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: Um conjunto mecânico comandado por um microcontrolador que movimenta e posiciona com precisão uma série de amostras irradiadas foi montado. Este conjunto é personalizado para um arranjo com um detector de HPGe e blindagem,e traz ganhos dentre os quais se destacam desobrigar a presença do operador durante a aquisição de dados, minimizando sua exposição às radiações oriundas da amostra e proporcionar medidas com repetibilidade. O arranjo onde o equipamento foi montado é localizado no laboratório de ativação neutrônica na CRPq no IPEN/CNEN. Esse mecanismo, controlado por uma placa denominada Arduino MEGA 2560, possui uma interface amigável desenvolvida em C#, interage com o sistema de aquisição denominado Genie2000 e armazena os dados da contagem em um banco de dados MySQL. Em todo o conjunto mecânico existem peças desenvolvidas e manufaturadas em impressora 3D. Nesse arranjo o conjunto das amostras fica posicionado na lateral externa da blindagem, sendo necessária blindagem adicional em torno do conjunto para evitar aumento da radiação de fundo no laboratório e que a radiação emitida por elas alcance o detector. A amostra aproxima-se do detector por uma escotilha superior que abre e fecha conforme a movimentação do braço mecânico que contem a amostra na sua extremidade. Sensores de fim de curso asseguram a calibração do sistema em todos os seus movimentos, sendo que a amostra pode ser posicionada em frações de mm em relação ao detector HPGe, conforme programado pelo usuário , utilizando todo o curso do interior da blindagem.O instrumento pode ser replicado e customizado para outros sistemas de detecção na espectrometria gama, mantendo a filosofia de utilizar matérias acessíveis e ter o custo menor que os sistemas comerciais.Testes de repetitibilidade foram executados demonstrando assim a eficiência do sistema.

Palavras-Chave: sample preparation; isotopes; sample holders; target holders; remote handling; sample changers; mechanical structures; remote handling equipment; gamma detection; gamma radiation; gamma spectroscopy; gamma spectroscopy; shielding; semiconductor detectors; ge semiconductor detectors; occupational exposure; occupational safety; computer codes; compiled data

GUIMARAES, ROBERTO S. Desenvolvimento de um instrumento de movimentação e troca de amostras de radioisótopos para detectores HPGe - Germânio Hiper-Puro. Orientador: Frederico Antonio Genezini. 2020. 108 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-07102020-084657. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/31531. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A Terapia por Captura de Nêutrons, NCT (Neutron Capture Therapy) é uma técnica radioterápica em que a energia útil do tratamento vem da energia liberada em uma reação nuclear e não do feixe primário, como comumente utilizado em outros procedimentos radioterápicos. O Boro, por constituir-se em um elemento de baixa toxicidade e por apresentar um isótopo (10B) com alta seção de choque para a reação 10B(n,α)7Li tem sido o elemento mais utilizado nas pesquisas que visam o aprimoramento e a promoção desta técnica, derivando daí o termo BNCT (Boron Neutron Capture Therapy). Para fins de pesquisa em BNCT foi construída ao longo de um dos extratores de feixes (BH - Beam Hole) do reator IEA-R1 uma instalação, onde filtros e moderadores são posicionados entre o núcleo do reator e a posição de irradiação com o objetivo de modular o feixe de irradiação, otimizando a componente útil do feixe, os nêutrons térmicos, e reduzindo os contaminantes, raios gama e nêutrons em outras faixas energéticas. Tem-se realizado estudos visando a implementação de melhorias na caracterização e otimização do feixe obtido nesse arranjo instalado no BH-3. Atualmente a monitoração dos nêutrons é feita através de folhas de ativação, e a componente gama pelo TLD-400. Uma nova metodologia de monitoração tem sido estudada pelo grupo. A referida técnica consiste em usar TLDs de tipos diferentes, ou seja, que possuam sensibilidades distintas aos nêutrons térmicos, em virtude de diferenças na concentração dos isótopos de Lítio. No estudo dessa nova metodologia têm sido usados os TLD-600 e TLD-700. Este trabalho propõe uma metodologia usando o par TLD-100 e TLD-700. Inicialmente foi verificada a reprodutibilidade das respostas dos TLDs 700, 400 e 100 frente a campos gama puro e campos mistos, gama e nêutron. Campos estes obtidos em arranjos usando fontes de 60Co e 241AmBe. A partir de simulações usando o VI MCNP5 foi projetado e construído um Irradiador de campos mistos, que permitiu expor os dosímetros em campos mistos com diferentes espectros energéticos. As condições criadas no irradiador permitiram verificar, como a resposta do TLD é modificada pelas mudanças no espectro energético de um campo misto gama e nêutrons de baixo fluxo. O irradiador de campo misto permitiu condições para estabelecer uma relação entre o formato da curva termoluminescente e a composição do campo misto. A relação estabelecida relaciona o fluxo relativo e a razão entre a resposta das duas regiões de interesse dos TLDs 700 e 100. A partir de campos mistos com condições controladas, esse trabalho permitiu verificar a viabilidade do uso do par de TLD-100 e TLD-700 para monitoração de nêutrons térmicos na instalação de BNCT.

Palavras-Chave: neutron capture therapy; thermal neutrons; iear-1 reactor; boron 10; lithium; americium carbonates; beryllium carbonates; cobalt alloys; cobalt 60; gamma detection; gamma spectroscopy; neutron spectroscopy; mixed spectrum reactors; mixed bed ion exchangers; particle discrimination; thermoluminescent dosemeters; glow curve; measuring methods; radiation detection; resolution; radiotherapy; nuclear medicine

PAIVA, FABIO de. Estudo das respostas de TLD tipo LiF para caracterização de campos mistos. Orientador: Paulo de Tarso Dalledone Siqueira. 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-18102016-105401. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26930. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O processamento por radiação gama para beneficiamento de produtos tem se tornado uma tecnologia aceita mundialmente. Tem como aplicações a esterilização de produtos médicos, a irradiação de alimentos e produtos agrícolas, a modificação de materiais poliméricos e biomateriais, a preservação de objetos de patrimônio cultural, a esterilização de tecidos humanos para transplante, a mudança de cor em gemas, dentre outros. Desde 2004, o Irradiador Multipropósito de Cobalto-60 do Centro de Tecnologia das Radiações do IPEN tem sido utilizado no estudo e aperfeiçoamento dessas aplicações com objetivos de pesquisa e no estabelecimento de aplicações rotineiras. Este, embora concebido para trabalhar no modo contínuo de irradiação, é utilizado no modo estacionário mais indicado para irradiações de materiais delicados ou de pesquisa. Neste trabalho foram validadas e verificadas experimentalmente as adequações dos métodos à irradiação estacionária; bem como as interrupções para medição de doses em dosímetros de polimetilmetacrilato em processos fracionados, onde seu uso se mostrou adequado para taxas de dose maiores que 2kGy·h-1. A descrição do processo de carga das fontes mostra a importância do seu planejamento e seu impacto na distribuição de taxas de dose. Os mapeamentos das doses e taxas de dose permitiram localizar regiões de valores homogêneos e máximos. Foi estabelecido um procedimento de irradiação de tecidos para aloenxertia utilizando monitoração dosimétrica externa. Foram levantados os custos e despesas de irradiação, aplicáveis a instalações governamentais. O balanço energético da piscina de armazenamento das fontes permitiu calcular o fluxo de calor do sistema e definir as condições máximas de operação sem trocador de calor.

Palavras-Chave: gamma radiation; radiation dose rate ranges; gamma detection; radiation detectors; gamma dosimetry; external irradiation; pmma; impact fusion; industry; materials handling; animal tissues; cobalt 60; resource development

SANTOS, PAULO de S. Estudo e otimização dos parâmetros de processamento por radiação gama em escala industrial considerando fatores operacionais. Orientador: Pablo Antonio Vasquez Salvador. 2017. 92 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2017.tde-24072017-150743. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28050. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Neste trabalho foram desenvolvidos detectores de radiação Barreira de superfície de silício que fossem capazes de detectar a presença da radiação gama de baixa energia proveniente de sementes de iodo-125 utilizada em tratamentos de braquiterapia. A partir de substratos comerciais de silício foram desenvolvidos os detectores, de uma sequência que partiu de tratamentos químicos nas superfícies destes substratos com a intenção de minimizar os possíveis ruídos gerados, validação das amostras obtidas como diodos, assegurando características detectoras, e a efetiva utilização como detector para fontes radioativas de iodo-125 com energia em torno de 25 kev e amerício-251 com energia na ordem de 59 kev. Finalizou realizando a análise dos espectros de energia obtidos e assim foi possível observar a capacidade destes detectores para mensuração da energia proveniente destas sementes.

Palavras-Chave: radiation detectors; gamma detection; gamma radiation; construction; radiotherapy; brachytherapy; internal irradiation; surface barrier detectors; semiconductor devices; silicon iodides; iodine 125; americium iodides; dosimetry; radiation doses; dose equivalents; comparative evaluations; safety standards

SILVA, JULIO BATISTA RODRIGUES DA. Fabricação e caracterização de detector de Barreira de superfície a partir de substrato de silício comercial. Orientador: Fábio Eduardo da Costa. 2016. 83 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-27062016-144119. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30168. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O melanoma maligno é um tipo de câncer com grande risco de produzir metástases e com altas taxas de mortalidade resultantes de diagnósticos tardios e falta de tratamentos eficazes. Ao longo dos últimos anos, a terapia gênica voltada para o câncer e o desenvolvimento de métodos capazes de visualizar processos moleculares e celulares ao longo da terapia, tem recebido especial atenção. Diante deste quadro, nossos objetivos foram utilizar o sistema de Tomografia por Emissão de Pósitrons (PET) para diagnosticar precocemente tumores e investigar a eficácia terapêutica de uma nova imunoterapia em um modelo animal de melanoma metastático. Visando atingir esses objetivos, padronizou-se a síntese e realizou-se o controle de qualidade do 9- [4-18F-fluoro-3-hidroximetil-butil) guanina, [18F] FHBG, considerado o padrão-ouro em estudos clínicos, para acompanhamento de terapia gênica por PET. Métodos: Sintetizou-se o [18F] FHBG, por substituição nucleofílica tipo 2 do precursor tosilato com [18F-] fluoreto de potássio /Kryptofix 2.2.2, seguido de desproteção com HCl 1 M e purificação por HPLC. A identidade química, pureza radioquímica e atividade específica do [18F] FHBG foram determinadas por Cromatografia Líquida de Alta Eficiência (CLAE). Introduziu-se o gene de timidina quinase (TK) com o vetor retroviral pCL-TK nas linhagens B16F10 (melanoma murino) e LLC (carcinoma de pulmão murino). Os estudos de captação in vitro dos radiotraçadores [18F] FHBG e [18F] FDG foram realizados nas linhagens celulares tumorais murinas transduzidas ou não com a proteína TK. Para os estudos in vivo, camundongos C57BL6 previamente inoculados intravenosamente com células de melanoma expressando a enzima TK, foram imageados subsequentemente utilizando os radiotraçadores [18F] FDG e [18F] FHBG. A eficácia da imunoterapia foi testada em modelo profilático e terapêutico animal de melanoma metastático. Resultados: O tempo de síntese total do [18F] FHBG variou entre 80-150 minutos. O rendimento radioquímico variou entre 1-4%, (n = 19) decaimento corrigido. A pureza radioquímica foi superior a 99% e a atividade específica variou entre 0,14GBq/μmoL-0,21GBq/μmoL. Com a introdução do gene timidina quinase (TK), obtiveram-se as linhagens repórter B16F10-TK e LLC-TK, para os estudos in vitro. As células B16F10 e LLC, expressando GFP foram utilizadas como linhagens controles. Estudos in vitro com o [18F] FHBG revelaram uma captação cerca de 4 vezes maior em células que expressam TK (B16-TK e LLC-TK) em comparação com as células controle GFP. O [18F] FDG apenas captou cerca de duas vezes mais em células TK do que em células que expressam GFP. A detecção de tumores em modelo animal de metástase pulmonar com o [18F] FDG ocorreu a partir de 15 dias do estabelecimento das lesões. No entanto, nos estudos in vivo com [18F] FHBG, houve captação apenas na região intestinal, durante as três semanas em que os animais foram acompanhados. A imunoterapia com células tratadas pela combinação de p19Arf e IFNβ, em camundongos C57BL6 com metástase pulmonar, conferiu redução do tamanho dos focos metastáticos aos animais tratados. Conclusões: Neste trabalho padronizou-se a síntese manual do [18F] FHBG, o qual foi avaliado em estudos in vitro e in vivo. Os estudos in vitro confirmaram a especificidade do [18F] FHBG no monitoramento da expressão de HSV1-tk em linhagens celulares. No entanto, o [18F] FHBG não se acumulou nas lesões metastáticas in vivo e estudos posteriores serão necessários para uma melhor caracterização utilizando o [18F] FHBG. O resultado do tratamento combinado de p19Arf e IFNβ foi promissor para o tratamento de lesões metastáticas.

Palavras-Chave: neoplasms; melanomas; metastases; nuclear medicine; preventive medicine; immunotherapy; herpes simplex; nucleoproteins; interferon; targets; fluorine 18; gamma detection; positron computed tomography; emission computed tomography

FREIRE, MARIA R.V.B. Uso da tomografia por emissão de pósitrons (PET) para identificação precoce de metástases e investigação da eficácia terapêutica da combinação p19Arf e Interferon-Beta em melanoma murino. Orientador: Emerson Soares Bernardes. 2017. 139 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2018.tde-27072018-134611. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29192. Acesso em: $DATA.

Esta referência é gerada automaticamente de acordo com as normas do estilo IPEN/SP (ABNT NBR 6023) e recomenda-se uma verificação final e ajustes caso necessário.

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