear fuel cycle activities, the former facilities were distributed in four different centers. Each center has adopted a different strategy and priority to face the D&D problem. The available resources depend on the specific program in each area’s development (resources available from other sources, not only from Brazilian National Nuclear Energy Commission (CNEN). One of those new activities is the IPEN’s Environmental Program. This paper describes the procedures, problems faced and results related to the reintegration of the former pilot plant areas as new laboratories of the Chemical and Environmental Technology CenterCQMA of the IPEN.
Status report on thechnical progress for LEU-based sup(99)Mo production at IPEN-CNEN/SP, Brazil - Modified Cintichem process
2015 - OSSO JUNIOR, J.A.; DIAS, C.R.B.R.; TEODORO, R.; CATANOSO, M.F.; BRAMBILLA, T.P.; POZZO, L.; SQUAIR, P.; FUKUMORI, N.; CARVALHO, F.M.S.; ZINI, J.; CAMILO, R.L.; FORBICINI, C.; YAMAMURA, M.; ARAUJO, I.C.; FREITAS, A.A.; CARVALHO, E.U.; DURAZZO, M.; SILVA, A.M.; PIRES, M.A.; MARUMO, J.T.; DELLAMANO, J.C.; MENGATTI, J.; PERROTTA, J.A.
Review of brazilian activities related to the thorium fuel cycle and production of thorium compounds at IPEN-CNEN/SP
2014 - LAINETTI, PAULO E. de O.; FREITAS, ANTONIO A. de; MINDRISZ, ANA C.
Decommissioning of nuclear fuel cycle facilities in the IPEN-CNEN/SP
2008 - LAINETTI, P.E. de O.; FREITAS, A.A. de; MINDRISZ, A.C.; CAMILO, R.L.
Comportamento de adsorção nas aluminas ácida e neutra para o processo de purificação de 99Mo de fissão
2010 - YAMAURA, M.; FREITAS, A.A.; FORBICINI, C.A.L.G. de O.; CAMILO, R.L.
O 99Mo é o radioisótopo mais utilizado na medicina nuclear, dado ao seu produto de decaimento, o Tecnécio-99m, um radiofármaco empregado em mais de 80% dos exames de diagnósticos, especialmente cardiológicos e oncológicos. Desde 2009, a produção de geradores de Mo-99/Tc-99m sofre uma crise mundial de fornecimento. A matéria-prima o 99Mo é produzido, principalmente, por fissão do 235U no reator em alvos de urânio, e tornou-se escasso após a parada dos reatores canadense e holandês por problemas técnicos desencadeando a crise. Os dois reatores respondem por 64% da produção mundial. Para suprir a demanda, ainda que parcialmente, atualmente, o Brasil importa o 99Mo da Argentina, África do Sul e Israel. O MCT e a CNEN investem na construção de um reator de pesquisa adequado à produção de 99Mo de fissão e o IPEN/CNEN desenvolve a tecnologia de produção de 99Mo. O processo de separação do 99Mo de fissão inicia-se com a dissolução dos alvos de urânio após a irradiação no reator. A solução resultante passa por uma série de colunas cromatográficas que permite uma descontaminação gradativa de outros constituintes até a obtenção do 99Mo com alta pureza química e radioquímica para uso em medicina nuclear como gerador de Tc-99m. Este trabalho é parte da pesquisa de desenvolvimento da tecnologia de produção de 99Mo a partir de alvos de urânio cuja dissolução ácida e dissolução básica estão sendo investigadas no IPEN/CNEN-SP. O objetivo deste trabalho é avaliar o comportamento de adsorção de molibdênio por aluminas ácida e básica de solução proveniente da dissolução, visando a sua utilização em coluna cromatográfica no processo de purificação. Estudou-se a cinética de adsorção, a influência do pH e avaliou-se a isoterma de equilíbrio de adsorção. A solução de Mo foi obtida da dissolução de Na2MoO4.2H2O em água destilada. O 99Mo foi fornecido pelo Centro de Radiofarmácia (CR/IPEN). As aluminas ácida e neutra foram fornecidas pelo CR/IPEN e utilizadas sem qualquer pré-tratamento ou condicionamento. O ensaio de adsorção foi realizado colocando-se 1 mL da solução de Mo, contendo o 99Mo, em contato com 50 mg de alumina. Após agitação, o sobrenadante foi retirado e submetido a leitura de contagem gama em 739 keV no detector de Ge. O modelo de cinética que melhor se ajustou foi pseudo-segunda ordem para as duas aluminas. Em alumina ácida, a adsorção aumentou com o aumento de pH atingindo uma remoção maior do que 99% no intervalo de 1,0 a 10,0. Em alumina neutra, a máxima adsorção foi encontrada em pH 0,7. Em pH menores e maiores a adsorção diminuiu. Quanto à isoterma de equilíbrio, a alumina ácida seguiu o modelo de Langmuir atingindo saturação estimada em 2 a 3 mg.g-1. Para a alumina neutra, até a concentração de Mo estudada, não se atingiu a saturação. As duas aluminas podem ser utilizadas na purificação de 99Mo com alto rendimento de adsorção, porém a alumina ácida diferencia-se por ser aplicável tanto em solução ácida como básica de 99Mo, entre pH 1,0 e 10,0.
Studies on the separation of 99Mo from nitric acid medium by alumina
2010 - YAMAURA, M.; FREITAS, A.A.; YAMAMURA, A.P.G.; TANAKA, R.M.N.; FORBICINI, C.A.L.G. de O.; CAMILO, R.L.; ARAUJO, I.C.
99mTc, the product of radioactive decay of 99Mo, is one of the most used radioisotopes in nuclear medicine. The 99Mo is produced mainly by fission of 235U targets HEU or LEU. After the dissolution of uranium targets, chemical process for the separation and purification is performed in chromatographic columns. This work presents a study on the behavior of 99Mo removal by adsorption on acid and neutral alumina from nitric acid, which is the dissolution reagent for LEU targets in the Modified Cintichem Process. Adsorption kinetics in solution of HNO3 and the influence of pH were investigated. It was also evaluated the adsorption of 99Mo from nitric solutions containing uranyl ions.
Efeito do pH e concentração na adsorção de Mo nas aluminas
2012 - YAMAURA, M.; DAMASCENO, M.; FREITAS, A.A.; EGUTE, N.S.; HOLLAND, H.
Estudo do tratamento de um residuo de torio e terras raras por cromatografia de extracao
2005 - ZINI, J.; ABRAO, A.; CARVALHO, F.M.S.; FREITAS, A.A.; SCAPIN, M.A.
Transformacao via peroxido de um hidroxido bruto de torio em nitrato para camisas de lampiao
2002 - FREITAS, A.A.; CARVALHO, F.M.S.; FERREIRA, J.C.; ABRAO, A.
Review of brazilian activities related to the thorium fuel cycle and production of thorium compounds at IPEN-CNEN/SP
2013 - LAINETTI, PAULO E.O.; FREITAS, ANTONIO A.; MINDRISZ, ANA C.