Abstract: O 68Ga é um radionuclídeo promissor para a medicina nuclear, decaindo por emissão de pósitrons com abundância de 89%, apresentando tempo de meia vida física de 68 minutos, o que é compatível com a farmacocinética de muitas biomoléculas e substratos de baixo peso molecular. Outra característica importante é a sua disponibilidade por um sistema de gerador, onde o radionuclídeo pai, 68Ge (t1/2 = 270,95 dias) é adsorvido em uma coluna e o filho, 68Ga, é eluído na forma iônica 68Ga3+. O desenvolvimento dos geradores de 68Ge/68Ga teve início na década dos anos 60, mas o seu uso clínico começou a ser aceitável e relevante apenas recentemente. O método de separação do 68Ge do 68Ga mais utilizado é o sistema cromatográfico de troca iônica, devido sua praticidade de operação, mas outros sistemas de geradores já foram propostos, como de extração por solvente e técnica de evaporação. Atualmente, os geradores de 68Ge/68Ga são disponíveis comercialmente tanto com colunas utilizando matrizes inorgânicas preparadas com TiO2 ou SnO2 como também usando resina orgânica. A eficiência de eluição do 68Ga varia de 70 % a 80 %, apresentando uma queda ao longo do tempo. Os níveis de contaminação do 68Ge vão de 10-2 a 10-3 %, porém ocorre um aumento nos níveis de contaminação após longos períodos de uso. Mesmo com todos os avanços tecnológicos, ocorridos nas últimas décadas, no desenvolvimento dos geradores de 68Ge/68Ga, o eluato de 68Ga dos geradores comerciais ainda não é adequado para uso direto em seres humanos e algumas melhorias nos sistemas precisam ser feitas para diminuir os níveis de contaminação de 68Ge e impurezas químicas. O objetivo principal deste trabalho foi desenvolver um sistema de gerador de 68Ge/68Ga com o qual se pudesse eluir o 68Ga com qualidade necessária para uso clínico. O comportamento químico do Ge e do Ga foi avaliado em vários materiais adsorvedores inorgânicos. Foram desenvolvidos dois tipos de sistemas de geradores de 68Ge/68Ga utilizando o TiO2 como material adsorvedor: sistema de eluição com pressão manual e sistema de eluição a vácuo, controlado. As eficiências dos geradores foram similares às encontradas nos geradores comerciais, assim como os níveis de impurezas no eluato. Um novo método para o controle radionuclídico foi desenvolvido e apresentou resultados satisfatórios para determinação da contaminação do 68Ge no eluato do gerador. Foi proposto um protótipo de gerador capaz de fornecer 68Ga com a qualidade necessária para ser utilizado em aplicações médicas.

Palavras-Chave: radioisotope generators; gallium 68; germanium 68; oxide minerals; titanium oxides; zirconium oxides; inorganic compounds; inorganic ion exchangers; adsorbents; vacuum states; elutriation; radiopharmaceuticals; impurities; medical surveillance; quality assurance; nuclear medicine

BRAMBILLA, TANIA de P. Estudo de materiais adsorvedores para o preparo de geradores de Ge-68/Ga-68. Orientador: João Alberto Osso Junior. 2013. 181 f. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2013.tde-08112013-142931. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10560. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Linfomas são cânceres que se iniciam a partir da transformação maligna de um linfócito no sistema linfático. Os linfomas são divididos em duas categorias principais: os linfomas de Hodgkin e todos os outros linfomas, denominados linfomas não-Hodgkin (LNH). Os pacientes com LNH são comumente tratados com radioterapia apenas ou combinada com quimioterapia utilizando-se de anticorpo monoclonal anti-CD20, principalmente o rituximab (MabThera&reg). O uso de anticorpos monoclonais (Acm) conjugados à quelantes bifuncionais radiomarcados com radionuclídeos metálicos ou lantanídeos é uma realidade de tratamento para portadores de LNH pelo princípio de radioimunoterapia (RIT). Este estudo concentrou-se nas condições de conjugação do anticorpo monoclonal rituximab (MabThera&reg) com grupamentos quelantes bifuncionais DOTA e DTPA. Na marcação dos Acm conjugados com lutécio-177, foram estudadas as condições de pré-purificação do Acm, condições de conjugação, determinação de número de quelantes acoplados à molécula do anticorpo, purificação do anticorpo conjugado, radiomarcação do anticorpo conjugado, com lutécio-177, purificação do anticorpo marcado, a ligação específica in vitro dos compostos marcados às células Raji, e distribuição biológica em camundongos BALB/c sadios. As três metodologias empregadas na pré-purificação do anticorpo (diálise, cromatografia de exclusão molecular com coluna Sephadex G-50 e ultrafiltração) demonstram-se eficientes e proporcionaram recuperação da amostra superior a 90%. A metodologia de ultrafiltração foi considerada a mais simples e prática, podendo ser aplicada a procedimentos rotineiros de produção de radiofármacos. Além disso, proporcionou a recuperação final de amostra de 97% em microlitros. Nas conjugações do anticorpo com os quelantes DOTA e DTPA em razões molares diferentes do Acm:quelante, observou-se número de grupamentos quelantes acoplados à molécula do Acm proporcional à razão molar estudada. Quando foi avaliada a influência de condições diferentes de conjugação no número de quelantes acoplados à molécula do Acm, não foram observadas diferenças significativas, com resultados de pureza radioquímica (PR) inferior a 80% em todas as condições estudadas. Na comparação de métodos de purificação do Acm conjugado, a abordagem inédita apresentada neste estudo, na qual a cromatografia de exclusão molecular foi combinada com a ultrafiltração resultou em maior eficiência na purificação e preservação da estrutura do anticorpo. Nos estudos de radiomarcação do anticorpo conjugado com DOTA e DTPA, os imunoconjugados de DTPA apresentaram, de forma geral, maior eficiência de marcação com resultados reprodutíveis quando comparados com os imunoconjugados de DOTA, considerando-se as diferentes razões molares utilizadas. As metodologias cromatográficas empregadas no controle de pureza radioquímica do composto radiomarcado proporcionaram a discriminação das diferentes espécies radioquímicas no meio de marcação. A metodologia de purificação do composto conjugado e radiomarcado utilizada proporcionou a obtenção de compostos com alta pureza radioquímica, 97,4±1,3% (DOTA 1:50) e 98,7±0,2% (DTPA 1:50). Nos estudos de ligação específica às células tumorais Raji, o anticorpo conjugado com quelante DTPA nas razões molares de 1:50 e 1:20 apresentaram perfil semelhante de ligação, com aumento da porcentagem de ligação específica proporcional à concentração celular, enquanto que o imunoconjugado na razão molar de 1:10 apresentou alta porcentagem de ligação não específica. Os resultados obtidos nos estudos de biodistribuição in vivo do anticorpo conjugado e radiomarcado nem sempre se mostraram compatíveis com a biodistribuição de anticorpos radiomarcados íntegros. No caso do quelante DOTA, o imunoconjugado obtido a partir da razão molar 1:20, apresentou melhores características de biodistribuição. No caso do quelante DTPA, a razão molar utilizada pareceu refletir diretamente no clareamento sanguíneo do anticorpo e todas as razões molares utilizadas apresentaram instabilidade in vivo.

Palavras-Chave: radioimmunoscintigraphy; monoclonal antibodies; plasma cells; radioimmunotherapy; rare earths; lutetium 177; radioisotopes; labelling; in vivo; impurities; purification; lymphatic system; lymphomas; neoplasms; radiotherapy

AKANJI, AKINKUNMI G. Estudo de conjugação do anticorpo anti-CD20 para marcação com radionuclídeos metálicos ou lantanídeos. Orientador: Elaine Bortoleti de Araújo. 2013. 120 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2017.tde-06092017-084114. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28021. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O radiofármaco FLT-18F é um análogo do nucleosídeo timidina e um promissor marcador da proliferação tumoral para imagens em PET. A síntese deste radiofármaco não é simples e, muitas vezes, apresenta baixos rendimentos. Este radiofármaco já vem sendo estudado há alguns anos, porém, não há produção, nem estudos clínicos, no Brasil. O estudo do processo produtivo e a sua adequação às diretrizes de Boas Práticas de Fabricação (ANVISA) são de extrema importância. Este trabalho teve como objetivo estudar a síntese deste radiofármaco, avaliar os métodos de controle de qualidade que serão utilizados na rotina de produção futura, realizar estudos de citotoxicidade, estudos de biodistribuição e imagens PET em animais, contribuindo para o desenvolvimento e elaboração do protocolo de validação de processo e estabelecimento das metodologias analíticas a serem utilizadas durante a rotina de produção. Inicialmente, foi estudada a síntese e produção do produto FLT-18F, com a avaliação de três temperaturas diferentes de marcação, a m de vericar o comportamento do rendimento radioquímico e a estabilidade do produto nal. Os estudos de metodologia analítica compreenderam as análises de identicação radionuclídica, determinação dos pers cromatográcos, pureza radioquímica, solventes residuais e pH. Estudos in vitro do FLT- 18F de internalização e citotoxicidade também foram feitos. Nos estudos in vivo, avaliou-se a farmacocinética, biodistribuição em animais sadios e em animais com modelos tumorais, além de imagens PET/CT de animais com melanoma. O produto nal apresentou alta pureza radioquímica e mostrou-se estável por até 10 horas após a síntese, porém obteve-se um rendimento radioquímico relativamente baixo, conforme descrito na literatura. As metodologias analíticas testadas mostraram-se adequadas para o uso no controle de qualidade do FLT-18F. Nos estudos in vitro o FLT-18F apresentou uma signicativa porcentagem de ligação às células tumorais e a molécula não radiomarcada não foi considerada tóxica para estas células estudadas. A biodistribuição e as imagens apresentaram resultados compatíveis com o esperado. As contribuições para a validação de processo foram satisfatórias e auxiliarão na validação futura do processo produtivo do radiofármaco em estudo.

Palavras-Chave: radiopharmaceuticals; fluorine 18; isotope production; quality control; cytology; toxicity; positron computed tomography; validation; chromatography; radiochemistry

ZANETTE, CAMILA. Estudo da produção do radiofármaco FLT-18F em sistema automatizado: contribuição para a validação do processo. Orientador: Elaine Bortoleti de Araujo. 2013. 132 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-04072013-140325. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10521. 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: A parte inicial deste estudo consistiu da síntese de HMSPP (Polipropileno com Alta Resistência do Fundido) também chamado polipropileno modificado por irradiação gama, a partir de iPP (polipropileno isotático) em presença de acetileno sob pressão de 110 kPa e irradiado com &gamma; (gama) de fonte de 60Co nas doses de 5; 12,5 e 20 kGy. A fração gel das amostras foi determinada pela extração de componentes solúveis em xileno. A parte solúvel das amostras foi decantada com deposição do gel em lâminas de vidro, até total volatilização do xileno à temperatura ambiente de 25 °C. À parte solúvel da amostra com 12,5 kGy adicionaram-se nanopartículas de prata (NPsAg) nas proporções de: 0,25; 0,5; 1,0; 2,0 e 4,0% em massa. Estas amostras foram caracterizadas por: microscopia eletrônica de varredura e espectroscopia de energia dispersiva (MEV/EDS), espectroscopia no infravermelho (FTIR), microscopia eletrônica de varredura com emissão de campo (MEV-EC), microscopia de força atômica (MFA), calorimetria exploratória diferencial (DSC), difração de raios X (DRX), redução da unidade formadora de colônias (UFC) (%) e teste de citotoxicidade. Neste estudo da morfologia, observou-se a formação de microgéis de polipropileno na ordem crescente PP 5 kGy < PP 12,5 kGy < 20 kGy. Constatou-se a existência de estruturas nanométricas de géis de polipropileno (nanogéis e nanofibras) nas amostras de PP 12,5 kGy e PP 20 kGy. Os nanogéis são formações reticuladas, ramificadas, e emaranhadas, nucleadas em regiões de incidência de alta concentração de energia (spurs) em uma amostra irradiada. Nos testes de avaliação da atividade bactericida dos géis com NPsAg observou-se eficiência biocida para E. coli e S. aureus a partir de 1% de NPsAg e no teste de citotoxicidade as amostras foram caracterizadas como não citotóxicas para células de mamíferos. Em uma segunda etapa deste trabalho foram produzidos filmes da blenda de iPP e PP modificado (50/50) em uma extrusora de dupla rosca. Adicionou-se ao processamento NPsAg nas proporções de: 0,1; 0,25; 0,5; 1,0; 1,0 PVP; 2,0 e 4,0% em massa. Os filmes foram caracterizados por: calorimetria exploratória diferencial (DSC), análise de termogravimetria (TGA), difração de raios X (DRX), microscopia eletrônica de varredura (MEV), espectroscopia de energia dispersiva (EDS), espectroscopia de ultravioleta-visível (UV-Vis), microscopia eletrônica de transmissão (MET), redução da unidade formadora de colônias (UFC) (%), teste de sensibilidade a antimicrobianos por disco de difusão e teste de citotoxicidade. Os filmes analisados apresentaram pontos de aglomeração de prata e regiões com distribuição homogênea das partículas. O efeito bactericida com a interação entre a prata, e E. coli, P. aeruginosa e S. aureus foi constatado para o filme de PP 1%NPsAg PVP Poli(N-vinil-2-pirrolidona). No teste de difusão o resultado obtido para PP 1% NPsAg PVP foi 100% positivo com essas bactérias. Os filmes não são considerados citotóxicos para células de mamíferos.

Palavras-Chave: polypropylene; gamma radiation; cobalt 60; gels; nanostructures; particles; silver; germicides; bacteria; multivariate analysis

OLIANI, WASHINGTON L. Estudo da formação de nanogéis e microgéis de polipropileno modificado por radiação gama e incorporação de nanopartículas de prata visando à ação biocida. Orientador: Humberto Gracher Riella. Coorientador: Duclerc Fernandes Parra. 2013. 135 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2013.tde-06102014-093058. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/23491. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O óxido nitroso (N2O) é o terceiro gás de efeito estufa natural mais importante no planeta Terra, suas emissões são provenientes, principalmente da atividade bacteriana em processos de nitrificação e desnitrificação. Este estudo foi desenvolvido com o objetivo de elucidar a contribuição da Bacia Amazônica nas emissões de N2O nos anos de 2010 e 2011. A quantificação do N2O foi realizada por meio da coleta do ar atmosférico utilizando aviões de pequeno porte que descreveram um perfil vertical da superfície até 4,4 km de altitude, em quatro locais, posicionados de tal forma na Bacia Amazônica, que possibilitasse um estudo que a representasse regionalmente. O fluxo de N2O foi estimado utilizando-se o método de integração de coluna que consiste na determinação da concentração deste gás, subtraído das concentrações de entrada do continente, levando-se em consideração o tempo que as massas de ar levaram da costa brasileira até o local de coleta. Foi determinada a emissão de N2O pela queima de biomassa, utilizando a razão CO:N2O, determinada nos perfis amostrados durante a estação de queima de biomassa. A Amazônia apresentou um caráter emissor para N2O, com uma emissão maior em 2010 de 3,84 TgN2O ano-1 e de 1,93 TgN2O ano-1 em 2011. Este comportamento provavelmente é resultante do efeito da temperatura mais elevada em 2010 do que 2011.

Palavras-Chave: brazil; amazon river; nitrous oxide; greenhouse gases; bacteria; nitrification; denitrification; biomass; atmospheric chemistry; aircraft; air samplers; chemical analysis

CORREIA, CAIO S. de C. Estudo da emissão/absorção de Nsub(2)O da bacia Amazônica. Orientador: Luciana Vanni Gatti. 2013. 82 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-17112015-101523. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/25355. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Devido à inexistência de um laboratório de padronização primária na América Latina, para calibração e dosimetria de fontes de radiação beta, neste trabalho uma câmara de extrapolação Böhm foi caracterizada e estabelecida como um sistema padrão primário no Laboratório de Calibração de Instrumentos (LCI) do IPEN. Como objetivo principal deste trabalho, a câmara de extrapolação Böhm foi caracterizada com relação à sua resposta em feixes padrões secundários de radiação beta de fontes de 90Sr+90Y, com duas janelas de entrada diferentes: Mylar aluminizado e Hostaphan grafitado, e com dois métodos de determinação de taxa de dose absorvida, para verificação do seu desempenho com cada material. Embora se trate do instrumento mais adequado para a calibração de detectores e fontes de radiação beta, a câmara de extrapolação deve ser utilizada apenas em laboratórios de calibração e não em programas de controle de qualidade, pois ela tem 7 kg e é de alto custo. Assim, é importante ter sistemas considerados padrões de trabalho e métodos alternativos para substituir a câmara de extrapolação em medições realizadas em campo, como em hospitais ou clínicas. Por este motivo, foram caracterizadas três câmaras de ionização de placas paralelas, com o objetivo de se verificar a possibilidade de seu uso como sistemas padrões de trabalho em programas de controle de qualidade, e também foram estudados materiais dosimétricos diferentes, em campos de radiação beta de 90Sr+90Y, utilizando-se os fenômenos da termoluminescência (TL) e da luminescência opticamente estimulada (LOE), como métodos alternativos na calibração de fontes de radiação beta. Inclui-se aqui o desenvolvimento de um sistema postal dosimétrico para a calibração de aplicadores clínicos de 90Sr+90Y. Os resultados obtidos com a câmara de extrapolação Böhm permitiram o seu estabelecimento como sistema padrão primário na calibração de fontes de 90Sr+90Y, pois a câmara com as duas janelas de entrada diferentes permitiram a determinação de taxas de dose absorvida no ar e no tecido, à profundidade nula e a 0,07 mm. A caracterização das três câmaras de ionização de placas paralelas mostraram que elas podem ser usadas em programas de controle de qualidade de fontes de radiação beta, pois suas respostas se apresentaram adequadas para esta finalidade. Os materiais dosimétricos testados com relação às suas respostas TL e LOE também se mostraram adequados para uso em campos de radiação beta, pois suas respostas foram satisfatórias. O sistema dosimétrico, utilizando dosímetros TL, foi testado em hospitais e, posteriormente, foi enviado na forma postal a um laboratório, contendo detectores TL e LOE, e o resultado da calibração dos aplicadores clínicos foi adequado.

Palavras-Chave: brazilian cnen; calibration standards; laboratory equipment; extrapolation chambers; beta sources; strontium 90; yttrium 90; dosimetry; luminescence; thermoluminescence

ANTONIO, PATRICIA de L. Estabelecimento de padronização primária e de métodos relativos com o uso de técnicas luminescentes em dosimetria da radiação beta. Orientador: Linda Viola Ehlin Caldas. 2013. 198 f. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2014.tde-31032014-145823. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10621. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A Terapia de Captura de Nêutron por Boro (BNCT) é uma terapia de combate ao câncer bimodal, na qual a energia útil da terapia vem da reação nuclear que ocorre pelo Boro quando irradiado com nêutrons térmicos. No IPEN há uma instalação de pesquisas em BNCT, na qual o feixe de radiação contendo nêutrons é proveniente do reator IEA-R1. Como condição desta terapia é necessário realizar a dosimetria do feixe de radiação, que atualmente é feito com o uso de folhas de ativação, para cálculo do fluxo de nêutrons, e do dosímetro TLD 400, para estimativa da dose gama. Para campos mistos de nêutrons e gamas, a Comissão Internacional de Unidades e Medidas (ICRU) recomenda o uso de dosímetros com sensibilidades distintas para as componentes do feixe, como o caso do par TLD 600 e TLD 700 que apresentam sensibilidades distintas a nêutrons térmicos, devido à diferente quantidade do isótopo 6Li em sua composição, o qual apresenta uma alta seção de choque para nêutrons térmicos. Este trabalho constou da realização de simulações e experimentos visando a implementação da metodologia de dosimetria utilizando o par TLD 600 e TLD 700 e sua comparação com a metodologia atualmente utilizada pelo grupo de pesquisa em BNCT, que utiliza o TLD 400. Portanto, foi realizado um estudo das respostas de cada um destes TLDs a partir de irradiações em diferentes campos e sempre utilizando simulações com o MCNP para fornecer a discriminalização das componentes de dose depositadas em cada TLD. Foram realizadas varias irradiações em campo de gama puro e em campo misto de nêutrons e gamas para o estudo da reprodutibilidade destes TLDs. Este estudo mostrou que mesmo TLDs do mesmo tipo têm sensibilidades distintas, e assim foi criado um Fator de Normalização para cada um dos TLDs, eliminando assim a necessidade de selecionamento. Foi realizado um estudo sobre a diferença das respostas destes TLDs devido à diferentes campos. Este estudo mostrou ser possível estimar o fluxo relativo entre gamas e nêutrons a partir da relação existente entre as duas regiões de interesse dos TLDs 600 e 700. Também foi possível observar que o TLD 700 apresenta resposta para nêutrons, e se a recomendação da ICRU for seguida, a resposta devido à radiação gama será superestimada. Foram obtidas as curvas de calibração dose resposta destes TLDs para campos de gamas puro e campos mistos. Este trabalho propõe o uso desta metodologia com o uso do par TLD 600 e TLD 700, por apresentar maior precisão de resposta frente a atual metodologia que utiliza o TLD 400, porém precauções devem ser tomadas para evitar que a dose gama seja superestimada.

Palavras-Chave: thermoluminescent dosimetry; monte carlo method; neutron capture therapy; thermal neutrons; neutron flux; boron 10; gamma dosimetry; field emission; radiation dose units; measuring instruments; lithium 6; neoplasms; radiation effects; radiotherapy; iear-1 reactor

CAVALIERI, TASSIO A. Emprego do NCNP no estudo dos TLDs 600 e 700 visando a implementação da caracterização do feixe de irradiação na instalação de BNCT do IEA-R1. Orientador: Paulo de Tarso Delledone Siqueira. 2013. 121 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-19112013-135350. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10565. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A radiação gama é uma das tecnologias aplicadas para a esterilização de sistemas de embalagens contendo produtos para a saúde. No processo de esterilização, é fundamental que as propriedades das embalagens sejam mantidas. Neste estudo, duas amostras de embalagens comerciais, no formato de envelope compostas por papel grau cirúrgico de um dos lados e filme plástico laminado do outro, foram irradiadas com raios gama com doses de 25 kGy (taxa de dose de 1,57 kGy/h) e 50 kGy (taxa de dose de 1,48 kGy/h). Uma das amostras de embalagem era constituída por papel de fibras de coníferas e filme plástico laminado de poli(tereftalato de etileno) (PET)/polietileno (PE) e a outra por papel de fibras de coníferas e de folhosas e filme plástico laminado de poli(tereftalato de etileno) (PET)/polipropileno (PP). Os efeitos da radiação nas propriedades físicas e químicas dos papéis e dos filmes plásticos, assim como nas propriedades da embalagem foram estudados. O papel foi o material mais sensível à radiação, sendo a alvura, o pH e as resistências ao rasgo, ao arrebentamento e à tração os parâmetros nos quais foram observadas maiores modificações, em ambas as amostras. Todavia, dos dois tipos de papel, o efeito foi mais pronunciado para a amostra com fibras de conífera e de folhosas. A porosidade dos papéis foi alterada com 50 kGy. No caso dos filmes plásticos, a propriedade com maior modificação foi a resistência à tração, em ambas as amostras. No caso das embalagens, a irradiação diminuiu a resistência da selagem. Os efeitos observados para a dose de 50 kGy foram em média mais pronunciados quando comparados com as modificações nos valores das amostras tratadas com 25 kGy, que é a dose usualmente empregada para esterilização de produtos para a saúde. A dosimetria deste estudo foi realizada nos materiais irradiados com 25 kGy, 40 kGy e 50 kGy, demonstrando sua importância à medida que a variação média para as três doses estudadas foi de 20 %.

Palavras-Chave: packaging; plastics; polyethylenes; film dosimetry; paper; ethylene; brightness; strength functions; sterilization; health services; physical properties; chemical analysis; gamma radiation; cobalt 60

PORTO, KARINA M.B.G. Efeitos da radiação gama (sup(60)Co) nas principais propriedades físicas e químicas de embalagens compostas por papel grau cirúrgico e filme plástico laminado, destinadas à esterilização de produtos para saúde. Orientador: Sueli Ivone Borrely. 2013. 123 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-26112013-102247. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10575. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O chá é uma das bebidas mais consumidas no mundo. Os chás provenientes da planta Camellia sinensis possuem altos teores de antioxidantes, o que significa que podem ter diversos efeitos benéficos na preservação da saúde. Durante séculos, a humanidade procura formas de conservar melhor e por mais tempo os alimentos que consomem. O processo de irradiação de alimentos é uma técnica amplamente utilizada em todo o mundo e é indicada por diversos órgãos de saúde e sanitários de diversos países. A radiação interage com o material causando dois tipos de efeitos, o efeito direto e o efeito indireto. No efeito direto a radiação interage com a molécula de DNA, causando a quebra dessa molécula, inativando a célula. No efeito indireto, que representa 70% da interação, a radiação quebra a molécula de água presente no meio, em um processo chamado de radiólise, criando uma série de radicais livres que vão interagir com os componentes celulares, levando a morte da célula. Portanto, o objetivo deste trabalho foi estudar os efeitos da radiação gama em dois tipos de chás da planta Camellia sinensis irradiados com diferentes valores de atividade de água. As amostras de chá verde e chá preto tiveram suas Aw ajustadas a três valores (Aw alta, Aw média e Aw baixa). As amostras foram irradiadas em fonte de 60Co nas doses de 0; 1,0; 1,5; 2,0; 2,5; 5,0; 7,5 e 10,0 kGy. As análises utilizadas foram: microbiologia por semeadura de superfície, quantificação de fenólicos totais, análise da atividade antioxidante por ORAC e identificação e quantificação dos principais antioxidantes presente nessas bebidas. Foi possível constatar que quanto maior a quantidade de água livre presente no meio, menor foi a dose para realizar o controle microbiológico. O chá verde mostrou ser um pouco mais suscetível a irradiação com alta Aw do que o chá preto, pois houve variação da quantidade de fenólicos e flavonóides, diminuindo a quantidade desses compostos em algumas doses, mas também houve aumento da quantidade em outras doses. Entretanto em ambos os chás, essas mudanças podem ser consideradas insignificantes, uma vez que não houve diferença da atividade antioxidante em doses de até 10 kGy. A dose de 5,0 kGy foi a dose mínima que garantiu o controle microbiológico e não causou alterações nos parâmetros analisados.

Palavras-Chave: beverages; antioxidants; ionizing radiations; cobalt 60; radiation effects; radiolysis; biodegradation; quality control

FANARO, GUSTAVO B. Efeito da radiação ionizante em chás da planta Camellia sinensis irradiados com diferentes atividades de água. Orientador: Anna Lucia Casanas Haasis Villavicencio. 2013. 108 f. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2013.tde-08072013-100338. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10512. Acesso em: $DATA.

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