Abstract: Uma das contribuições mais relevantes para a dose efetiva recebida pelos seres humanos proveniente de fontes naturais de radiação é a dose por ingestão. As concentrações de radionuclídeos naturais em alimentos variam significativamente não apenas com os diferentes tipos de alimentos, mas também com níveis de radiação de fundo, clima e condições agrícolas. Na literatura, poucos trabalhos apresentam dados de dose efetiva pela ingestão de farinhas, amplamente utilizada como dieta de subsistência em todo o mundo. No presente trabalho, as concentrações de atividades de radionuclídeos naturais e artificiais foram analisadas por espectrometria gama de alta resolução em 38 amostras de farinha (trigo, milho, mandioca, arroz, soja, centeio, aveia e rosca) comumente comercializadas na cidade de São Paulo, Brasil. A partir dessas concentrações foram calculadas as doses efetivas por ingestão para os radionuclídeos considerados. Para os radionuclídeos naturais foram obtidas concentrações de atividade na faixa de 25 Bq.kg-1 a 663 Bq.kg-1 para o 40K, de 0,97 Bq.kg-1 a 4,47 Bq.kg-1 para o 226Ra e de 9,91 Bq.kg-1 a 42,41 Bq.kg-1 para o 232Th. As doses efetivas obtidas estão entre 0,34 μSv.a-1 e 10,56 μSv.a-1 para o 40K, entre 0,67 μSv.a-1 e 18,35 μSv.a-1 para o 226Ra e entre 5,62 μSv.a-1 a 114,02 μSv.a-1 para o 232Th. Os valores de dose efetiva recomendados pela UNSCEAR e IAEA por ingestão de alimentos contendo radionuclídeos naturais são de 140 μSv.a-1 e de 1 mSv.a-1, respectivamente, para os indivíduos do público. Todos os radionuclídeos artificiais estudados, 134Cs, 137Cs, 106Ru, 103Ru, 60Co, 131I e 241Am, apresentaram valores de concentração de atividades abaixo da concentração mínima detectável (CMD), utilizada para o cálculo de dose efetiva. Os valores médios obtidos para 134Cs, 137Cs, 106Ru, 103Ru, 60Co, 131I e 241Am foram de 0,04 μSv.a-1, 0,03 μSv.a-1, 0,13 μSv.a-1, 0,001 μSv.a-1, 0,01 μSv.a-1, 0,05 μSv.a-1 e 0,4 μSv.a-1, respectivamente, para público adulto. Para público infantil os valores médios obtidos para os radionuclídeos artificiais recomendados foram de 0,04 μSv.a-1, 0,03 μSv.a-1, 0,01 μSv.a-1, 0,9 μSv.a-1, 0,1 μSv.a-1, 0,4 μSv.a-1 e 0,6 μSv.a-1, para os radionuclídeos 134Cs, 137Cs, 106Ru, 103Ru, 60Co, 131I e 241Am, respectivamente, inferiores aos valores recomendados pelo CODEX de 1 mSv.a-1. Todas as amostras apresentaram valores de concentração de atividade na faixa dos valores da literatura e inferiores aos limites recomendados não apresentando riscos à saúde a partir da ingestão das farinhas analisadas.

Palavras-Chave: gamma spectroscopy; gamma detection; radiometric surveys; natural radioactivity; gamma radiation; sample preparation; radiation dose ranges; effective radiation doses; dose limits; gamma dosimetry; radiation detection; limiting values; food; human populations; brazil

SILVA, GRAZIELA M. da. Avaliação da radioatividade natural e artificial em farinhas comercializadas na cidade de São Paulo por espectrometria gama de alta resolução. Orientador: Brigitte Roxana Soreanu Pecequilo. 2020. 83 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-01032021-095035. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/31929. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Flores comestíveis são cada vez mais utilizadas nas preparações culinárias, sendo também reconhecidas por seus potenciais efeitos benéficos na saúde humana, o que exige novas abordagens para melhorar a sua conservação e segurança. Estes produtos altamente perecíveis devem ser cultivados sem o uso de agrotóxicos. Tratamento de irradiação pode ser a resposta a estes problemas, garantindo a qualidade dos alimentos, aumentando seu prazo de validade e desinfestação. Tropaeolum majus L. (capuchinha) e Viola tricolor L. (amorperfeito) são flores amplamente utilizadas nas preparações culinárias, sendo também reconhecidas por suas propriedades antioxidantes e alto teor de compostos fenólicos. O objetivo deste estudo foi avaliar os efeitos dose-resposta da irradiação por gama e feixe de elétron (doses de 0, 0,5, 0,8 e 1 kGy) sobre a atividade antioxidante, compostos fenólicos, aspectos físicos e potencial antiproliferativo das flores comestíveis. O flavonoide Kaempferol-O-hexosídeo-Ohexosídeo foi o composto mais abundante em todas as amostras de flores de Tropaeolum majus, enquanto Pelargonidina-3-O-soporosídeo foi a principal antocianina. Em geral, as amostras irradiadas demonstraram maior atividade antioxidante. Nas amostras da Viola tricolor, os compostos fenólicos mais abundantes foram os flavonois, especialmente aqueles derivados da quercetina. Em geral, as amostras irradiadas com raios gama, independentemente da dose aplicada, apresentaram quantidades mais elevadas m compostos fenólicos, os quais também foram favorecidos pela dose de 1,0 kGy independente da fonte utilizada. A atividade antioxidante também foi maior entre as amostras irradiadas. As duas espécies de flores comestíveis não apresentaram as amostras não apresentaram potencial antiproliferativo e citotoxicidade. Assim, os tratamentos por irradiação aplicados, demonstraram ser uma tecnologia viável para preservar a qualidade de pétalas de flores comestíveis, considerando as exigências impostas para sua utilização.

Palavras-Chave: flowers; food; disinfestation; food processing; gamma radiation; electron beams; dose limits; radiation effects; antioxidants; phenol

KOIKE, AMANDA C.R. Compostos bioativos em flores comestíveis processadas por radiação. Orientador: Anna Lucia Casañas Haasis Villavicencio. 2015. 123 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2015.tde-17082015-102839. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/23907. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O objetivo deste trabalho foi estabelecer uma metodologia de calibração em termos de dose absorvida na água para câmaras de ionização de placas paralelas a serem utilizadas em feixes de radiação X de energia baixa (10 kV a 100 kV) para fins terapêuticos. Atualmente, no Brasil nenhum laboratório de calibração está oferecendo este tipo de serviço. Para o estabelecimento desta metodologia de calibração foram utilizadas duas câmaras de ionização PTW modelos 23344. Ambas as câmaras foram caracterizadas e testadas qualitativamente segundo recomendações de normas internacionais. Os testes de caracterização realizados foram: a medição da taxa de dose mínima efetiva, a curva de saturação, a eficiência da coleção de íons, a resposta quanto ao efeito da polaridade e a linearidade da câmara com a resposta. Os testes de controle de qualidade aplicados foram: estabilidade em curto e longo prazos, fuga de corrente sem irradiação, fuga de corrente após-irradiação e tempo de estabilização. Para a implantação da metodologia, foram estabelecidas as qualidades de radiação de T-10 a T-100, seguindo as recomendações do código de prática da AIEA. Desta forma, foi possível determinar a grandeza de referência, dose absorvida na água, utilizando-se as duas câmaras de ionizações e em todas as qualidades estabelecidas.

Palavras-Chave: ionization chambers; calibration; low dose irradiation; electron diffraction; radiotherapy; radiation doses; dose commitments; dose equivalents; dose limits; dose rates; dose-response relationships; dosemeters; dosimetry

OLIVEIRA, CAMILA T. de. Desenvolvimento de uma metodologia para calibração de câmaras de ionização de placas paralelas em feixes de raios X de energia baixa em termos de dose absorvida em água. Orientador: Maria da Penha Albuquerque Potiens. 2015. 99 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-22022016-105213. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26083. Acesso em: $DATA.

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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: O Ipen/Cnen-SP possui um Reator de Pesquisa(IEA-R1) em operação desde 1957. Ele utiliza água leve como blindagem, moderador e como fluido refrigerante, o volume desta piscina é de 273m3. Até 1995 a operação do Reator era descontinua, ou seja, operava diariamente sendo desligado no final do dia, a uma potência de 2,0 MW. A partir daquele ano, após algumas modificações de segurança, o Reator passou a operar de forma continua, ou seja, de segunda-feira a quarta-feira sem ser desligado, totalizando 64 horas semanais. A potência também foi aumentando até 4,5 MW em 2012. Em virtude dessas alterações, a saber, operação contínua e do aumento da potência, as doses dos trabalhadores aumentaram e por isso foram realizados vários estudos para diminui-las. Estudos demonstraram que uma das principais limitações para operação de um reator em potência elevada, provém das radiações gama emitidas pelo sódio-24. Outros elementos como magnésio-27, Alumínio-28, Argônio-51, contribuem de forma considerável para a atividade da água da piscina. A introdução de uma camada de água quente em sua superfície, estável e isenta de elementos radioativos com 1,5m a 2m de espessura constituiria uma blindagem às radiações provenientes dos elementos radioativos dissolvidos na água. Estudos de otimização provaram que a instalação da camada quente não era necessária para o regime e potência atual de operação do Reator, pois outros procedimentos adotados eram mais eficazes. A partir desta decisão o serviço de Proteção Radiológica do Reator IEA-R1, montou um programa de avaliação das doses para certificar-se de que elas se mantinham em valores razoáveis baseados em princípios estabelecidos em normas nacionais e internacionais. O intuito deste trabalho é realizar uma análise das doses individuais dos IOE (Individuo Ocupacionalmente Expostos), considerando as mudanças no regime de operação do Reator e sugerir opções de proteção e segurança, viáveis em primeira instância, para reduzir as doses analisadas, visando se chegar aos níveis de referencia de 3 mSv/ano adotados pela instalação em apreço.

Palavras-Chave: layers; hot-water processes; fluid injection processes; fluid-structure interactions; reactor cores; pool type reactors; surface waters; gamma radiation; dosimetry; radiation doses; dose equivalents; dose limits; dose rates; dose-response relationships; personnel monitoring; radiation protection laws; safety standards; iear-1 reactor; brazil

TOYODA, EDUARDO Y. Evolução das doses no ambiente do Reator IEA-R1 e tendências com base nos resultados atuais. Orientador: Gian Maria Agostino Angelo Sordi. 2016. 99 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-07062016-091546. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26615. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O urânio (U) é considerado um elemento poluente do ambiente devido à sua toxicidade química e radiológica, com propriedades cumulativas em seres humanos, podendo causar diversos tipos de doenças no organismo. Consequentemente, há um grande interesse na determinação de U em amostras ambientais devido às ações antrópicas como as emissões desse elemento na mineração, nas indústrias e em acidentes nucleares que ocasionam alterações dos seus teores no meio ambiente. Dentre as diversas metodologias analíticas para a determinação de U em amostras ambientais, destaca-se a análise por ativação com nêutrons devido à sua alta sensibilidade e rapidez na análise. O objetivo deste trabalho foi validar o método para a determinação de U em amostras de biomonitores de cascas de árvores e bromélias, por meio dos procedimentos de análise instrumental por ativação com nêutrons térmicos (INAA) e análise por ativação com nêutrons epitérmicos (ENAA) ambos com irradiações de curta e longa duração no reator nuclear IEA-R1. Para a validação dos resultados com relação à precisão e à exatidão, foram analisados 11 materiais de referência certificados (MRCs), cujos dados foram avaliados por meio dos valores de Z score e de HorRat. Os procedimentos experimentais consistiram na irradiação térmica e epitérmica de amostras e de padrões de U por períodos de curta e longa duração, seguida de espectrometria de raios gama usando detector de Ge hiperpuro de alta resolução. Os resultados obtidos para a estimativa da incerteza padrão combinada da fração mássica de U, em uma amostra de casca de árvore, mostraram que a fonte de incerteza que mais contribuiu foi a estatística de contagem e o procedimento que apresentou a menor incerteza nos resultados foi a ENAA de longa duração. Os resultados dos MRCs apresentaram, na maioria dos casos, boa precisão e exatidão e as frações mássicas de U determinadas nas cascas de árvores e bromélias apresentaram resultados reprodutíveis. Dentre os quatro procedimentos estudados, a ENAA de longa e curta duração permitiu, em geral, a quantificação de U nas amostras dos materiais analisados. A INAA de longa e de curta duração nem sempre foi efetiva na determinação de U devido ao problema de interferência espectral e do alto valor de limite de detecção. Os limites de detecção determinados pelos procedimentos estudados foram comparados e os menores valores foram obtidos pela ENAA de longa duração. Em virtude dos fatos mencionados, o procedimento mais indicado para a determinação de U nas amostras ambientais analisadas nesse trabalho foi a ENAA de longa duração devido aos seus baixos limites de detecção, boa precisão e exatidão dos resultados e redução do problema de interferência nas análises.

Palavras-Chave: radionuclide migration; radionuclide kinetics; biological availability; uranium; natural radioactivity; intake; pollutants; toxicity; verification; accuracy; samplers; environmental impacts; dose limits; radiation doses; neutron activation analyzers; gamma spectroscopy; brazil

LIMA, NICOLE P. de. Validação do método de análise por ativação com nêutrons para determinação de urânio em amostras ambientais. Orientador: Mitiko Saiki. 2018. 127 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2018.tde-23112018-140537. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29443. Acesso em: $DATA.

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