Abstract: Com a finalidade de otimizar a produção, a irradiação e a quantificação de iodo-125 utilizado na confecção de sementes de iodo para braquiterapia, uma metodologia teórico-experimental foi aplicada baseada no procedimento proposto por COSTA, O. L., 2015, em que iodo-125 é obtido via ativação neutrônica no reator nuclear IEA-R1 a partir da irradiação de xenônio-124 encapsulado em compartimentos de alumínio. Após todo o preparo das amostras seguindo o processo descrito, iniciou-se o processo de irradiação sob o fluxo de nêutrons da ordem de 1013 nêutrons.cm-2.s-1 por diferentes períodos de tempo. Foram irradiadas seis cápsulas (duas contendo Xe-124 natural e quatro contendo Xe-124 enriquecido 99,9%) a fim de comparar a atividade total produzida variando o parâmetro de enriquecimento da amostra. Depois de serem irradiadas, as capsulas foram abertas e lavadas em meio alcalino aquecido para extração do iodo depositado nas paredes internas. As soluções geradas foram armazenadas em diferentes frascos padrões de acrílico, nomeadas e quantificadas via espectrometria gama com Detector de Germânio Hiperpuro (HPGe ORTEC modelo GEM-C5970-B) para determinação da pureza do radionuclídeo de interesse. Para calibração do HPGe foi aplicada uma metodologia experimental utilizando uma fonte de calibração certificada de bário-133 com atividade bem conhecida em que as eficiências dos fotopicos energéticos foram medidos entre 0 - 667 keV. As curvas de eficiência foram determinadas para uma faixa de energia que cobrissem toda a região de interesse espectral para o iodo-125 e seus subprodutos gerados na reação nuclear, além disso, elas foram construídas para diferentes distâncias da janela do detector e dimensões do frasco padrão de análise. No processo de ativação, iodo-126 foi formado como subproduto indesejado, esse radionuclídeo foi quantificado e sua atividade determinada. Finalmente, foi possível determinar a pureza radionuclídica do iodo-125 e compará-la com as exigências internacionais de qualidade que regulam a produção de medicamentos radioativos.

Palavras-Chave: ge semiconductor detectors; gamma dosimetry; gamma spectroscopy; radiopharmaceuticals; iodine 125; iodine 126; xenon 124; barium 133; brachytherapy; radiotherapy; isotope ratio; isotope applications; isotope production reactors; iear-1 reactor; coefficient of performance; efficiency

CORREIA, RUANYTO W. Análise da pureza radioativa de iodo-125 produzido no reator nuclear IEA-R1 pelo método de espectrometria gama e comparação com a exigência internacional. Orientador: Carlos Alberto Zeituni. 2021. 53 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2021.tde-14072021-104200. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/32249. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A principal contribuição para a exposição externa aos seres humanos provem da radioatividade natural presente em solos, principalmente do 40K e das séries do 238U e 232Th. No presente trabalho foram determinadas as concentrações de atividade de 226Ra (série do 238U) , 232Th e 40K em amostras superficiais de areia coletadas mensalmente em 11 locais ao longo da Praia de Camburi durante o ano de 2011, selecionados para cobrir toda a extensão da praia. As amostras seladas foram medidas por espectrometria gama, após um tempo de espera de aproximadamente 30 dias, para que fosse atingido o equilíbrio radioativo nas séries do 238U e 232Th. A concentração de atividade do 226Ra foi determinada pela média ponderada das concentrações do 214Pb e do 214Bi, a concentração de atividade do 232Th pela média ponderada das concentrações do 212Pb, do 212Bi e do 228Ac. A atividade do 40K foi determinada pela sua única transição gama de 1460,8 keV. Para todas as amostras, as concentrações foram corrigidas pelos fatores de autoatenuação gama. A partir destas concentrações foram avaliados os índices radiológicos, atividade equivalente em rádio (Raeq), índice de concentração de atividade (Iγ), índice de risco à exposição gama externo (Hext), índice de risco à exposição gama interno (Hint), taxa de dose gama absorvida no ar (D) em nGy.h-1 e dose efetiva anual (E) em mSv.a-1. No local estudado foi realizada uma avaliação da correlação das concentrações de atividade de 226Ra, 232Th e 40K com os fatores geológicos, geográficos, climatológicos (precipitação pluviométrica e temperatura) e oceanográficos (variação da altura das marés). Devido à presença forte de monazita, a concentração de 232Th é mais elevada do que a concentração de 226Ra e 40K. As concentrações de atividade encontradas variaram de 4 Bq.kg-1 a 1380 Bq.kg-1 para o 226Ra, de 9 Bq.kg-1 a 7453 Bq.kg-1 para o 232Th e de 6 Bq.kg-1 a 504 Bq.kg-1 para o 40K. A variação encontrada para o Raeq foi de 20 Bq.kg-1 a 12077 Bq.kg-1 , para o Iγ foi de 0,07 a 42,08, para o Hext foi de 0,05 a 32,61, para o Hint foi de 0,06 a 36,34 e para a taxa de dose absorvida no ar foi de 9 nGy.h-1 a 5160 nGy.h-1. As baixas concentrações de atividade de 226Ra,232Th e 40K em todos os pontos no mês de abril estão possivelmente relacionadas aos valores máximos da variação da altura das marés e da precipitação pluviométrica. A temperatura média de Vitória durante o ano de 2011 não interfere diretamente nas variações observadas nas concentrações de atividade de 226Ra,232Th e 40K das areias. Foi realizada uma avaliação da dose efetiva anual para um indivíduo do público que frequenta a Praia de Camburi durante 8 horas diárias em 1 mês, em janeiro ou em julho, e todas as doses encontradas estão abaixo do limite de 1 mSv.a-1, recomendado pela ICRP 60 para público em geral.

Palavras-Chave: gamma dosimetry; gamma spectroscopy; natural radioactivity; monazites; sand; contamination; radiation monitoring; potassium 40; uranium 238; thorium 232; radium 226; lead; soils; brazil

BARROS, LIVIA F. Avaliação da variação da radioatividade natural em areias da Praia de Camburi-Vitória-Espírito Santo com fatores climatológicos e geológicos da região. Orientador: Brigitte Roxana Soreanu Pecequilo. 2013. 127 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-18022014-141741. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10591. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A terapia por fotobiomodulação (PBM) tem sido estudada como radiomodificador em células tumorais, contudo, há poucos trabalhos in vivo que reportam a sua associação com a radioterapia (RT) no tratamento do câncer. Neste estudo, nosso objetivo foi verificar os efeitos da PBM em diferentes regimes associada à RT no tratamento de camundongos com câncer de mama. Camundongos BALB/c fêmeas receberam um inóculo com células de câncer de mama 4T1 e após 14 dias, quando o volume tumoral foi de aproximadamente 0,1 cm³, foram divididos em 8 grupos experimentais (n=5 animais/grupo) e os protocolos de tratamento foram iniciados. A dose de radiação ionizante entregue na RT local foi de 60 Gy divididas em 4 sessões consecutivas (15 Gy/sessão), utilizando uma fonte panorâmica de cobalto 60. Para a PBM, um laser de emissão vermelha (660 nm, 500 mW/cm²) com fluência de 150 J/cm² foi utilizado nos regimes: exposição única (24 h antes do início ou depois do término do protocolo radioterápico (PBM+RT e RT+PBM, respectivamente), concomitante (imediatamente antes ou depois de cada sessão de RT, PBM/RT e RT/PBM, respectivamente) e concomitante fracionado (RT/PBMF) com a fluência de 37,5 J/cm² por sessão. O volume tumoral, análises hematológicas e aspectos clínicos foram monitorados durante 4 semanas. Os nossos resultados apresentaram redução significativa no volume tumoral em relação ao grupo controle (RT) a partir da semana 3 após o tratamento para os grupos com a PBM concomitante antes, depois e fracionada. De acordo com os nossos resultados, a PBM poderia ser usada como adjuvante no tratamento do câncer de mama.

Palavras-Chave: neoplasms; mammary glands; fluorescence; cobalt 60; biological pathways; nervous system diseases; epitheliomas; animal tissues; biological radiation effects; gamma dosimetry; radiation doses; visible radiation; infrared radiation; laser radiation; light sources; photoreactivation; light emitting diodes; photodiodes; radiotherapy; clinical trials; comparative evaluations; tumor cells; blood cells; reduction

SILVA, CAMILA R. Avaliação pré-clínica da fotobiomodulação combinada à radioterapia no tratamento de câncer de mama. Orientador: Martha Simões Ribeiro. 2020. 140 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2020.tde-17122020-110855. Disponível em: http://200.136.52.105/handle/123456789/31738. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Fontes radioativas seladas de 192Ir são amplamente utilizadas em gamagrafia pela indústria em testes não destrutivos. Estas fontes são obtidas em um reator nuclear por meio da reação nêutron-gama com o radioisótopo natural do irídio e após uma vida útil de cerca de um ano, tornam-se "fontes radioativas seladas em desuso" (FRSD). Considerando a meia-vida de 73,8 dias e as atividades iniciais típicas do 192Ir disponíveis comercialmente, a atividade destas fontes deveria cair abaixo do nível de dispensa em um período de 5 a 6 anos, quando poderiam ser liberadas do controle regulatório. No entanto, após o decaimento, estas fontes ainda apresentam taxas de dose mensuráveis e atividade acima dos níveis de dispensa. Uma investigação sobre as causas indicou que as fontes apresentam radioatividade residual devido à presença de 60Co (T1/2 de 5,3 anos) e do segundo estado metaestável 192m2Ir (T1/2 de 241 anos). Portanto, essas se qualificam para deposição em repositório para fontes seladas de meia-vida longa. O objetivo deste trabalho foi o desenvolvimento de um método para determinar a atividade de, pelo menos, 6 mil fontes de 192Ir armazenadas no Serviço de Gerenciamento de Rejeitos Radioativos do IPEN. Espectrometria gama, medida da taxa de dose realizadas com um detector CZT portátil e simulação com o software Microshield® foram usados no método dose-para-atividade para determinar as atividades.

Palavras-Chave: radioactive waste processing; radioactive waste disposal; radiation sources; sealed sources; iridium 192; gamma dosimetry; cdznte semiconductor detectors; radiation monitoring; radiation doses; computer codes; programming; safety engineering; environmental impacts

ROLINDO, NATALIE C. Determinação da atividade de fontes radioativas seladas de irídio-192 em desuso. Orientador: Roberto Vicente. 2020. 97 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-18092020-162836. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/31511. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Este trabalho contempla o desenvolvimento de dosímetros baseados em diodos de Si para a dosimetria de radiação gama para doses desde 1 Gy até 100 Gy. Este intervalo de dose é freqüentemente utilizada em processos de irradiação de cristais, polímeros conjugados e também em vários estudos biológicos conduzidos no Centro de Tecnologia das Radiações (CTR) do IPEN-CNEN/SP. O dosímetro proposto foi construído a partir do diodo cormecial de Si SFH00206 (Siemens), operando em regime fotovoltaico, cujas características elétricas são adequadas para esta aplicação. As correntes geradas no dispositivo pela radiação gama do 60Co dos irradiadores tipo I e II foram registrada por um eletrômetro digital e armazenadas durante todo o tempo de exposição. Em todas as medidas realizadas verificou-se que os sinais de corrente registrados em função do tempo de exposição eram estáveis. Além disso, a fotocorrente do dispositivo mostrou-se linearmente dependente com a taxa de dose desde 6.1x10-2 Gy/min até 1.9x102 Gy/min. As curvas de calibração dos dosímetros, em termos da carga média registrada em função da dose absorvida, foram obtidas pela integração dos sinais de corrente em função do tempo de exposição. Os resultados evidenciaram uma resposta linear do dosímetro, com um coeficiente de correlação melhor que 0,998 para uma dose total absorvida de até 120 Gy. Finalmente, devido aos pequenos erros experimentais, 5% foi possível medir a dose de trânsito devida ao movimento das fontes radioativas de Cobalto-60 nos irradiadores utilizados neste trabalho.

Palavras-Chave: gamma dosimetry; cobalt 60; silicon diodes; electrometers; photocurrents; dose rates; dose-response relationships

FERREIRA, DANILO C. Dosimetria de processos de irradiacao gama com diodos comerciais de silicio. Orientador: Carmen Cecilia Bueno Tobias. 2009. 113 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2009.tde-05112009-101845. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9451. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A dosimetria de campos mistos de nêutrons e gamas é uma área de pesquisa que apresenta grande oportunidade de estudos devido ao aumento da utilização de procedimentos médicos como protonterapia e Terapia de Captura de Nêutrons (NCT Neutron Capture Therapy), além da importância para cálculo de doses ocupacionais e dos campos de irradiação em reatores nucleares. Para a dosimetria de campos mistos de nêutrons e gamas, a Comissão Internacional de Unidades de Medidas (ICRU) recomenda o uso de dosímetros com sensibilidades distintas para cada componente do campo. Os dosímetros termoluminescentes (TLDs) apresentam-se como uma alternativa para a realização da dosimetria de campos mistos de nêutrons e gamas em particular à utilização do par de TLDs de LiF TLD 100 e TLD 700, que apresentam respostas distintas às componentes de campo em virtude da diferença na quantidade do isótopo 6Li em suas composições. Porém, esta escolha apresenta algumas dificuldades pois a característica da resposta dos TLDs para cada componente de campo ainda não é totalmente compreendida. Este trabalho apresenta primeiramente um estudo de um sistema para moderação de uma fonte de AmBe para realizar os estudos de sensibilidade e linearidade dos TLDs quando irradiados em um campo misto de nêutrons e gamas. O sistema de moderação se faz necessário pois a fonte de AmBe emite preferencialmente nêutrons com alta energia, e a sensibilidade dos TLDs de LiF é preferencialmente para nêutrons de baixa energia. Entretanto, um dos objetivos do Grupo de Pesquisa em Física Médica do CEN/IPEN é a realização da dosimetria de campos mistos de alta intensidade, como por exemplo, o campo proveniente de um reator nuclear. Dessa forma esse trabalho realizou um estudo das respostas dos TLDs 100 e TLDs 700 quando irradiados no interior do núcleo do reator IPEN/MB-01 em duas diferentes configurações: cilíndrica com "flux trap" e retangular num arranjo de 26 x 28 varetas combustíveis. Esse trabalho contou com simulações com o código de Monte Carlo, MCNP5, para fornecer os fluxos e doses devido a cada componente de campo ao qual os TLDs estariam expostos. E a partir dos dados obtidos tanto através das simulações, quanto através dos experimentos, foi proposta uma metodologia para a utilização do TLD 100 para a dosimetria de nêutrons em campos com alta fluência de nêutrons, como é o caso do núcleo do reator IPEN/MB-01.

Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; neutron dosimetry; photoneutrons; photon-neutron interactions; gamma dosimetry; particle discrimination; dosimetry; thermoluminescent dosimetry; lithium 6; lithium fluorides; americium alloys; americium; monte carlo method; calculation methods; icru; standardization

CAVALIERI, TÁSSIO A. Dosimetria TL em campos mistos no reator IPEN/MB-01. Orientador: Hélio Yoriyaz. 2018. 105 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2018.tde-01112018-160020. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29449. Acesso em: $DATA.

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Abstract: As especiarias são consideradas produtos constituídos de partes comestíveis de várias espécies de vegetais, como raízes, rizomas, bulbos, cascas, folhas, flores, frutos, sementes e talos. A irradiação de alimentos, um processo físico de emissão e propagação de energia, tem sido empregada com a finalidade de esterilizar ou preservar os alimentos a partir da destruição de microrganismos, parasitas, insetos e outras pragas. O presente estudo tem por objetivo avaliar a ação de diferentes doses de irradiação sobre as especiarias salsa, cebolinha e coentro in natura no que tange à eliminação de microrganismos e às alterações de suas características sensoriais. As especiarias foram submetidas a três diferentes doses de radiação (2,5 kGy, 5,0 kGy e 7,5 kGy), a fim de verificar qual a dose que seria capaz de esterilizar o material que apresentava contaminação microbiana elevada. Analisou-se a presença de Salmonella spp, Shigella spp e Coliformes termotolerantes e totais, conforme dispõe a legislação da Agência Nacional de Vigilância Sanitária. Para análise sensorial utilizou-se os testes de aceitação e intenção de compra e a escala Just About Right (JAR) de 5 pontos. As amostras do coentro irradiado foram as que obtiveram as piores avaliações no que se refere a aceitação e intenção de compra. No tocante à impressão global, a maioria dos provadores julgou a amostra de cebolinha e de salsa dentro dos escores hedônicos de aceitação, o mesmo não ocorrendo com o coentro, que apresentou grande rejeição. Pôde-se verificar que tanto o aroma quanto a cor penalizaram a média dos escores hedônicos de aceitação de forma negativa. A dose de radiação com 5,0 kGy foi eficiente na descontaminação microbiana das especiarias estudadas. Entretanto, alterações químicas promovidas pelo processo de irradiação nas especiarias foram percebidas pelos provadores na análise sensorial. Esse fato pode ter sido agravado pela utilização de especiarias in natura com baixa tolerância às doses de irradiação aplicadas neste trabalho.

Palavras-Chave: food processing; irradiation; gamma radiation; radurization; microorganisms; radiation doses; equivalent radiation doses; fractionated irradiation; effective radiation doses; gamma dosimetry; radiation effects; plants; spices; organoleptic properties; sensory; electron microscopy

REGGIOLLI, MARCIA R. Os efeitos da irradiação sobre as especiarias. Orientador: Valter Arthur. 2020. 122 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2020.tde-01092021-144752. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/32288. 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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