Navegação Teses por assunto "molybdenum 99"

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  • IPEN-DOC 14190

    SUZUKI, KATIA N. . Estudos de tecnicas de concentracao da atividade de sup(99m)Tc eluido de geradores de sup(99)Mo/sup(99m)Tc tipo gel / Studies of techniques for the post-elution concentration of 99mTc obtained from gel type 99Mo/99mTc generators . 2009. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 180 p. Orientador: Joao Alberto Osso Junior. DOI: 10.11606/T.85.2009.tde-17112009-104831

    Abstract: Uma média de 80 % dos radiofármacos usados nas clínicas são marcados com 99mTc por suas propriedades físicas adequadas e fácil obtenção através de geradores de 99Mo/99mTc. A Diretoria de Radiofarmácia (DIRF) do IPEN-CNEN/SP desenvolveu um gerador cromatográfico tipo gel de MoZr com 99Mo produzido pela da reação 98Mo(n,)99Mo que ocorre no reator Nuclear IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. O gel é composto de molibdato de zircônio com volume de eluição de 12 mL com uma atividade de 11100 MBq (300 mCi) produzindo uma concentração radioativa de 925 MBq (25 mCi)/mL. O gerador de fissão produz uma concentração radioativa maior, de 1850 MBq (50 mCi)/mL. Pretende-se com esse trabalho desenvolver um gerador 99 Mo/99mTc tipo gel com a qual se possa eluir 99mTc obtendo-se uma concentração radioativa adequada para atender a demanda de mercado sem perder a qualidade. Foram desenvolvidos dois tipos de sistemas de concentração o único e o em série. O sistema mais adequado para o gerador de 99Mo/99mTc do tipo gel de MoZr estéril e automatizado à vácuo foi o sistema de concentração em série utilizando o cartucho Dionex 2,5 cc/QMA. O gerador de gel é eluído com 10 mL de solução de NaCl 0,1 % sendo o pertecnetato retido no cartucho aniônico QMA e eluído com 4 mL de solução de NaCl de 0,9 %. O processo dura no máximo 30 minutos. A eficiência de eluição do sistema de concentração foi de 90 %. No início de 2009 aconteceu uma crise mundial do abastecimento de 99Mo fazendo com que surgisse a necessidade do desenvolvimento de tecnologias alternativas para a produção de geradores de 99Mo/99mTc utilizando 99Mo produzido por fissão ou o desenvolvimento de um método adequado para estender a vida útil deste gerador. Os resultados deste trabalho mostraram que é possível utilizar o mesmo sistema de concentração desenvolvido para o gerador de gel, o que levará a um fator de concentração de 3 para o 99mTc eluído.

    Palavras-Chave: nuclear medicine; radiopharmaceuticals; radioisotope generators; molybdenum 99; technetium 99; gels; chromatography; fission products; iear-1 reactor; radioecological concentration; quality control

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  • IPEN-DOC 09823

    NIETO, RENATA C. . Estudos do efeito da irradiacao em um reator nuclear, de alvos contendo Mo utilizados para o preparo do gel de sup(99)Mo, material constituinte dos geradores de sup(99)Mo-sup(99m)Tc. 2004. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 88 p. Orientador: Joao Alberto Osso Junior.

    Palavras-Chave: molybdenum 99; isotope production; gels; targets; reactors; radiation effects; radioisotope generators; technetium 99; nuclear medicine

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  • IPEN-DOC 01534

    ACAR, MARIA E.D. . Gerador de Mo-99 Tc-99m - Estudo de seu desempenho e qualidade. 1987. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 60 p. Orientador: Constancia Pagano Goncalves da Silva.

    Palavras-Chave: molybdenum 99; performance; quality assurance; radioisotope generators; technetium 99; performance; quality assurance

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  • IPEN-DOC 19886

    REGO, MARIA E. de M. . Gestão dos rejeitos radioativos gerados na produção de 99Mo por fissão nuclear / Management of radioactive waste from 99Mo production by nuclear fission . 2013. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 139 p. Orientador: Goro Hiromoto. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-16122013-113937

    Abstract: O Brasil planeja construir uma planta de produção do 99Mo por fissão do 235U, devido à crescente utilização deste radioisótopo no setor de medicina nuclear. Neste trabalho buscou-se estimar as características físico-químicas e radiológicas dos rejeitos radioativos que serão gerados em tal instalação, além de fornecer subsídios teóricos a serem utilizados na definição do gerenciamento desses rejeitos. Estabelecidos dois cenários de produção para este projeto e utilizando-se o código Scale®, foram calculados os inventários radioisotópicos dos fluxos de rejeitos. Considerando-se o processamento químico dos alvos de urânio, foi possível caracterizar os rejeitos a partir de suas características químicas e radiológicas. Utilizando-se o software MicroShield®, determinou-se então as concentrações de atividade desses rejeitos em até 3 meses de produção. Este trabalho ainda apresenta o cálculo das taxas de dose variando-se tanto a espessura da blindagem, a ser utilizada numa embalagem para transporte in-site, quanto a quantidade de rejeito líquido retido em tal embalagem. Os radionuclídeos responsáveis pela maior parcela da dose de radiação foram identificados de forma a facilitar a determinação do método mais apropriado para o gerenciamento dos rejeitos após sua separação e antes de seu armazenamento. Os resultados aqui apresentados constituem uma compilação inicial do que é esperado em termos de rejeitos radioativos líquidos numa planta produtora de 99Mo e podem auxiliar no desenvolvimento do plano de gerenciamento de rejeitos de tal instalação.

    Palavras-Chave: radioactive waste management; radioactive waste processing; radioactive waste disposal; liquid wastes; molybdenum 99; uranium 235; fission radioisotope generators; radiation protection; radiation doses; dosimetry; chemical properties; physical properties; radiation effects; data analysis

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  • IPEN-DOC 06437

    LAVINAS, TATIANA . Purificacao do molibdenio-99 obtido a partir da fissao do uranio-235 utilizando-se a resina chelex-100. 1998. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 114 p. Orientador: Sonia Aparecida Cammarosano Mestnik.

    Palavras-Chave: molybdenum 99; purification; resins; technetium 99; spectrophotometers

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  • IPEN-DOC 06178

    OLIVEIRA, INEZ C. de . Recuperacao e purificacao do uranio utilizado em alvos para a producao de Mosup99. 1998. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 98 p. Orientador: Jorge Eduardo de Souza Sarkis.

    Palavras-Chave: uranium 235 target; purification; molybdenum 99; ion exchange chromatography

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  • IPEN-DOC 27280

    GUIMARAES, RAQUEL F.L. . Segurança no transporte : uma proposta de blindagem para radiofármacos / Safety in transportation: a shielding proposal for radiopharmaceuticals . 2015. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 98 p. Orientador: Jesualdo Luiz Rossi. DOI: 10.11606/D.85.2015.tde-18092020-165421

    Abstract: A produção de radiofármacos e radiotraçadores demanda uma estrutura que envolve a extração de minério, o transporte até os pontos onde esses serão beneficiados e, após esta etapa, seu armazenamento ou transporte até os hospitais e clínicas. Um dos radiotraçadores mais utilizados é o Tc-99m, atualmente importado. Seu uso inclui diagnóstico de câncer, doenças renais, do coração, cerebrais entre outras. Este trabalho traz uma pesquisa bibliográfica, descrevendo o embalado que é usado no transporte do radionuclídeo Tc-99m. Esse radionuclídeo será inserido no gerador que será levado aos hospitais que farão uso nos como radiofármaco (terapia) ou radiotraçador (diagnóstico). Os embalados usados atualmente foram importados por empresas que já não os certificam para uso. Além disso, a construção do reator multipropósito brasileiro (RMB), implica em ter embalados para o transporte de radionuclídeos, principalmente o Tc-99m que tem amplo uso na medicina. Assim, nasceu uma nova necessidade: a de se criar um produto nacional, de valor razoavelmente próximo ao comprado anteriormente, se possível com menor tamanho e massa, de modo que se tenham meios de manter o transporte de matéria-prima e produtos não só para a medicina, mas também para áreas como indústria, agronomia entre outras. Este trabalho teve foco no embalado produzido pela empresa Nordion do Canadá, utilizado para o transporte de Mo-99 para o posterior uso em geradores de Tc-99m, analisando o existente e propondo alternativas possíveis de serem produzidos no país. O material de blindagem contra radiação indicado pela documentação da Nordion é um metal, o urânio empobrecido. Uma avaliação de exemplar existente foi feita sendo sugerido o urânio para a blindagem e materiais diversos para as demais partes. A metodologia adotada foi a pesquisa bibliográfica e de campo (para conhecimento do objeto). Como resultado, foram apresentados casks com espessura e massa para a blindagem próximas às dos atualmente utilizados.

    Palavras-Chave: shielding materials; transport; radiopharmaceuticals; mhd generators; molybdenum 99; technetium 99 target; radioisotopes; packaging rules; equivalent radiation doses; radiation dose units; interaction range; radiotherapy; diagnosis; radiation protection; recommendations; safety standards

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  • IPEN-DOC 20954

    HARA, DEBORA H.S. . Seleção de materiais para embalado de transporte de Mo-99 / Material selection for a transportation package of Mo-99 . 2015. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 77 p. Orientador: Jesualdo Luiz Rossi. DOI: 10.11606/D.85.2015.tde-18082015-092143

    Abstract: O transporte de materiais radioativos deve ser realizado em embalados capazes de suportar tanto condições normais, quanto acidentais de transporte. O objetivo deste trabalho foi a seleção de materiais que possam viabilizar a fabricação de um embalado para o transporte de substâncias que sejam fontes de alta radioatividade, em especial o Mo-99, cujo produto do decaimento radioativo é o Tc-99m, utilizado para fins diagnósticos na medicina nuclear. Para tanto, foi realizada a seleção dos possíveis materiais que podem ser utilizados para a fabricação de um embalado, com o auxílio do programa CES EduPack e a metodologia desenvolvida por Ashby. O programa ESTAR foi utilizado para verificar a ocorrência de radiação de freamento e o programa XCOM para o cálculo do coeficiente de atenuação da radiação gama de alguns dos materiais selecionados para compor a blindagem do embalado. Posteriormente, a espessura necessária para a blindagem da radiação foi calculada. A partir dos resultados obtidos, os materiais selecionados como candidatos potenciais para a fabricação da blindagem foram as ligas de tungstênio. Com relação à parte do embalado que oferece isolamento térmico e proteção ao impacto, destacam-se as madeiras, os aglomerados e os compensados. No que concerne ao revestimento interno e externo, os materiais selecionados se concentram nos aços.

    Palavras-Chave: molybdenum 99; radioactive materials; packaging; transport; welding; tungsten alloys; computer codes; safety

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  • IPEN-DOC 03134

    MESTNIK, SONIA A.C. . Separacao do Mo-99 do Te-132 usando tioureia como agente complexante .Aplicacao a separacao do Mo-99 dos produtos de fissao. 1987. Tese(Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, 84 p. Orientador: Constancia Pagano Goncalves da Silva.

    Palavras-Chave: molybdenum 99; tellurium; thiourea; separation processes; tellurium; thiourea; separation processes

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  • IPEN-DOC 25963

    HOLLAND, HELBER . Síntese e caracterização de nanopartículas de magnetita e aplicação na obtenção do 99Mo de fissão / Systhesis and characterization of magnetite nanoparticles and its application in fission 99Mo obtaining . 2014. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 140 p. Orientador: Mitiko Yamaura. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-22072019-084020

    Abstract: Um dos radionuclídeos que se destaca mundialmente é o molibdênio-99. O 99Mo é o gerador do radioisótopo mais amplamente usado para a preparação de radiofármacos para fins de diagnóstico em medicina nuclear, o tecnécio-99m. Neste estudo, as nanopartículas de magnetita foram sintetizadas por precipitação de íons Fe2+ em meio alcalino e tratadas por irradiação de microondas e foram aplicadas na separação do 99Mo por adsorção. O material foi caracterizado por FTIR, MEV, DRX, DSC, TGA e EDS. Os estudos de adsorção foram realizados utilizando a técnica em batelada e em colunas de leito fixo. Verificou-se a influência das espécies de Al e os radioisótopos Te, I e Ru na adsorção de 99Mo. Os efeitos do pH, tempo de contato, temperatura, concentração e dose do adsorvente foram investigados. Modelos de isotermas de adsorção Langmuir e Freundlich foram usados para obter informações sobre o processo de adsorção e os modelos cinéticos de pseudo-primeira ordem, pseudo-segunda ordem e difusão intrapartículas foram estudados para avaliar a cinética de adsorção. Soluções de dessorventes para a recuperação do 99Mo foram investigadas. A nova via de síntese de nanomagnetita proposta mostrou-se simples e rápida, fazendo uso de um único reagente. As nanopartículas de magnetita apresentaram forma esférica de aproximadamente de 20 nm e polidispersão heterogênea. As caracterizações por DRX, DSC e TGA confirmaram a predominância da fase magnetita nas amostras. A adsorção de 99Mo nas nanopartículas de magnetita foi próxima de 100% no intervalo de pH entre 1 e 11, durante 30 min de tempo de contato e 15 mg de dose do adsorvente. O modelo de isoterma de adsorção de Langmuir apresentou melhor acordo para a remoção 99Mo pelas nanopartículas de magnetita, e a cinética de adsorção foi melhor descrita pelo modelo de pseudo-segunda ordem. A caracterização por EDS indicou ausência de contaminação. A recuperação do 99Mo da nanomagnetita com solução de NaOH foi superior a 95% e os elementos Ru, Te, Al e I não interferiram na propriedade adsortiva da nanomagnetita. Estes resultados mostraram que nanopartículas de magnetita são bons adsorventes para o Mo e, por conseguinte, tem grande potencial para aplicação no processo de separação e purificação do 99Mo de fissão.

    Palavras-Chave: magnetite; nanomaterials; nanoparticles; magnetic properties; adsorption isotherms; absorption spectroscopy; nuclear reaction kinetics; thermodynamic properties; fourier transformation; infrared spectrometers; dispersions; x-ray diffraction; scanning electron microscopy; radioisotope generators; molybdenum 99

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  • IPEN-DOC 24291

    CONTURBIA, GIOVANNI de L.C.R. . Tecnologia de fabricação de alvos de aluminetos de urânio para produção de Mo-99 / Fabrication technology of uranium aluminide targets for Mo-99 production . 2017. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 105 p. Orientador: Michelangelo Durazzo. DOI: 10.11606/T.85.2018.tde-29012018-100507

    Abstract: Neste trabalho os parâmetros de fabricação de alvos de dispersão UAlx-Al foram definidos aplicando-se a tecnologia de montagem e laminação de um conjunto núcleo-moldura-revestimentos tradicionalmente adotada na fabricação de placas combustíveis usadas em reatores de pesquisa. O uso das técnicas de dilatometria e difração de raios-x com refinamento de Rietveld contribuíram para desenvolver um processamento termomecânico para controle das fases presentes no núcleo do alvo. Um método inovador que permitiu o aumento da produtividade desse tipo de alvo também foi desenvolvido com base na laminação de múltiplos núcleos. O processo de fabricação mostrou-se adequado para produção de alvos com a especificação para produção de Mo-99 no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB).

    Palavras-Chave: aluminium alloys; uranium alloys; molybdenum 99; isotope production reactors; molybdenum isotopes; radioisotope generators; thermometers; radiometric analysis; volumetric analysis; x-ray diffraction; electron microscopy; image processing

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O gerenciamento do Repositório está a cargo da Biblioteca do IPEN. Constam neste RI, até o presente momento 20.950 itens que tanto podem ser artigos de periódicos ou de eventos nacionais e internacionais, dissertações e teses, livros, capítulo de livros e relatórios técnicos. Para participar do RI-IPEN é necessário que pelo menos um dos autores tenha vínculo acadêmico ou funcional com o Instituto. Nesta primeira etapa de funcionamento do RI, a coleta das publicações é realizada periodicamente pela equipe da Biblioteca do IPEN, extraindo os dados das bases internacionais tais como a Web of Science, Scopus, INIS, SciElo além de verificar o Currículo Lattes. O RI-IPEN apresenta também um aspecto inovador no seu funcionamento. Por meio de metadados específicos ele está vinculado ao sistema de gerenciamento das atividades do Plano Diretor anual do IPEN (SIGEPI). Com o objetivo de fornecer dados numéricos para a elaboração dos indicadores da Produção Cientifica Institucional, disponibiliza uma tabela estatística registrando em tempo real a inserção de novos itens. Foi criado um metadado que contém um número único para cada integrante da comunidade científica do IPEN. Esse metadado se transformou em um filtro que ao ser acionado apresenta todos os trabalhos de um determinado autor independente das variáveis na forma de citação do seu nome.

A elaboração do projeto do RI do IPEN foi iniciado em novembro de 2013, colocado em operação interna em julho de 2014 e disponibilizado na Internet em junho de 2015. Utiliza o software livre Dspace, desenvolvido pelo Massachusetts Institute of Technology (MIT). Para descrição dos metadados adota o padrão Dublin Core. É compatível com o Protocolo de Arquivos Abertos (OAI) permitindo interoperabilidade com repositórios de âmbito nacional e internacional.

1. Portaria IPEN-CNEN/SP nº 387, que estabeleceu os princípios que nortearam a criação do RDI, clique aqui.


2. A experiência do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) na criação de um Repositório Digital Institucional – RDI, clique aqui.

O Repositório Digital do IPEN é um equipamento institucional de acesso aberto, criado com o objetivo de reunir, preservar, disponibilizar e conferir maior visibilidade à Produção Científica publicada pelo Instituto, desde sua criação em 1956.

Operando, inicialmente como uma base de dados referencial o Repositório foi disponibilizado na atual plataforma, em junho de 2015. No Repositório está disponível o acesso ao conteúdo digital de artigos de periódicos, eventos, nacionais e internacionais, livros, capítulos, dissertações, teses e relatórios técnicos.

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