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.

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.

Como referenciar este item

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.

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.

Como referenciar este item

Abstract: Rejeitos radioativos são gerados em todas as etapas do ciclo do combustível nuclear e em instituições que fazem uso de elementos radioativos. No Brasil, para que possam atender a legislação vigente, eles devem ser devidamente gerenciados e tratados. A caracterização é a etapa do gerenciamento de rejeitos radioativos que certifica e complementa as informações presentes no documento de identificação fornecido pelo gerador dos rejeitos radioativos. O objetivo desse trabalho foi desenvolver uma metodologia para caracterização de tambores de rejeitos radioativos. Neste trabalho foi utilizada a técnica de espectrometria gama associada ao método de Monte Carlo para obter e estabelecer uma relação entre as eficiências de contagens teóricas e experimentais para quatro tambores de calibração com densidades diferentes, preparados com nove tubos de PVC em seu interior. O detector de HPGe utilizado foi posicionado em três diferentes distâncias em relação a extremidade do tambor de calibração. A utilização do método de Monte Carlo mostrou-se adequado a metodologia proposta neste trabalho.

Palavras-Chave: radioactive waste management; inspection; identification systems; physical protection devices; safeguards; security; fuel cycle; nuclear fuels; calibration; radiation monitoring; ge semiconductor detectors; high-purity ge detectors; drum walls; waste disposal; pvc; tubes; gamma spectroscopy; monte carlo method

LIMA, JOSENILSON B. DE. Desenvolvimento de uma metodologia para a caracterização de tambores de rejeitos radioativos. Orientador: Ademar José Potiens Junior. 2016. 62 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2017.tde-12122016-122949. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/27131. 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.

Como referenciar este item

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.

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.

Como referenciar este item

Abstract: Os radionuclídeos artificiais e naturais podem ser comumente encontrados em diversos compartimentos da crosta terrestre. Algumas espécies de cogumelos têm uma alta capacidade em absorver radionuclídeos e elementos tóxicos vindos do solo. A dieta alimentar destaca-se como uma das principais vias de contaminação radioativa. Portanto, a medida da radioatividade no ambiente e em alimentos é extremamente importante para monitorar os níveis de radiação aos quais o homem possa estar exposto de forma direta ou indireta. A biomonitoração ambiental tem demonstrado que diversos organismos como os crustáceos, peixes e cogumelos são usados para avaliar a contaminação e a qualidade dos ecosssistemas. Existem vários radionuclídeos que podem ser acumulados por cogumelos, incluindo 40 K, 137Cs, 232Th e 238U. No entanto há poucos estudos em países do hemisfério Sul, sobre os níveis de radioatividade natural e artificial em cogumelos. Este trabalho consistiu na determinação das atividades específicas de elementos radioativos naturais e 137Cs em cogumelos comestíveis comercializados em São Paulo-Brasil. As amostras de cogumelos comestíveis foram adquiridas em diferentes pontos comerciais da cidade de São Paulo, especialmente em mercados municipais, porém algumas foram adquiridas diretamente de produtores de algumas regiões como Mogi das Cruzes, Mirandópolis, Suzano e Juquitiba. Cerca de 400 g de cada espécie de cogumelos comestíveis foram coletadas, incluindo Agaricus sp, Lentinula sp e Pleurotus sp. Todas as amostras foram preparadas e acondicionadas em recipientes de polietileno, seladas e armazenadas por aproximadamente 35 dias, para que fosse estabelecido o equilíbrio radioativo secular, antes que se iniciassem as contagens. As atividades gama do 40K, 137Cs, 232Th e 238U foram medidas por espectrometria gama. O equipamento utilizado consistiu de um detector de Germânio Hiperpuro conectado a um sistema eletrônico. As medidas foram de aproximadamente 200000 segundos. A eficiência do detector foi medida utilizando os materiais de referência: IAEA-300, IAEA-327 e IAEA-375. Os resultados obtidos para as amostras de cogumelos comestíveis variaram de 461 a 1535 Bq kg 1, 1,4 a 10,6 Bq kg 1, 6,2 a 54,2 Bq kg 1 e 14 a 66 Bq kg 1 em peso seco, para 40K,137Cs, 232Th e 238U, respectivamente. Os níveis de 137Cs estão de acordo com o fallout radioativo do hemisfério Sul, apresentando concentrações abaixo dos níveis máximos estabelecidos pela CNEN. Comparando os resultados obtidos com outros trabalhos da literatura, comprovou-se que os valores das atividades encontradas para os radionuclíddeos naturais estão dentro dos níveis normais de radioatividade para este produto. As espécies de cogumelos analisadas podem ser consumidas sem riscos de contaminação. O método de análise empregado neste estudo demonstrou-se adequado para estimar a atividade 232Th e 238U e determinar as atividades de 40K e 137Cs, em amostras biológicas. Este estudo assinala a primeira vez em que cogumelos comestíveis, no Brasil foram estudados para avaliar o conteúdo radioativo e, como tal, é uma contribuição para investigações futuras nesta área.

Palavras-Chave: mushrooms; radioisotopes; natural radioactivity; soils; cesium 137; contamination; gamma spectroscopy; ge semiconductor detectors

CASTRO, LILIAN P. de. Radionuclídeos naturais e sup(137)Cs em cogumelos comestíveis comercializados em São Paulo - Brasil. Orientador: Vera Akiko Maihara. 2008. 95 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2008.tde-21092009-104055. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/11664. 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.

Como referenciar este item