Navegação Teses por assunto "radiation protection"

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  • IPEN-DOC 24622

    FURUKAWA, CÁSSIA Y. . Avaliação de alguns fatores interferentes na estabilidade radioquímica de alguns radiofármacos marcados com 99mTc / Evaluation of some interfering factors on the radiochemical stability of some radiopharmaceuticals labeled Technetium-99m . 2016. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 99 p. Orientador: Margareth Mie Nakamura Matsuda. DOI: 10.11606/D.85.2018.tde-09022018-083115

    Abstract: Os radiofármacos são fármacos que possuem em sua composição um radionuclídeo e são utilizados para diagnóstico e tratamento de diversas doenças na medicina nuclear. O principal objetivo desse trabalho foi avaliar o efeito da temperatura e umidade na estabilidade de alguns reagentes liofilizados ALBUMINA-TEC, CIS-TEC, DEX-500-TEC, DEX-70-TEC, DISI-TEC, DMSA-TEC, DTPA-TEC, FITA-TEC, PUL-TEC, MIBI-TEC, MDP-TEC, PIRO-TEC, e TIN-TEC. Foi utilizada uma câmara climática para expor amostras destes produtos a uma temperatura de 40 °C e 75% de umidade relativa por 48 horas, para simular uma condição de transporte. Foram avaliadas duas situações: após um determinado tempo de armazenamento em temperatura de 2 - 8 °C, amostras de RL foram expostas por 48 horas em 40 °C e 75% UR e em seguida foram analisadas enquanto outras amostras foram colocadas por 48 horas em 40 °C e 75% UR, mantidas em temperatura de 2 - 8 °C até a validade do radiofármaco e analisadas quanto à pureza radioquímica e biodistribuição. Os radiofármacos ALBUMINA-TEC, DEX-70-TEC, DEX-500-TEC, DISI-TEC, DMSA-TEC, DTPA-TEC, PIRO-TEC, MDP-TEC, MIBI-TEC e MDP-TEC apresentaram resultados de % PRq e biodistribuição que atenderam às especificações, enquanto que CIS-TEC, PUL-TEC e TIN-TEC apresentaram alguns valores de % PRq menor que o especificado. TIN-TEC apresentou % PRq de 84% em um de três lotes, enquanto PUL-TEC apresentou % PRq de 88% em um de quatro lotes analisados; CIS-TEC é um RL que ainda precisa melhor analisado pois os resultados fora do especificado no controle radioquímico e biológico foram obtidos com um produto fora da validade especificada. Estes resultados indicaram que a pureza radioquímica pode ser afetada pela condição de estudo, o que não foi confirmado pelo controle biológico.

    Palavras-Chave: radiopharmaceuticals; technetium 99; radioimmunoassay; radioimmunodetection; scintiscanning; tracer techniques; stability; quality assurance; certification; inspection; radiation protection; regulations; safety standards

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  • IPEN-DOC 28790

    XAVIER FILHO, JOEL M. . Avaliação de câmaras monitoras em feixes padrões de radiologia a partir de simulações com o método de Monte Carlo / Evaluation of monitor chambers in standard beams of radiology and mammography with simulations using the Monte Carlo method . 2022. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 94 p. Orientador: Linda Viola Ehlin Caldas. DOI: 10.11606/D.85.2022.tde-03062022-151540

    Abstract: Detectores de radiação que são utilizados em radiologia diagnóstica devem ser calibrados com feixes padrões de raios X. Durante as calibrações, estes feixes são monitorados a partir de câmaras monitoras, que podem ser do tipo de transmissão, ou podem realizar a monitoração pela penumbra do feixe de radiação. Neste trabalho foram realizadas simulações com o método de Monte Carlo, utilizando o código EGSnrc, para a avaliação de quatro câmaras monitoras: uma câmara monitora comercial de transmissão, uma câmara de ionização do tipo Baldwin-Farmer, e duas câmaras monitoras de modelo de transmissão e anelar desenvolvidas no IPEN. Inicialmente foi criado um sistema de raios X capaz de simular espectros de radiodiagnóstico convencional e mamografia com parâmetros de qualidades definidos na norma IAEA/TRS-457. Em seguida, a dependência energética de cada câmara monitora foi avaliada a partir de fatores de calibração em relação à câmara padrão de cada feixe simulado. Por fim, foi avaliada a dependência angular das câmaras monitoras de transmissão e anelar. Os espectros simulados foram comparados com referências internacionais e apresentaram as características esperadas pela teoria. Cada feixe padrão simulado apresentou os parâmetros de qualidade definidos na norma IAEA/TRS-457 utilizando a câmara monitora de transmissão de modelo comercial e a desenvolvida no IPEN. Os fatores de correção obtidos com as simulações foram comparados com resultados experimentais e mostraram baixa dependência energética da câmara monitora de transmissão desenvolvida no IPEN, e alta dependência energética da câmara monitora de modelo anelar, quando comparadas ao modelo comercial de transmissão. As câmaras monitoras desenvolvidas no IPEN apresentaram dependência angular de acordo com as normas internacionais.

    Palavras-Chave: monte carlo method; calculation methods; radiation protection; computer codes; half-life; ground truth measurements; ionization chambers; x-ray spectrometers

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  • IPEN-DOC 11519

    SOARES, FERNANDA C.S. . Avaliação de dispositivos de proteção individual utilizados em radiologia diagnóstica. 2006. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. p. Orientador: Linda Viola Ehlin Caldas. DOI: 10.11606/D.85.2006.tde-16052012-103302

    Abstract: Neste trabalho foram avaliados aventais de proteção e blindagens de ovário de cinco fabricantes segundo as normas NBR / IEC 61331-1 e NBR / IEC 61331-3 de 2004. Para a determinação da espessura equivalente de atenuação foram aplicadas três metodologias diferentes (interpolação linear, modelo de Archer e somatório de exponenciais), uma vez que a norma não indica como este valor deve ser obtido. Além disso, foram estimadas as incertezas associadas a cada método e a influência do número de medições na incerteza combinada. As características de confecção avaliadas foram: documento acompanhante, projeto, materiais, dimensões e marcação da etiqueta. Para esta avaliação foi elaborado um formulário que contemplava todas as exigências da NBR / IEC 61331-3. Os resultados mostraram uma grande diferença entre os valores de espessura equivalente de atenuação declarados e medidos. A comparação dos resultados das três metodologias aplicadas mostrou que há pouca variação entre os valores obtidos e entre as incertezas associadas nas diferentes metodologias. Foi possível observar também que o número de medições não contribui significativamente para o aumento da incerteza nas três metodologias. A metodologia que melhor se adequou à rotina do laboratório foi a metodologia da interpolação linear com cinco medições da taxa de kerma no ar. A discrepância entre os resultados apresentados neste trabalho e as exigências das normas estudadas mostra a necessidade de tornar compulsória a certificação dos dispositivos de proteção, contribuindo assim para o aumento da proteção radiológica do usuário.

    Palavras-Chave: attenuation; data covariances; experimental data; ionization chambers; kerma; protective clothing; radiation protection; radiation quality; safety standards; thickness; x-ray equipment

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  • IPEN-DOC 26411

    SILVA, EZEQUIEL da . Avaliação do desempenho de câmaras de ionização para radioproteção em condições ambientais variadas / Performance evaluation of ionization chambers for radiation protection in various environmental conditions . 2019. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 74 p. Orientador: Maria da Penha Albuquerque Potiens. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-30102019-105510

    Abstract: Esse trabalho apresenta uma proposta metodológica para verificar o desempenho das câmaras de ionização comerciais para radioproteção utilizadas no levantamento radiométrico em radiodiagnóstico nas cinco regiões brasileiras para os parâmetros de umidade e temperatura.Para isso, foi construído um sistema de climatização para simular as diversas condições ambientais as quais estes instrumentos de medição são expostos quando utilizados em campo.O presente trabalho teve como objetivo diminuir erros na medição em função do desempenho das câmaras de ionização, aumentando a segurança dos trabalhadores ocupacionalmente expostos, dos usuários, do público em geral e impactar na redução com custos estruturais tais como troca de visoresplumbíferos, revestimento adequado das paredes das salas de radiologia dentre outras ações de radioproteção.Foram simuladas as condições climáticas das cinco regiões do território nacional, todos os estados simulados apresentaram coeficientes de variação em relação as taxas de dose acumulada menores que 5%. O sistema de climatização desenvolvido de baixo custo apresentou boa eficiência nas faixas de umidade no intervalo de 40% a 100% e para simulações partindo da temperatura ambiente até 50 °C. O sistema de climatização pode ainda ser utilizado para tratar a umidade dos instrumentos de medição melhorando significativamente sua performance.

    Palavras-Chave: dosimetry; ionization chambers; quality control; testing; performance; uses; exposure chambers; humidity; well temperature; controlled atmospheres; radiation doses; absorbed dose range; personnel; employment; nuclear medicine; radiation protection

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  • IPEN-DOC 16735

    SANTOS, GEYZA S. . Avaliação do efeito radiomodificafor da própolos em células de ovário de hamster chinês (CHO-K1) e em células tumorais de próstata (PC3), irradiadas com CO-60 / Evaluation of the radiomodifier effect of própolis on chinese hamster ovary (CHO-K1) and human prostate cancer (PC3) cells, irradiated with 60-CO . 2011. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 65 p. Orientador: Kayo Okazaki. DOI: 10.11606/D.85.2011.tde-26082011-100451

    Abstract: Nestas últimas décadas, investigações sobre compostos naturais, efetivos, não tóxicos, com potencial radioprotetor vêm despertando um grande interesse em consonância com a utilização crescente de vários tipos de radiação ionizante nas mais diversas finalidades. Entre eles a própolis uma resina coletada pelas abelhas (Apis mellifera), vem sendo apontada como promissora por apresentar uma série de características biológicas vantajosas, por exemplo, anti-inflamatória, antimicrobiana, antitumoral, imunomoduladora, antioxidante e também scavenger de radicais livres. O presente estudo teve como objetivo principal, averiguar efeito da própolis brasileira procedente de Rio Grande do Sul (AF 08) em células de ovário de hamster Chinês (CHO-K1) e em células tumorais de próstata (PC3), irradiadas com 60Co. Para tanto, foram utilizados três principais parâmetros interligados entre si: indução de micronúcleo, viabilidade celular e morte clonogênica. A escolha destes parâmetros se justifica pelo seu significado biológico, além do fato de serem prontamente observáveis e mensuráveis em células irradiadas. Os dados citogenéticos obtidos, mostraram um efeito radioprotetor da própolis (5 - 100 μg/ml) na indução de dano ao DNA em ambas as linhagens celulares, irradiadas com doses de 1 - 4 Gy. No entanto, o ensaio de citotoxicidade mostrou um efeito antiproliferativo pronunciado da própolis (50 - 400 μg/ml) em células PC3 irradiadas com 5 Gy. As curvas de sobrevida obtidas foram ajustadas satisfatoriamente pelo modelo linear-quadrático, cujo componente foi mais alto em células CHO-K1. Quanto à capacidade clonogênica, as células PC3 mostraram-se mais radiossensíveis que as células CHO-K1 nas doses mais altas da curva de sobrevida. A própolis, nas concentrações de 30 - 100 μg/ml, não influenciou no potencial clonogênico das células PC3, visto que, as curvas de sobrevida associadas ou não com a própolis, mostraram perfis similares, ao passo que o tratamento combinado em células CHO-K1 exibiu um efeito estimulador da proliferação. Os dados obtidos in vitro mostraram um potencial uso da própolis AF-08, como uma substância natural e não tóxica, na prevenção contra os efeitos danosos da radiação ionizante, nas doses e nas concentrações analisadas.

    Palavras-Chave: cho cells; neoplasms; prostate; ionizing radiations; cobalt 60; radiation protection; in vitro; radioprotective substances

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  • IPEN-DOC 21822

    SARMENTO, DANIELE M. . Avaliação dos níveis de radiação ambiental no laboratório de tomografia por emissão de pósitrons acoplada a tomografia computadorizada, microPET/CT / Evaluation of ambient radiation levels in positron emission tomography/computed tomography in microPET/CT laboratory . 2016. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 83 p. Orientador: Janete Cristina Gonçalves Gaburo Carneiro. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-01072016-132544

    Abstract: O sistema microPET/CT é um importante equipamento utilizado nas pesquisas de imagem diagnóstica em pequenos animais. O radiofármaco mais usado nesta tecnologia é o fluordeoxiglicose marcado com flúor-18. Este estudo tem como objetivo efetuar o controle radiológico no laboratório de pesquisa microPET/CT do Centro de Radiofarmácia do IPEN-CNEN/SP, de forma a satisfazer tanto as normas nacionais como as recomendações internacionais. O laboratório está classificado pela equipe de radioproteção da instalação como área supervisionada, nas quais embora não seja obrigatória a adoção de medidas específicas de proteção e segurança, devem ser submetidas reavaliações regulares das condições do ambiente de trabalho. Visando assegurar a proteção radiológica dos trabalhadores diretamente envolvidos no manuseio do equipamento, realizou-se o monitoramento do local de trabalho e a avaliação do controle de dose individual. Inicialmente foi feito o monitoramento pré-operacional, isto é, o levantamento radiométrico no laboratório. Além disso, mediu-se nível de radiação externa nas instalações do laboratório e suas adjacências, por meio da colocação de nove dosímetros termoluminescentes (TL) de CaSO4:Dy, em locais previamente selecionados. Os indivíduos ocupacionalmente expostos foram avaliados mensalmente por meio do uso de dosímetros TL posicionados no tórax e por medidas de corpo inteiro, tomadas a cada seis meses. O período do estudo foi de dois anos, com início em abril de 2014. Para o controle do microPET/CT realizou-se testes de desempenho de acordo com o protocolo padrão do equipamento e em conformidade com a norma desenvolvida pela força tarefa para estudos com PET em animais Animal PET Standard Task Force. O presente estudo permitiu demonstrar que os níveis de radiação das áreas (estimativas de dose ambiente e dose efetiva), assim como a blindagem do equipamento estão adequados de acordo com os limites da exposição ocupacional. Ressalta-se a importância de se seguir rigorosamente os princípios de radioproteção, já que se trata de pesquisas com fontes radioativas não seladas.

    Palavras-Chave: radiation protection; positron computed tomography; laboratories; ilo; safety standards; dose-response relationships; environmental exposure; acute irradiation; biological effects; personnel; employment

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  • IPEN-DOC 19925

    GONCALVES, VINICIUS D.. Caracterização da dose em pacientes devido a produção de imagem de raios-X utilizadas em radioterapia guiada por imagem - IGRT / Characterization of dose in patients due to production ox X-ray images used in image-guired radiotherapy - IGRT . 2014. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 54 p. Orientador: Helio Yoriyaz. DOI: 10.11606/D.85.2012.tde-18022014-154354

    Abstract: O processo de radioterapia consiste em várias etapas, iniciando na indicação pelo médico. O plano de tratamento passa então por um processo denominado simulação, onde é adquirida uma série de imagens por tomografia computadorizada que são transferidas para o sistema de planejamento, onde a delineação dos volumes alvos e tecidos normais adjacentes serão realizadas. Após a delineação desses volumes, no sistema de planejamento são colocados os campos de irradiação e a dose desejada conforme prescrição médica. O sistema de planejamento calcula então a dose que o volume alvo e os tecidos adjacentes poderão receber. Se estas doses estão dentro dos padrões aceitáveis, o planejamento então é aprovado e enviado ao acelerador linear para a execução do tratamento. Antes da execução do tratamento, é realizada uma imagem, seja através de filme radiográfico ou digitalmente, para avaliar a posição no paciente na mesa de tratamento. Se a localização do paciente está correta, a dose é então liberada. Esse protocolo de aquisição de imagem é denominado como Radioterapia Guiada por Imagem (IGRT). A quantidade de radiografias de posicionamento segue um protocolo definido conforme a região a ser irradiada. Como resultado deste procedimento, sabe-se que uma determinada dose adicional é recebida pelos pacientes, tornando-se um fator importante a ser determinado. Esta avaliação foi realizada através da simulação de Monte Carlo, utilizando o código MCNP. Para isso foi realizada primeiramente toda a caracterização da fonte de raios X com uso de câmaras de ionização e dosimetros TL juntamente com as simulações no MCNP. Após essa caracterização, as imagens e as estruturas do planejamento radioterápico foram convertidas para serem utilizadas no código MCNP. Para que as doses fossem calculadas nos principais órgãos de risco no tratamento de próstata: bexiga, reto e cabeças de fêmur direita e esquerda.

    Palavras-Chave: radiotherapy; planning; radiation doses; radiation protection; simulation; images; linear accelerators; monte carlo method; m codes; radiation dose distributions

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  • IPEN-DOC 23346

    CUNHA, RAQUEL D.S. da . A comunicação dos riscos na preparação para emergências nucleares: um estudo de caso em Angra dos Reis, Rio de Janeiro / Risk communication in preparation for nuclear emergencies: a case study in Angra dos Reis, Rio de Janeiro . 2017. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 135 p. Orientador: Delvonei Alves de Andrade. DOI: 10.11606/T.85.2017.tde-06092017-085924

    Abstract: O gerenciamento de riscos em uma instalação nuclear é necessário para a segurança de trabalhadores e de populações vizinhas. Parte desse processo é a comunicação dos riscos que propicia o diálogo entre gestores da empresa e moradores das áreas de risco. A população que conhece os riscos a que está exposta, como esses riscos são gerenciados e o que deve ser feito em uma situação de emergência tende a se sentir mais segura e a confiar nas instituições responsáveis pelo plano de emergência. Sem diálogo entre empresa e público, o conhecimento dos procedimentos a serem seguidos em caso de acidente não chega à população, ou quando chega, não há confiança dessas pessoas na sua eficácia. Em Angra dos Reis, no litoral sul do Estado do Rio de Janeiro, está a Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto. No entorno dessa Central Nuclear existe uma população que, de acordo com o Plano de Emergência Externo (PEE/RJ), deverá ser evacuada ou ficar abrigada, caso ocorra um acidente na instalação. Um trabalho de comunicação de riscos entre esses moradores é necessário para que eles conheçam o plano de emergência e os procedimentos corretos para uma situação de emergência, além de buscar esclarecer dúvidas e mitos. Esse trabalho apresenta uma análise da comunicação dos riscos feita para a população local, a percepção que ela tem dos riscos e o grau de conhecimento do plano de emergência externo por parte dessas pessoas.

    Palavras-Chave: nuclear power plants; risk assessment; probabilistic estimation; safety analysis; safety margins; seismicity; communications; human factors; shielding; human populations; working conditions; personnel; emergency plans; source terms; mto model; reliability; alara; optimization; radiation hazards; radiation protection; licensing regulations

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  • IPEN-DOC 05656

    COELHO, ROSANGELA F. . Contribuicao a implementacao de um programa de protecao radiologica na area de saude da UNICAMP. 1994. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 175 p. Orientador: Gian Maria Agostinho Angelo Sordi.

    Palavras-Chave: radiation protection; radiotherapy

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  • IPEN-DOC 14188

    BARBOSA, JOSE A.M. . Contribuicao a legislacao brasileira no setor de energia nuclear / Contribution to the brazilian legislation in nuclear energy field . 2009. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 142 p. Orientador: Gian-Maria Agostino Angelo Sordi. Coorientador: Leandro Del Moral Ituarte. DOI: 10.11606/T.85.2009.tde-27102009-221058

    Abstract: Tecnologia nuclear, ter o seu domínio é, considerado nos dias de hoje, um diferencial para um país frente aos demais, podendo representar uma ameaça internacional a ser contida ou um aspecto de valorização tecnológica e política para aqueles cuja credibilidade internacional é reconhecida. Diante do uso crescente de novas tecnologias no setor e a necessidade de uma regulamentação, de acordo com os padrões de segurança internacionais, para assegurar a sua utilização, o objetivo desse estudo foi demonstrar se a radioproteção ocupacional e ambiental praticada em nosso país está de acordo com os padrões internacionais de segurança radiológica e nuclear. Para tanto, foi atualizada e revisada a legislação brasileira na área da energia nuclear comparando-a com as da União Europeia, contextualizados os pontos fortes e os pontos fracos da legislação nacional, apontadas críticas e sugestões para que reformas sejam realizadas visando a sua adequação aos padrões internacionais. A hipótese considerada demonstrou que mudanças na estrutura de regulação do setor nuclear brasileiro são necessárias, visando a criação de uma agência reguladora de atividades nucleares, com o intuito de assegurar que o estado da arte e da tecnologia, em termos de segurança nuclear, seja a base do exercício de suas atividades normativas de fiscalização e de avaliação de segurança na preservação do meio ambiente, da saúde do público e dos trabalhadores, frente às aplicações da energia nuclear.

    Palavras-Chave: legal aspects; atomic energy laws; regulations; safety standards; radiation protection; safety; working conditions; environmental impacts; political aspects; nuclear energy; brazil

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  • IPEN-DOC 06428

    CARNEIRO, JANETE C.G.G. . Contribuicao para avaliacao critica da radioprotecao por meio da analise retrospectiva das doses associadas ao trabalho com fontes nao seladas de iodo-131. 1998. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 130 p. Orientador: Joyce Landmann Lipsztein.

    Palavras-Chave: iodine 131; dosimetry; radiation doses; radiation effects; radiation protection; occupational exposure; cumulative radiation effects; statistical data; radionuclide kinetics; dose equivalents

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  • IPEN-DOC 11792

    ACOSTA PEREZ, CLARICE de F. . Contribuição ao calculo do valor alfa no estudo de otimização da radioproteção. 2007. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. p. Orientador: Gian-Maria Agostinho A. Sordi. DOI: 10.11606/T.85.2007.tde-29112007-164042

    Abstract: O valor alfa é um critério extremamente importante, pois determina o tempo que um País levará para atingir suas metas na diminuição da distribuição das doses em trabalhadores envolvidos com fontes de radiação ionizante. Atualmente os paises adotam um valor único para ? baseado no Produto Interno Bruto per Capita. Neste trabalho, pretende-se mostrar que seria possível a escolha de uma curva para ? ao invés de um único valor. Esta curva por sua vez, seria capaz de fornecer valores para ? que estariam vinculados às maiores doses individuais observadas em cada processo de otimização, tanto de projeto quanto de operação. Os valores para a construção das curvas ?, aqui sugeridos, não dependeriam mais do Produto Interno Bruto per Capita mas seriam função da distribuição das doses individuais máximas e do prazo necessário para atingir a meta de 1/10 do limite de dose anual previsto, isto é, alcançar a região de doses individuais consideradas aceitáveis. Esta nova conceituação do valor alfa viria resolver muitos problemas criados pela teoria atual, entre os quais destacamos: a) somente pode ser realizada uma otimização para cada conjunto (família) de opções de radioproteção. b) cada país tem limites restritos diferenciados, que podem causar graves problemas nos intercâmbios internacionais. c) dificulta o cálculo de prováveis casos de morte em virtude do valor da dose coletiva, considerado indesejável pelos organismos internacionais.

    Palavras-Chave: radiation protection; optimization; alpha sources; ionizing radiations; radiation doses; dose limits

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  • IPEN-DOC 03371

    SILVA, TERESINHA de M. da . Contribuição ao estudo da nova filosofia internacional de segurança radiológica no processamento químico do urânio natural. 1988. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 223 p. Orientador: Gian Maria Agostinho Angelo Sordi.

    Palavras-Chave: uranium concentrates; chemical preparation; reprocessing; radiation protection; uranium hexafluoride; chemical preparation; reprocessing; radiation protection

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  • IPEN-DOC 18232

    LEVY, DENISE S. . Contribuição para informatização dos programas de proteção radiológica para instalações radiativas / Contribution to the informatization of radiation protection programs for nuclear facilities other than nuclear fuel cycle . 2012. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 154 p. Orientador: Gian Maria Agostino Angelo Sordi. DOI: 10.11606/D.85.2012.tde-10122012-130100

    Abstract: Para elaborar um programa de proteção radiológica, as instalações radiativas brasileiras devem considerar normas, diretrizes e recomendações nacionais e internacionais que encontram-se em documentos de diferentes organizações publicados nas últimas décadas: Comissão Internacional de Proteção Radiológica (CIPR), Organismo Internacional de Energia Atômica (OIEA) e Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN). Visando a proporcionar a essas instalações o acesso às informações pertinentes de forma rápida, integrada e eficiente, este projeto propõe informatizar e disponibilizar em um só documento os programas de otimização da proteção radiológica unificados, inter-relacionados e em português, fornecendo ao público usuário um veículo completo para fins de pesquisa, consulta e informação. A partir do discernimento do que deve conter cada programa e seu real dimensionamento, foi trabalhado o inter-relacionamento das informações de maneira a satisfazer as normas e recomendações nacionais e internacionais. O projeto inclui conceitos, definições e teoria necessários, além da pesquisa detalhada do conteúdo do programa de otimização, das técnicas de ajuda para tomada de decisão, das doses de radiação e detrimento e das informações relacionadas aos custos de proteção. O conteúdo permite responder a todas as questões que devem ser colocadas na elaboração de um programa de otimização de forma a possibilitar montagem do plano de Proteção Radiológica conforme a situação específica do usuário. Para a informatização dos programas de otimização foram estudadas as possibilidades de acesso à Tecnologia da Informação e Comunicação nas empresas brasileiras, possibilitando identificar o perfil de utilização do sistema e definir a estrutura funcional adequada para a criação das melhores interfaces de ferramentas e recursos, bem como de um projeto de navegabilidade eficaz facilitando a busca de informações. O poder de processamento dos servidores aliado à tecnologia dos bancos de dados relacionais permite correlacionar informações advindas de diferentes fontes, possibilitando consultas complexas com tempo de resposta reduzido. O sistema segue o padrão WEB 2.0, que possibilita a estrutura organizacional necessária para a adequada informatização da proteção radiológica e considera os corretos critérios de indexação da informação para garantir seu reconhecimento pelos motores de busca da internet. O projeto conta com a combinação de várias tecnologias, potencializando os recursos disponíveis em cada uma delas para alcançar os objetivos propostos. Este trabalho experimental lança um cerne inicial para a informatização dos programas de proteção radiológica, informatizando inicialmente os programas de otimização. A investigação do perfil de utilização durante um período de cinco meses possibilitou o levantamento de dados importantes que apontam novas possibilidades para o desenvolvimento da informatização dos programas de proteção radiológica. Pretende-se, a partir dos resultados deste projeto, aprofundar o trabalho de investigação e completar a execução do sistema de informatização.

    Palavras-Chave: radiation protection; nuclear facilities; nuclear fuels; fuel cycle; computerized control systems; computer codes; program management

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  • IPEN-DOC 19876

    GERULIS, EDUARDO . Controle de dose em transporte rodoviário de material radioativo / Dose control in road transport of radioactive material . 2013. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 63 p. Orientador: Gian Maria Agostino Angelo Sordi. DOI: 10.11606/T.85.2013.tde-16012014-110059

    Abstract: As doses de radiação ionizante para os trabalhadores no transporte de material radioativo devem ser tão pequenas quanto razoavelmente exequível. As doses médias dos motoristas e carregadores amostrados neste trabalho devem ser diminuídas. A demonstração do controle das doses em veículo rodoviário com material radioativo, requisitada pelo regulamento brasileiro atual, norma CNEN NE 5.01, é apresentada em formulário próprio com valores de exposição obtidos em posições de ocupação regular de indivíduos do público e de trabalhadores, mesmo quando se expede veículo sem a necessidade de uso exclusivo (∑ IT 50). Este trabalho mostra, por meio de pesquisa bibliográfica, elaboração de modelos e pesquisa de campo, que esta demonstração do controle com a obtenção dos valores de exposição nesta situação, para um método de controle melhor, deve ser realizada pela apresentação do registro do acúmulo de cargas, limitado (∑ IT 50), a fim de evitar a obtenção destas medidas, para que haja padronização com regulamentos estrangeiros e para que os custos e os tempos, importantes para expedição de radiofármacos com meia-vida curta, e também as atuais doses laborais dos técnicos de radioproteção sejam todos diminuídos. Os valores de exposição dos parâmetros utilizados com esse método são menores do que seus limites regulamentares. Para contribuir com essas finalidades devem ser apresentadas pelo regulamento brasileiro atualizado as distâncias de segregação entre as cargas e as cabines dos veículos.

    Palavras-Chave: radiation protection; dosimetry; radiation detection; radiation dose units; dose rates; occupational exposure; radiation transport; road transport; transport regulations; standardization; brazil

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  • IPEN-DOC 26852

    FRIMAIO, AUDREW . Desenvolvimento de compostos termoplásticos ou termofixos radiologicamente equivalentes ao tecido humano / Development of thermoplastic or thermosets compounds radiologically equivalent to human tissue . 2019. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 136 p. Orientador: Letícia Lucente Campos Rodrigues. DOI: 10.11606/T.85.2020.tde-06022020-104210

    Abstract: Os objetos simuladores constituídos de material tecido equivalente, são utilizados em laboratórios de pesquisa e em ambientes clínicos como parte de rotinas de controle de qualidade e radioproteção, são fundamentais para evitar a exposição de pessoas a doses de radiação. Os objetos simuladores são, na grande maioria, importados e de alto custo. Materiais radiologicamente equivalentes aos tecidos humanos, tem como principal requisito possuir o número atômico efetivo e/ou coeficiente de atenuação linear aproximadamente igual ao do tecido que se quer simular, de modo a reproduzir as suas características de atenuação à radiação ionizante incidente. Neste trabalho foram desenvolvidos compostos e protótipos que suprem a necessidade deste tipo de material radiologicamente equivalente a tecido utilizando tecnologia nacional. Os protótipos desenvolvidos e produzidos contêm substâncias, encontradas comercialmente, que, ao formarem um composto, seus percentuais são equivalentes aos encontrados no corpo humano, tais como tecido mamário, tecido mole, tecido adiposo e água A formulação dos compostos foi realizada por simulação computacional em trabalho realizado anteriormente, visando a produção de placas e/ou objetos (protótipos) com características de transmissão equivalentes ao de tecidos humanos e/ou à água. Os testes de desempenho dos protótipos produzidos apontaram as melhores formulações para aplicação em objetos simuladores na área de diagnóstico por imagem.

    Palavras-Chave: structural models; phantoms; thermoplastics; organic compounds; animal tissues; radiation detectors; dose equivalents; dose-response relationships; acute exposure; biological radiation effects; performance testing; computerized simulation; digital systems; image processing; dosimetry; ionizing radiations; nuclear medicine; radiation protection

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  • IPEN-DOC 27266

    PERINI, EFRAIN A. . Desenvolvimento de instalação para processamento de radioisótopos de utilização médica / Facility development for the processing of medical radioisotopes . 2020. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 226 p. Orientador: Carlos Alberto Zeituni. DOI: 10.11606/T.85.2020.tde-16092020-101721

    Abstract: O Câncer é uma doença devastadora que prejudica indivíduos, familiares e sociedade. O diagnóstico precoce e tratamentos eficazes são de extrema importância para o doente. Uma das vias mais utilizadas para o diagnóstico e o tratamento depende de átomos radioativos. Antes do tratamento, fontes radioativas seladas são inseridas próximas ou dentro do tumor por meio de implantes temporários ou permanentes, técnica conhecida como braquiterapia. Dentro dos radioisótopos mais utilizados, está o irídio-192. No diagnóstico, radioisótopos de meia vida curta (de alguns minutos ou horas) são injetados no paciente. A radiação atravessa os tecidos biológicos sendo detectada por equipamentos externos ao paciente, permitindo que o médico visualize a exata localização da doença. Dentro dos mais utilizados, está o molibdênio-99 e o iodo-131. O domínio da produção desses materiais torna um país independente no diagnóstico/tratamento de câncer. A crise do fornecimento do molibdênio-99 mostrou ao Brasil que há urgência na necessidade de domínio da produção desses materiais. Esta tese tem o objetivo apresentar uma proposta de instalação conceitual para o processamento de tais radioisótopos, inspirada nas instalações industriais do Centro de Radiofarmácia existente no IPEN em São Paulo. Foram aproveitadas as experiências dos pesquisadores da área, conhecimentos adquiridos em visitas técnicas a outras instalações de mesma finalidade e em congressos e reuniões técnicas. Nesse contexto foi apresentada a planta da instalação de processamento, o processo e células de produção dos radioisótopos molibdênio-99, irídio-192 e iodo-131, o projeto conceitual do sistema de ventilação. Utilizando a planta base da instalação foram apresentados e descritos: todos os itens da instalação; a classificação de área radioativa e a localização dos monitores de área; os acessos para manutenção, de pessoal e de material; a planta de fluxo e classificação de ar. Todos esses itens impactaram diretamente a disposição final da instalação. Espera-se que o trabalho e conceitos utilizados sirvam de referência para a futura construção de instalação de tal monta.

    Palavras-Chave: nuclear facilities; isotope separation plants; design; classification; construction permits; nuclear materials possession; molybdenum 99; iridium 192; iodine 131; neoplasms; nuclear medicine; industrial medicine; containment; environmental protection; personnel monitoring; radiation protection; recommendations; iaea agreements; safety standards

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  • IPEN-DOC 11345

    FRIMAIO, AUDREW . Desenvolvimento de um material cerâmico para utilização em proteção radiológica diagnóstica. 2006. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. p. Orientador: Leticia Lucente Campos Rodrigues. DOI: 10.11606/D.85.2006.tde-04062007-163758

    Abstract: Este estudo tem por objetivo formular um composto cerâmico para revestimento de paredes visando contribuir para a otimização da blindagem de salas de diagnóstico. O trabalho foi baseado em medidas experimentais de atenuação da radiação X (80 e 100 kV) empregando materiais cerâmicos de revestimento contendo diferentes suportes cerâmicos (vermelho, branco, grês, porcelanatos, etc). Dentre os suportes cerâmicos avaliados, o grês branco apresentou melhores propriedades atenuadoras, e foi considerado o mais adequado para a proposta deste trabalho. Diferentes formulações de grês branco foram estudadas e alteradas a fim de obter melhores propriedades atenuadoras. Foram efetuadas simulações de composições cerâmicas de revestimento grês dentro das porcentagens de matérias-primas necessárias na composição que são 12-20% argila; 6-18% caulim; 12-25% filito; 8-14% quartzo; 10-18% feldspato; 32- 40% pegmatito; 6-8% talco. As composições químicas quantitativas e qualitativas destes materiais foram também avaliadas, e os elementos constituintes mais comuns são SiO2, Fe2O3, Al2O3, CaO e Ti2O3. Considerando que o CaO pode ser substituído pelo PbO ou BaO, foram estudadas formulações com maiores teores de óxidos de Pb e Ba. O comportamento destes materiais como atenuadores para a radiação X foi investigado por meio de simulações computacionais que levaram em consideração os espectros de raios X incidentes e transmitidos através das diferentes composições estudadas e comparado com os materiais de referência Pb, Ba e BaSO4 (barita). Os resultados obtidos nas simulações indicaram as formulações do composto de suporte cerâmico grês que demonstram melhores propriedades de atenuação levando-se em conta as energias usadas em raios X diagnóstico (80, 100 e 150 kV). Placas cerâmicas baseadas na composição formulada que apresentou menor diferença percentual em relação ao Pb foram produzidas em laboratório e testadas fisicamente como revestimento de parede e barreira protetora. Propriedades como módulo de resistência à flexão, densidade, carga de ruptura, absorção de água e atenuação da radiação X foram avaliadas para todas as placas produzidas.

    Palavras-Chave: attenuation; barite; barium sulfates; barium; ceramics; computerized simulation; density; experimental data; kerma; lead; optimization; qualitative chemical analysis; quantitative chemical analysis; radiation protection; shielding materials; shielding; thickness; x radiation

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  • IPEN-DOC 15356

    CAMPOS, FABIO E. de . Desenvolvimento de um modelo de cela para processamento de radiofarmacos injetaveis / Development of a pattern hot cell for production of injectable radiopharmaceuticals . 2010. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 185 p. Orientador: Elaine Bortoleti de Araujo. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-08082011-144547

    Abstract: Para que sejam atendidos os requisitos normativos e reguladores dentro dos padrões nacionais e internacionais que tratam das condições inerentes à produção-processamento de materiais sensíveis à contaminação, tais como medicamentos injetáveis, um ambiente com atmosfera controlada deve ser criado. Tratando-se de materiais que têm aplicação medicinal, através de procedimentos específicos, mas que também apresentam em suas constituições agentes tóxicos, radioativos e periculosos, o ambiente deve assegurar que estes materiais, que em alguns casos possuem ainda característica de serem voláteis, não escapem para meio ambiente, sem que isto ocorra de uma maneira seletiva e segura, totalmente controlada. A condição de trabalho neste caso, recomendada pelas normas nacionais e internacionais vigentes, refere-se a uma atmosfera negativa em relação aos ambientes adjacentes. Apesar de a literatura estar amplamente provida de tecnologias referentes ao dimensionamento de sistemas, baseados em normas que determinam claramente os requisitos necessários, verifica-se a necessidade de desenvolver um ambiente controlado para produção de radiofármacos, compatibilizando o conceito de área limpa aos requisitos de segurança para manipulação de fontes radioativas abertas. Neste trabalho, dispositivos foram criados, métodos e procedimentos estabelecidos, com objetivo de possibilitar classificações diferentes do ar no interior da cela, sem barreiras físicas na área de trabalho, estabelecendo uma condição ergonômica, flexível e prática, refletindo em maior produtividade. O projeto resultou na criação de um ambiente totalmente favorável ao pronto atendimento dos requisitos normativos, composto de uma câmara de passagem responsável pela entrada e saída de material, sem que condições internas ao micro-ambiente fossem comprometidas. A estanqueidade da cela foi obtida utilizando-se portas dotadas de sistema eficiente de vedação através de juntas ativas e intertravamentos. Manipuladores tipo pinça asseguraram as operações de maneira ergonômica e segura, sem comprometer a estanqueidade e classificação do ambiente com graus de limpeza A e B. Para isso, utilizou-se um eficiente sistema de ventilação/ exaustão, dotado de filtros e dispositivos especiais desenvolvidos com exclusividade para que as condições impostas ao micro ambiente fossem estabelecidas a contento. Todos os parâmetros de funcionamento da cela foram avaliados através do planejamento de ensaios específicos. Os resultados dos ensaios demonstraram o atendimento aos critérios estabelecidos, indicando o potencial do projeto para o desenvolvimento de uma cela de produção de radiofármacos.

    Palavras-Chave: radiopharmaceuticals; isotope production; hot cells; air quality; clean rooms; ventilation; contamination; occupational safety; radiation protection; safety standards

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  • IPEN-DOC 10921

    TODO, ALBERTO S. . Desenvolvimento de um modelo matematico para o rim e estimativa da fracao absorvida especifica utilizando o metodo de Monte Carlo. 1979. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, 182 p. Orientador: Gian Maria Agostinho Angelo Sordi.

    Palavras-Chave: kidneys; monte carlo method; radiation protection

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Autor: Maprelian

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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.

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.

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