Abstract: A radioimunoterapia (RIT) faz uso de anticorpos monoclonais conjugados com radionuclídeos emissores α ou β-, ambos para terapia. O tratamento baseia-se na irradiação e destruição do tumor, preservando os órgãos normais quanto ao excesso de radiação. Radionuclídeos emissores β- como 90Y, 131I, 177Lu e 188Re, são úteis para o desenvolvimento de radiofármacos terapêuticos e, quando associados a AcM como o Anti-CD20 são importantes principalmente para o tratamento de Linfomas Não Hodgkins (LNH). 188Re (Eβ- = 2,12 MeV; Eγ= 155 keV; t1/2 = 16,9 h) é um radionuclídeo atrativo para RIT. O Centro de Radiofarmácia do IPEN possui um projeto que visa a produção do radiofármaco 188Re-Anti-CD20. Com isso,este estudo foi proposto para avaliar a eficácia desta técnica de marcação para tratamento em termos compartimentais e dosimétricos. O objetivo deste trabalho consistiu na compararação da marcação do AcM anti-CD20 com 188Re com a marcação do anticorpo com 90Y, 131I, 177Lu e 99mTc (pelas suas características químicas similares) e 211At, 213Bi, 223Ra e 225Ac. Através do estudo de técnicas de marcação relatadas em literatura, foi proposto um modelo compartimental para avaliação de sua farmacocinética e estudos dosimétricos, de alto interesse para a terapia. A revisão de dados publicados na literatura, possibilitou demonstrar diferentes procedimentos de marcação, rendimentos de marcação, tempo de reação, impurezas e estudos de biodistribuição. O resultado do estudo mostra uma cinética favorável para o 188Re, pelas suas características físicas e químicas frente aos demais radionuclídeos avaliados. O estudo compartimental proposto descreve o metabolismo do 188Re-anti-CD20 através de um modelo compartimental mamilar, que pela sua análise farmacocinética, realizada em comparação aos produtos marcados com emissores β-: 131I-antiCD20, 177Lu-anti-CD20, o emissor γ 99mTc-anti-CD20 e o emissor α 211At-Anti-CD20, apresentou uma constante de eliminação de aproximadamente 0,05 horas-1 no sangue do animal. A avaliação dosimétrica do 188Re-Anti-CD20 foi realizada através de duas metodologias: pelo método de Monte Carlo e pelo uso de uma fonte pontual β- através da Fórmula de Loevinger via programa Excel. Através da Fórmula de Loevinger fez-se a validação do método de Monte Carlo para a dosimetria do 188Re-Anti-CD20 e dos demais produtos. As doses e as taxas de doses obtidas pelos dois métodos foram avaliadas em comparação à dosimetria do 90Y-Anti-CD20, 131I-Anti-CD20 e do 177Lu-Anti-CD20, obtidas pela mesma metodologia. O estudo de dose foi realizado utilizando modelos matemáticos considerando um camundongo nude de 25g, simulando diferentes tamanhos de tumor e diferentes formas de distribuição do produto dentro do animal. De acordo com os resultados obtidos, pela energia de emissão β-, 188Re-Anti-CD20 apresenta maior deposição de energia para tumores volumosos em relação aos demais produtos avaliados. Em uma simulação com 100% do produto captado pelo tumor, 89% da dose total manteve-se absorvida pelo tumor, preservando a integridade de ógãos críticos como coração (2%), pulmões (5%), coluna (4%), fígado (0,014%) e rins (0,0007%). Em uma simulação onde há uma biodistribuição do produto no organismo do animal, 38% da dose total é absorvida pelo tumor e >3% é absorvida pela coluna. Nessa situação mais próxima da realidade, a extrapolação dos dados para um humano de 70kg, mostrou que a dose absorvida no tumor corresponde a cerca de 33%; na coluna 7% e o coração receberia uma dose de 35% do total. A análise compartimental e dosimétrica apresentada neste trabalho, realizada através do uso de um modelo animal para o 188Re-Anti-CD20 mostra que o produto desenvolvido e apresentado em literatura é candidato promissor para a RIT.

Palavras-Chave: antigens; antigen-antibody reactions; rhenium 188; yttrium 90; iodine 131; lutetium 177; technetium 99; astatine 211; bismuth 213; radium 223; actinium 225; physical chemistry; labelled compounds; radiation dose distributions; dose limits; dosimetry; monte carlo method; calculation methods; tumor cells; neoplasms; radiotherapy; immunotherapy; radioimmunotherapy; radionuclide kinetics

KURAMOTO, GRACIELA BARRIO. Estudo compartimental e dosimétrico do anti-CD20 marcado com 188Re. Orientador: João Alberto Osso Júnior. 2016. 141 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2016.tde-14032016-095417. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26599. Acesso em: $DATA.

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Abstract: No processo de fabricação do gerador de 99Mo/99mTc é fundamental, não só evitar a introdução de contaminantes microbianos, como também avaliar o efeito que a atividade radioativa pode provocar em microrganismos. Os objetivos deste trabalho foram: estudar os processos de esterilização por radiação gama (60Co) dos acessórios e da coluna de alumina (Al2O3) que compõem o sistema do gerador de 99Mo/99mTc, e avaliar a eficácia da radiação gama na morte de microrganismos em geradores de 99Mo/99mTc na mínima (9,25 GBq) e na máxima (74 GBq) atividade radioativa. Acessórios do gerador foram irradiados com doses absorvidas de 15, 25 e 50 kGy e as colunas de alumina com 10, 15, 25 e 50 kGy. A alumina das colunas irradiadas foi avaliada por análise combinada de microscopia eletrônica de varredura (MEV) e análise elementar por espectroscopia de energia dispersiva (EDS), e difração de raios X. O Teflon® foi avaliado por termogravimetria (TGA) e calorimetria exploratória diferencial (DSC). Cálculos dosimétricos foram realizados para o alvo de maior dose na coluna do gerador de 9,25 GBq e 74 GBq. Suspensões quantificadas de B. subtilis e esporos de B. pumilus foram inoculadas em colunas irradiadas a 25 kGy e observou-se que a coluna de alumina representou uma barreira física para a contaminação do eluato, pois a recuperação microbiana foi reduzida. Verificou-se que o B. subtilis na forma vegetativa mostrou menor afinidade pela alumina em relação aos esporos de B. pumilus. A recuperação microbiana foi menor no gerador com atividade radioativa em relação ao gerador sem radioatividade. Foi desenvolvido um indicador biológico de esporos de B. pumilus que consistiu em uma tira de alumínio com sílica gel colocado externamente à coluna e as quantidades recuperadas tanto no gerador de 9,25 GBq quanto no de 74 GBq mostraram redução na viabilidade. O uso de filtros Sep-Pak® e 0,22 μm no sistema do gerador mostrou eficiência na retenção de 4,9 x 106 UFC de B. subtilis, garantindo a esterilidade do produto terminado.

Palavras-Chave: radiopharmaceuticals; molybdenum 99; technetium 99; radioisotope generators; ionizing radiations; radiation effects; sterility; sterilization; microorganisms

FUKUMORI, NEUZA T.O. Estudo da influência da atividade radioativa presente no gerador de sup(99)Mo/sup(99m)Tc na esterilidade do produto terminado. Orientador: Margareth Mie Nakamura Matsuda. 2015. 160 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2015.tde-19082015-093444. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/23891. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Este trabalho tem como objetivo investigar a concentração de impurezas radioativas gama emissoras presentes nas soluções dos radiofármacos produzidos no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN em São Paulo. Para que este radiofármaco possa ser utilizado adequadamente, sua qualidade deve ser avaliada de acordo com os procedimentos estabelecidos de acordo com os \"Requisitos Gerais para a Competência de Laboratórios de Teste e Calibração\", ISO / IEC 17025: 2005 e pelas \"Boas Práticas de Fabricação\" (BPF), controladas pela ANVISA (Agência Nacional de Vigilância Sanitária), no Brasil. Para determinar a atividade, dos radiofármacos das impurezas gama emissoras, foi utilizado um espectrômetro gama de alta resolução em duas distâncias fonte-detector; uma de 18 cm e outra de 1,7 cm. Para a distância de 18 cm, o espectrômetro HPGe foi calibrado com energias gama entre 81 kev e 1408 kev, medindo ampolas seladas de 60Co, 133Ba, 137Cs e 152Eu, padronizadas no Laboratório de Metrologia Nuclear (LMN) do IPEN. Para impurezas com baixas atividades, utilizou a distância fontedetector de 1,7 cm. A esta distância, o efeito soma em cascata é muito elevado, tornando difícil a medição das ampolas de calibração padrão, com isso, a curva de eficiência do espectrômetro foi obtida por um código de simulação de Monte Carlo, desenvolvido no IPEN. Neste código, todos os detalhes do sistema de detecção são modelados e as curvas de resposta para raios X e raios gama são calculadas pelo código de transporte de radiação MCNPX. Os espectros gama foram analisados pelo programa Alpino, que aplica o método de integração numérica da área sob os fotopicos de absorção total. Para as impurezas gama emissoras não detectadas visualmente, os limites de detecção foram calculados a partir da taxa de contagem de fundo, sob a área do pico de interesse. As soluções radioativas analisadas foram 67Ga,99Mo, 99mTc, 111In, 131I, 153Sm, 177Lu e 201Tl. Os resultados da relação entre a atividade do radionuclídeo em análise e as impurezas identificadas apresentaram acordo com os certificados de análise dos fabricantes, assim como, com as especificações da ANVISA.

Palavras-Chave: gamma detection; radiation detectors; gamma spectroscopy; gamma dosimetry; calibration; inspection; impurities; gallium 67; molybdenum 99; technetium 99; indium 111; iodine 131; samarium 153; lutetium 177; thallium 201; quality control; nuclear medicine; radioisotopes; radiopharmaceuticals; brazilian cnen

ALMEIDA, JAMILLE da S. Estudo das impurezas radioativas gama emissoras presentes nos radiofármacos produzidos no IPEN-CNEN/SP. Orientador: Marina Fallone Koskinas. 2017. 127 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2017.tde-10082017-113643. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28039. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Dentre os vários radioisótopos existentes, o 99mTc e o 188Re apresentam propriedades físicoquímicas bastante específicas que os qualificam para utilização em Medicina Nuclear nas áreas de diagnóstico e terapia, respectivamente. Além disso, estes radiofármacos podem ser distribuídos à classe médica sob a forma de sistemas geradores de 99Mo-99mTc e 188W-188Re, garantindo autonomia e praticidade em sua utilização. O presente projeto de mestrado tem por objetivo determinar a capacidade de alguns materiais adsorvedores para retenção de molibdênio e tungstênio, visando o preparo de sistemas geradores de 99Mo-99mTc e de 188W- 188Re com características adequadas para aplicação em Medicina Nuclear. Quantidades conhecidas, em massa, de molibdênio (Mo) e tungstênio (W) foram adicionadas às soluções carga previamente preparadas, com valores de pH ajustados entre 1 e 7, e estas por sua vez foram então percoladas ao longo de diferentes dispositivos contendo em seu interior alumina, resina ou composto de poli-zircônio também denominado PZC. As eluições foram realizadas com um intervalo de tempo de aproximadamente 24 horas entre uma outra para os sistemas geradores de 99Mo-99mTc e de cerca de 48 horas para os sistemas geradores de 188W-188Re em função da diferença da meia-vida física existente entre os elementos pai e filho envolvidos em ambas as reações. As amostras eluídas dos sistemas geradores contendo tanto 99mTc quanto 188Re foram submetidas a testes de controle de qualidade visando-se determinar o grau de pureza radionuclídica, radioquímica e química de cada uma delas, mas nenhuma contaminação significativa por 99Mo, 188W, tecnécio ou rênio nos estados coloidais assim como zircônio foi detectada tanto nas soluções carga eluídas quanto nas soluções extraídas com solução salina para qualquer valor de pH estudado. Os cartuchos comerciais de alumina do tipo Sep Pak Ácida retiveram de maneira mais eficiente o molibdênio presente nas soluções carga eluídas quando comparados aos demais dispositivos comerciais de retenção utilizados. Entretanto, quando esta comparação estende-se as colunas cromatográficas de alumina, conclui-se que o emprego da alumina ácida como adsorvedor é ainda mais eficaz do que a utilização dos cartuchos do tipo Sep Pak Ácida e da própria alumina calcinada convencional, porém ainda assim não supera a performance apresentada pelo PZC. Os experimentos realizados com tungstênio, os quais envolveram a utilização de cartuchos comerciais de retenção de Sep Pak Ácida, assim como o emprego de alumina sob as formas calcinada convencional e ácida, revelaram que a alumina ácida constitui o melhor material adsorvedor. Quanto ao pH das soluções carga, observou-se que este deve ser ajustado de modo a ser mantido sempre que possível por volta de 5 (pH ácido) para as soluções preparadas contendo molibdênio sob a forma não radioativa como carregador, enquanto que para as soluções carga preparadas com tungstênio o pH deve ser neutro.

Palavras-Chave: quality control; adsorbents; radioisotope generators; aluminium oxides; molybdenum 99; technetium 99; rhenium 188; tungsten 188

LOPES, PAULA R.C. Estudo de diferentes materiais adsorvedores para o preparo de sistemas geradores de sup(99)Mo-sup(99m)Tc e sup(188)W-sup(188)Re. Orientador: Joao Alberto Osso Junior. 2009. 119 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2009.tde-06112009-101316. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9437. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Staphylococcus aureus é um dos principais microorganismos causadores de infecção em humanos, podendo causar inclusive bacteremia e endocardite nos indivíduos infectados. Diversas cepas desta bactéria apresentam resistência a diferentes tipos de antibióticos, dentre eles os antibióticos meticilina e amoxicilina, como no caso da bactéria Staphylococcus aureus resistente à meticilina (MRSA). A Proteína ligadora de Penicilina 2a (PBP2a) é a enzima responsável por conferir resistência para a MRSA aos antibióticos β-lactâmicos, sendo uma molécula promissora para terapia com AcM. No entanto, além das terapias os métodos de diagnóstico também são ineficientes, pois atualmente o diagnóstico leva vários dias para produzir um resultado confiável. O objetivo deste trabalho foi desenvolver um radiofármaco utilizando o AcM anti-PBP2a, desenvolvido em Bio-Manguinhos/FioCruz, marcado com 99mTc, para identificação in situ do foco infeccioso causado por MRSA. Neste trabalho, incialmente o AcM anti-PBP2a foi reduzido com o agente redutor 2-mercaptoetanol (2-ME), para gerar grupos sulfidrilas (- SH). Logo após foram utilizados dois diferentes métodos da Marcação Direta: o Método 1, utilizando o reagente tartarato e o ácido gentísico, que atuam como agente transquelante e estabilizador, respectivamente; e o Método 2, utilizando um kit comercial de MDP, no qual o MDP atua como agente transquelante. Após a marcação do anticorpo, o radiofármaco foi submetido a ensaios de avaliação funcional, utilizando os métodos de eletroforese em gel SDS-PAGE não redutor; Immunoblotting; ELISA e o Ensaio de Neutralização in vitro. Como resultado foi visto que a quantidade média de grupos sulfidrilas produzida por AcM foi considerada satisfatória, cerca de 5 grupos SH por IgG, utilizando para isto a relação molar de 6.500:1 de 2-ME:AcM. O Método 2 foi o método que obteve melhor rendimento de marcação, com 73,5%, apresentando boa estabilidade depois de 2 horas (73,2%). A melhor formulação utilizada foi a seguinte: 0,5 mg de AcM anti-PBP2a; 10 μL do kit do MDP, depois de ser resuspendido com 5 mL de solução salina; e 75,48 MBq (2,04 mCi) de 99mTc, a reação ocorrendo em 15 minutos. Os Ensaios de Avaliação Funcional demonstraram que o AcM manteve a especificidade e afinidade de ligação à PBP2a.

Palavras-Chave: staphylococcus; microorganisms; labelling; monoclonal antibodies; technetium 99

MORORO, JANIO da S. Estudo de marcação do anticorpo monoclonal anti-PBP2a com sup(99m)Tc. Orientador: João Alberto Osso Junior. 2012. 127 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2012.tde-06032013-151412. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10164. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O 99mTc é o radionuclídeo mais utilizado em medicina nuclear. No Brasil os geradores de 99Mo/99mTc são produzidos exclusivamente pelo Centro de Radiofarmácia do IPEN-CNEN/SP, com 99Mo importado de diferentes fornecedores. O 99Mo (t1/2 = 66 h), por ser um produto de fissão do 235U, pode conter impurezas radionuclídicas prejudiciais à saúde humana. Dessa forma, para que o gerador seja utilizado de forma segura, é necessário que o 99Mo seja avaliado por ensaios de controle de qualidade e atenda à alguma especificação descrita em farmacopeia. A Farmacopeia Europeia (FE) apresenta monografia, com parâmetros (identificação, pureza radioquímica e pureza radionuclídica), métodos de análise, e limites, para avaliação da qualidade da solução de [99Mo] na forma de molibdato de sódio, que é utilizada como matéria-prima no preparo dos geradores de 99Mo/99mTc. No entanto, observa-se uma dificuldade na implementação e execução dos métodos por parte dos produtores de geradores, com pouca literatura sobre o assunto, provavelmente devido à falta de praticidade dos métodos propostos e à extensa lista de reagentes utilizados. Nesse trabalho foram avaliados vários parâmetros de qualidade do 99Mo descritos na monografia da FE. Foram estudados métodos de separação do 99Mo de suas impurezas radionuclídicas por extração em fase sólida (SPE) e por TLC. Após separação por SPE, foi proposta a quantificação de metais por ICP-OES para avaliar a porcentagem de retenção de Mo e a porcentagem de recuperação de Ru e Te e Sr em diversos tipos de cartuchos, em substituição ao uso de radiotraçadores. Observou-se que a marca de cartucho de SPE para separação do 99Mo recomendada pela FE apresentou baixa recuperação para Ru, quando comparado aos outros cartuchos de troca aniônica disponíveis no mercado. Amostras de 99Mo de diferentes fornecedores mundiais foram analisadas. Observou-se que é possível realizar a quantificação de 103Ru em amostras de 99Mo mesmo com tempos de decaimento acima de 4 semanas. Um método alternativo de separação do 99Mo do 131I por TLC apresentou resultados promissores. Não foi feita a quantificação das impurezas radionuclídicas emissoras beta e alfa. Todas as amostras analisadas apresentaram resultados dentro das especificações da FE para pureza radioquímica (>95%) e pureza radionuclídica.

Palavras-Chave: icp mass spectroscopy; positron computed tomography; single photon emission computed tomography; thin-layer chromatography; tomography; solids; structure factors; gamma spectroscopy; ge semiconductor detectors; proton decay radioisotopes; isotope production; radioisotope generators; radiopharmaceuticals; molybdenum 99; technetium 99; radiation quality; quality factor; quality assurance; safety standards; quality control; radiation protection

SAID, DAPHNE de S. Estudo de metodologias de controle de qualidade do Mo-99 utilizado no preparo de geradores de Mo-99/Tc-99m. Orientador: João Alberto Osso Júnior. 2016. 121 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-13052016-130311. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26396. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A eficiência e a segurança de uma prática de medicina nuclear dependem, entre outros fatores, de um programa de controle de qualidade, principalmente no que diz respeito à utilização de medidores de atividade de radionuclídeos (ativímetros). Dentre as maiores fontes de erro nas medidas realizadas com um ativímetro estão: a espessura, o tamanho e o volume do frasco que contém o radiofármaco, considerando que um ativímetro típico tem a sua resposta reconhecidamente dependente do frasco utilizado. O propósito desse trabalho foi implantar um programa de controle de qualidade além de estabelecer fatores de correção referente à geometria do frasco de vidro para distribuição de radiofármacos e calibração de ativímetros, considerando que o Laboratório de Calibração de Instrumentos (LCI) do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN) possui um Sistema Padrão Secundário NPL-CRC radionuclide calibrator, fabricado pela Southern Scientific, composto por uma câmara de ionização tipo poço e um sistema de medida de corrente, com rastreabilidade ao National Physical Laboratory (NPL) e calibrado com um frasco de vidro tipo P6 que possui dimensões diferentes dos utilizados pelo IPEN. Foram testados os radiofármacos 67Ga, 131I, 201Tl e 99mTc, todos produzidos pelo IPEN. Os resultados demonstraram uma variação de até 22% para o radiofármaco 201Tl, sendo que a menor variação foi encontrada para o 131I (2,98%). Os fatores de correção encontrados devem ser incorporados na calibração rotineira dos ativímetros.

Palavras-Chave: radiopharmaceuticals; radioisotopes; activity meters; calibration; quality control; nuclear medicine; experimental data; gallium 67; iodine 131; ionization chambers; technetium 99; thallium 201; thickness

MARTINS, ELAINE W. Estudo e determinacao de fatores de influencia das dimensoes dos frascos de radiofarmacos utilizados no IPEN para calibracao de ativimetros. Orientador: Maria da Penha Albuquerque Potiens. 2010. 63 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-08082011-104737. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9581. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O objetivo deste trabalho foi desenvolver uma forma alternativa de se produzir alvos para irradiação contendo urânio, destinados à produção do par de radionuclídeos 99Mo-99mTc. Estes alvos foram obtidos por metalurgia do pó, utilizando-se pós de níquel e de cobre, servindo o compactado como meio de encapsulamento para um cilindro de urânio a ser irradiado. O desenvolvimento compreendeu as etapas de caracterização química e física dos pós-utilizados. Os alvos foram compactados em prensa uniaxial e em prensa isostática a frio. As amostras foram sinterizadas em três atmosferas diferentes: argônio, hidrogênio e em alto vácuo. Quando do uso conjunto de cobre e níquel, foi feita sinterização por dois corpos, i.e., um compactado de níquel contendo o núcleo para ser irradiado e um compactado de cobre para servir de infiltrante. Isto, visando a eliminação de porosidade interconectada, permitindo o selamento do conteúdo físsil no interior do compactado. Os alvos após sinterização foram caracterizados fisicamente sendo avaliada a massa específica, pelo método geométrico e pelo princípio de Arquimedes. A porosidade foi medida pela técnica de porosimetria de mercúrio. Os alvos prontos foram caracterizados micro estruturalmente por microscopia óptica e eletrônica de varredura. Os resultados indicaram que a densificação do níquel foi diretamente proporcional à pressão de compactação obtendo-se 87% de densidade relativa após prensagem a 800 MPa (limite superior de compactação para ligas metálicas) e sinterização por 4 h a 600 ºC em atmosfera de hidrogênio. A sinterização por dois corpos (níquel com cobre) mostrou-se promissora para o uso como invólucro para núcleos, em termos de integridade estrutural e selamento devido à ausência de porosidade interconectada.

Palavras-Chave: powder metallurgy; nickel; copper; compacting; sintering; irradiation; targets; molybdenum 99; technetium 99; isotope production; scanning electron microscopy

MIYANO, ROSANA S.L. Estudos de compactação de pó de níquel para produção de alvos de irradiação. Orientador: Jesualdo Luiz Rossi. 2014. 81 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2014.tde-26102015-100326. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/25190. Acesso em: $DATA.

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