Abstract: Um sistema de referência para determinação do equivalente de dose pessoal, HP (10), e um programa de controle da qualidade de sistemas geradores de raios X utilizados em radioproteção inclui a verificação periódica da constância dos feixes de raios X empregados na calibração de instrumentos medidores de radiação em laboratórios de calibração de instrumentos. Neste trabalho foram desenvolvidas duas câmaras de ionização de placas paralelas inseridas em objetos simuladores de tronco humano. Uma das câmaras de ionização possui eletrodo coletor de grafite, para a medida do equivalente de dose pessoal; a segunda câmara de ionização foi confeccionada com eletrodo coletor de alumínio para, juntamente com a primeira câmara de ionização, formarem um sistema Tandem. A dependência energética diferente da resposta das duas câmaras de ionização é que permite a formação do sistema Tandem, que apresenta grande utilidade na verificação da constância de feixes de radiação X. Foram ainda implantados feixes padronizados de radiação X de energias médias (48 keV a 118 keV), nível radioproteção, por meio do desenvolvimento de uma metodologia dosimétrica e da análise dos parâmetros físicos destes feixes. As câmaras desenvolvidas foram testadas em relação às suas características operacionais e foram calibradas em feixes de radiação X, níveis radioproteção, radiodiagnóstico, mamografia e radioterapia, e ainda em campos de radiação gama, seguindo as recomendações internacionais. Apresentaram bom desempenho. Foi estabelecido o procedimento da determinação do equivalente de dose pessoal, Hp (10).

Palavras-Chave: ionization chambers; x radiation; dosimetry; dose equivalents; x-ray equipment; measuring instruments; radiation protection; calibration; radiation doses; radiation quality; quality control; x-ray dosimetry

VIVOLO, VITOR. Desenvolvimento de um sistema de referencia para determinacao do equivalente de dose pessoal e da constancia de feixes de radiacao X. Orientador: Linda Viola Ehlin Caldas. 2006. 179 f. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2006.tde-22032012-171957. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/11379. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O desenvolvimento e calibração de um sistema dosimétrico de rotina baseado no fotodiodo comercial e de baixo custo (SFH 206) é apresentado neste trabalho. A sonda dosimétrica foi projetada para operar sem tensão de polarização no modo de corrente direta. As radiações foram realizadas no irradiador Panorâmico de Cobalto-60 no intervalo de taxas de dose de 8,1 Gy/h a 125 Gy/h. As fotocorrentes geradas no diodo, para cada taxa de dose, foram registradas utilizando um eletrômetro digital e foram armazenadas durante todo o tempo de exposição. A resposta em corrente do diodo foi medida em função do tempo de exposição em intervalos de 1 Gy até 200 Gy para doses acumuladas de até 15 kGy. Neste intervalo, a resposta em dose do diodo, em função da carga gerada pela dose, foi linear com coeficiente de correlação melhor que 0,998. Estes resultados foram comparados com os obtidos com filmes Gafchromic frequentemente utilizados em dosimetria de rotina. Para monitorar possíveis danos de radiação gama produzidos no diodo, as sensibilidades em corrente e em carga foram medidas em função da dose absorvida. Para doses até 15 kGy, não foi observado qualquer dano de radiação o que confirma a boa reprodutibilidade de resposta do diodo, melhor do que 3 %. Finalmente, devido aos pequenos erros experimentais ( 5% ) e boa resolução espacial do diodo, foi possível medir a dose de trânsito devida ao movimento da fonte radioativa de Cobalto-60 bem como a distribuição da taxa de dose no Irradiador Panorâmico.

Palavras-Chave: radiation protection; dosimetry; dosemeters; semiconductor diodes; measuring instruments; calibration; radiation detection; radiation dose units; dose rates; cobalt 60; gamma radiation

FERREIRA, DANILO C. Desenvolvimento e calibração de um sistema dosimétrico de rotina em processamento por irradiação. Orientador: Carmen Cecilia Bueno. 2013. 129 f. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2013.tde-19122013-161529. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10593. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A radiocirurgia estereotáxica é um procedimento que trata principalmente lesões intracranianas para destruir células tumorais inacessíveis cirurgicamente. O Gamma Knife® é uma unidade de radiocirurgia estereotáxica que trata lesões exclusivamente cerebrais com feixes de 60Co de forma não-invasiva. De forma a garantir a acurácia na entrega da dose, esse tipo de equipamento necessita de detectores adequados para determinar a dose a ser entregue com exatidão. O protocolo da IAEA, TRS 483, é um guia padronizado para procedimentos dosimétricos e indicação de detectores relativos à dosimetria de referência de campos pequenos usados em feixes de radioterapia. Este trabalho seguiu as recomendações do TRS 483 na dosimetria do Gamma Knife® e foram realizadas medições utilizando duas câmaras de ionização, Exradin A16 e PTW Pinpoint 3D 31016, a alanina como detector de referência e os objetos simuladores indicados pela Elekta, fabricante do Gamma Knife®, sendo um de ABS e outro de Solid Water®. Um objeto simulador de acrílico foi construído, com as mesmas dimensões dos indicados pela Elekta, e implementado na dosimetria de equipamentos Gamma Knife®. A calibração das câmaras de ionização utilizadas foi realizada em um laboratório padrão primário e o coeficiente de calibração obtido foi utilizado no cálculo da dose absorvida na água dessas câmaras. Os estudos e testes dosimétricos realizados com o objeto simulador construído demonstraram resultados próximos aos simuladores existentes. Todos os fatores de correção indicados pelo TRS 483 foram considerados para o cálculo da dose absorvida. Foi constatado que o novo objeto simulador pode ser utilizado na dosimetria de Gamma Knife® e também para calibração de câmaras de ionização de volume pequeno, garantindo uma configuração de dosimetria e calibração similares e proporcionando ao usuário uma calibração próxima à configuração da dosimetria clínica. O projeto e a execução do objeto simulador utilizado neste trabalho visa contribuir para o TRS 483, de forma que seja utilizado na aplicação da dosimetria de Gamma Knife® e na calibração de câmaras de ionização de volume pequeno.

Palavras-Chave: radiant flux density; gamma radiation; radiation dose units; radiation sources; dosimetry; radiation protection; small intestine; phantoms; biological models; nuclear medicine; radiotherapy; surgery; brain

COSTA, NATHALIA A. Desenvolvimento e implementação de um objeto simulador para dosimetria de equipamentos Gamma Knife®. Orientador: Maria da Penha Albuquerque Potiens. 2018. 84 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2018.tde-03072018-095701. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29135. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Neste trabalho foi desenvolvido o método de padronização do 123I em sistema de coincidências 4π(X,A)-γ. O 123I foi produzido no cíclotron Cyclone-30 do IPEN CNEN/SP, por meio da irradiação do 124Xe. O 123I decai com uma meia vida de 13,22 horas pelo processo de captura eletrônica seguido da emissão de radiação gama. Foi aplicada a técnica de extrapolação linear da eficiência para determinação da atividade e para determinação do coeficiente de conversão interna total do nível de 159 keV, obtido a partir da inclinação da curva de extrapolação. A curva de extrapolação experimental foi comparada com a simulação de Monte Carlo, executada pelo código ESQUEMA. As fontes radioativas foram também medidas em um sistema de espectrometria de HPGe, a fim de determinar a probabilidade de emissão gama por decaimento para várias transições gama. Todas as incertezas envolvidas e suas correlações foram analisadas aplicando a metodologia de matriz de covariância e os parâmetros medidos foram comparados com os da literatura.

Palavras-Chave: radiation protection; radiation doses; radiation monitoring; gamma radiation; emission spectroscopy; decay; monte carlo method; cyclic accelerators; cyclotrons; program management; iodine 123; isotope production; brazil

GISHITOMI, KAROLINE C. Determinação da taxa de desintegração e das probabilidades de emissão ga por decaimento do I-123. Orientador: Marina Fallone Koskinas. 2012. 83 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2012.tde-05112012-161632. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10130. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O fosfogesso é um resíduo da indústria de fertilizantes fosfatados que concentra radionuclídeos naturais. Neste trabalho foi estudada a taxa de exalação de 222Rn em placas e tijolos de fosfogesso, visando sua utilização na construção de residências. Para tanto, foram determinadas a taxa de exalação de 222Rn por meio da técnica da câmara de acumulação com detectores sólidos de traços nucleares (SSNTD) inseridos em uma câmara de difusão e a dose efetiva para um indivíduo habitando uma residência construída com esses materiais. A título de comparação foi também determinada a taxa de exalação teórica, por meio do modelo proposto pela UNSCEAR, a partir da concentração de 226Ra nas placas e tijolos de fosfogesso. A contribuição do revestimento na superfície dos materiais para a diminuição da taxa de exalação de radônio foi também avaliada. Foram estudados placas e tijolos fabricados com fosfogesso das empresas Bunge Fertilizantes, Ultrafertil e Fosfertil e tijolos fabricados com gesso comum. Os valores médios obtidos foram 0,19 0,06 Bq m-2 h-1, 1,3 0,3 Bq m-2 h-1 e 0,41 0,07 Bq m-2 h-1 para as placas fabricadas com fosfogesso proveniente das empresas Bunge, Ultrafertil e Fosfertil, respectivamente. Já para os tijolos de fosfogesso, os valores foram 0,11 0,01 Bq m-2 h-1, 1,2 0,6 Bq m-2 h-1, 0,47 0,15 Bq m-2 h-1, para o fosfogesso da Bunge, Ultrafertil e Fosfertil. O tijolo fabricado com gesso comum apresentou valor médio de 0,18 0,08 Bq m-2 h-1. As doses efetivas anuais para um indivíduo habitando uma residência construída como os tijolos ou placas de fosfogesso de qualquer uma das procedências ficaram abaixo do limite de dose efetiva para indivíduos do público de 1 mSva-1 estabelecido pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica.

Palavras-Chave: phosphate rocks; gypsum; fertilizers; bricks; radon; exhalation; natural radioactivity; radiation doses; dose limits; radiation protection

COSTA, LUCAS J.P. da. Estudo da exalação de randônio em placas e tijolos de fosfogesso de diferentes procedências. Orientador: Marcia Pires de Campos. 2011. 65 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2011.tde-03042012-135433. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10079. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Visando contribuir com o desenvolvimento de uma metodologia adequada ao Brasil para deposição de fontes seladas fora de uso, o presente estudo avaliou cenários de migração de radionuclídeos para fora de um repositório profundo tipo poço tubular. Considerou-se uma fratura anelar como caminho preferencial de fluxo da água subterrânea, que futuramente adentrará os poços, entrando em contato direto com as fontes. No futuro, fenômenos naturais e ação antrópica poderiam levar à degradação dos materiais que formam as barreiras artificiais do repositório e formar uma via preferencial de transporte e migração dos radioisótopos depositados. Haveria intrusão de água subterrânea e contato com as fontes seladas, corrosão e transporte dos radioisótopos para o ambiente acessível ao homem. A modelagem de transporte considerou percolação de água subterrânea numa fratura causada pelo descolamento entre o tubo de aço e a pasta de cimento, que separa o repositório do meio geológico. Foram simulados cenários de migração e o estudo poderá ser aproveitado na escolha de sítio e de novas técnicas para selagem. Diferentes gradientes hidráulicos e espessuras de fratura, entre outros parâmetros, influirão diretamente no fluxo pela fratura postulada que resultarão em diferentes tempos de trânsito até a biosfera.

Palavras-Chave: sealed sources; storage; underground disposal; boreholes; disposal wells; pipes; fractures; radionuclide migration; biosphere; safety; radiation protection

SABBAG, MAURICIO G. Estudo da migração de radionuclídeos em depósito para fontes seladas tipo poço tubular. Orientador: Julio Takehiro Marumo. 2013. 72 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-04072013-163633. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10503. 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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