Abstract: O comércio de vegetais minimamente processados (VMP) tem crescido substancialmente nos últimos anos devido a sua conveniência, frescor e aparente salubridade. No entanto, o processamento mínimo não reduz as populações de microrganismos patogênicos para níveis seguros. A irradiação de alimentos é utilizada para estender a vida de prateleira e inativar patógenos presentes nos alimentos. Seu uso combinado com o processamento mínimo poderia aumentar a segurança e qualidade dos VMP. Dois diferentes métodos de detecção de alimentos irradiados, um biológico, o DEFT/APC, e outro bioquímico, o teste do cometa, foram aplicados a VMP com o objetivo de testar sua aplicabilidade na detecção do tratamento por radiação. O DEFT/APC é um método de varredura microbiológico baseado no uso da técnica de epifluorescência direta em filtro (DEFT) e da contagem padrão em placas (APC). O teste do cometa detecta o dano no DNA devido, por exemplo, a radiação ionizante. Amostras de acelga, agrião, alface, catalônia, couve, escarola, espinafre e repolho do comércio varejista foram irradiadas com 0,5kGy e 1,0kGy utilizando um irradiador de 60Co. O processamento por irradiação garantiu a redução de pelo menos dois ciclos logarítmicos nas populações de microrganismos aeróbios e psicrotróficos. Em geral, com o aumento das doses de radiação, as contagens DEFT se mantiveram similares independentemente do processamento por irradiação, enquanto as contagens APC diminuíram gradualmente. A diferença das duas contagens aumentou gradualmente com o incremento da dose em todas as amostras. Uma diferença entre o valor de DEFT e do APC maior a 2,0 log seria indicativa de que o VMP foi tratado por irradiação. O teste do cometa permitiu distinguir amostras não irradiadas das irradiadas, que mostraram diferentes tipos de cometas decorrentes da fragmentação do DNA. Tanto o método DEFT/APC quanto o teste do cometa foram satisfatoriamente utilizados como métodos de varredura para a detecção do tratamento por irradiação.

Palavras-Chave: vegetables; microorganisms; food processing; radiation detection; dna; comets; bioassay

ARAUJO, MICHEL M. Aplicação do método microbiológico DEFT/APC e do teste do cometa na detecção do tratamento com radiação ionizante de hortaliças minimamente processadas. Orientador: Anna Lucia. 2008. 65 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2008.tde-21092009-165505. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/11658. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A radioatividade natural das águas é proveniente dos elementos radioativos nela dissolvidos e dos gases de alguns elementos radioativos difundidos das rochas subterrâneas. Quando se considera a geoquímica dos radionuclídeos naturais no ambiente aquático, os elementos de maior interesse do ponto de vista de risco à saúde são os isótopos de rádio (Ra), os de radônio (Rn) e os de urânio (U), por apresentarem maior solubilidade em água. Uma vez que a dieta humana é a principal fonte de absorção da radioatividade natural e de exposição interna do homem, o consumo de águas minerais pode aumentar significativamente a probabilidade de ingestão de altas concentrações de radionuclídeos naturais nelas dissolvidos. O objetivo geral do presente trabalho foi determinar as concentrações de atividade dos radionuclídeos 226Ra, 228Ra, 210Pb e 210Po nas águas minerais das fontes dos Parques das Águas de Águas de Contendas e de Lambari, MG, para avaliar as doses efetivas comprometidas devido à ingestão destas águas e realizar a caracterização química inorgânica, determinando os elementos químicos Ag, Al, As, Ba, Ca, Cd, Co, Cr, Cu, Fe, K, Mg, Mn, Na, Ni, Pb, Se, Ti, V e Zn. Os objetivos específicos foram verificar a influência da sazonalidade na concentração de atividade dos radionuclídeos e dos elementos químicos analisados e determinar os parâmetros físicos e físico-químicos como temperatura, vazão, pH, CE, STD. As técnicas analíticas empregadas para determinar as concentrações de atividade foram a de alfa e beta total após separação radioquímica para os radionuclídeos 226Ra, 228Ra e 210Pb com determinação em detector proporcional de fluxo gasoso e baixa radiação de fundo e de espectrometria alfa após separação radioquímica para o radionuclídeo 210Po com determinação em espectrômetro alfa. Os valores de concentrações de atividade obtidos variaram de 7,71 ± 0,27 mBq L-1 a 250 ± 3 mBq L-1 para o 226Ra, de < LID (3,7 ± 0,1 mBq L-1) a 244 ± 4 mBq L-1 para o 228Ra, de < LID (4,9 ± 0,4 mBq L-1) a 57,1 ± 3,0 mBq L-1 para o 210Pb e de < LID (3,3 ± 0,4 mBq L-1) a 15,7 ± 1,1 mBq L-1 para o 210Po. O cálculo da dose efetiva comprometida para a ingestão de água mineral contendo 226Ra, 228Ra, 210Pb e 210Po foi realizado para o corpo inteiro (He), em crianças de 5 anos, adolescentes de 15 anos e adultos até 70 anos, e para os principais órgãos afetados (Ho), em adultos até 70 anos, após a ingestão da água mineral. Os maiores valores de dose para o corpo inteiro foram de 273 ± 14 μSv a-1 para o 226Ra, 945 ± 15 μSv a-1 para o 228Ra, 79,2 ± 4,2 μSv a-1 para o 210Pb, em adolescentes de 15 anos e, de 40,4 ± 2,9 μSv a-1 para o 210Po em crianças de 5 anos. Para a caracterização química inorgânica foi utilizada a espectrometria de fluorescência de raios X por energia dispersiva (EDXRF) que apresentou os elementos Co e Cu abaixo do limite mínimo de quantificação e os elementos Ag e V com maiores concentrações e, a espectrometria de emissão óptica com plasma de argônio (ICP-OES) que apresentou o elemento Cr abaixo do limite mínimo de quantificação e os elementos Ca, Fe e Na com maiores concentrações. Assim, mediante os resultados obtidos e aos testes estatísticos aplicados: análise de Cluster, coeficiente de correlação de Pearson e ANOVA, conclui-se que existe a correlação entre a precipitação pluviométrica e a sazonalidade das concentrações dos radionuclídeos e dos elementos químicos inorgânicos em estudo, que o radionuclídeo que apresentou maior concentração em Águas de Contendas foi o 228Ra para a maioria das fontes e em Lambari foi o 226Ra, também na maioria das fontes e, como consequência, as maiores doses obtidas também foram para os radionuclídeos naturais 226Ra e 228Ra.

Palavras-Chave: radioactivity; natural radioactivity; environmental exposure; radium 226; radium 228; polonium 210; lead 210; internal irradiation; biogeochemistry; isotopes; detection; isotope separation; radiation detection; water treatment; ground water; underground storage; public health; drinking water; risk assessment; safety analysis; brazil

WAKASUGI, DENISE S.M. Avaliação da concentração de 226 Ra, 228 Ra, 210Pb e 210 Po e caracterização química inorgânica das águas minerais dos Parques das Águas de Águas de Contendas e Lambari - MG. Orientador: Sandra Regina Damatto. 2018. 273 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-01022019-111224. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29789. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Foi feita uma avaliação da atividade radioativa presente na água de fontes não comercializadas no município de Campos do Jordão (SP) com seis coletas independentes para sete fontes selecionadas ao longo do período entre janeiro de 2018 e março de 2019. A determinação das atividades alfa e beta total deu-se por meio de um detector proporcional de fluxo gasoso do modelo Berthold LB 770, no método conhecido como screening, no qual não são discriminados os elementos químicos presentes na amostra. A precisão do detector proporcional foi comprovada com o uso de soluções padrão amplamente analisadas por laboratórios de outras instituições e os resultados obtidos enquadraram-se no padrão mais alto de qualidade quanto ao desvio padrão dos valores obtidos para estas soluções. Os resultados foram comparados com os limites de atividade estabelecidos pela CNEN - Comissão Nacional de Energia Nuclear na Posição Regulatória 3.01/012:2020 de respectivamente 0,5 Bq/L para alfa e 1 Bq/L para beta, de modo que nenhum dos valores medidos iguala ou ultrapassa o limite proposto, por tanto as águas das fontes analisadas estão dentro dos padrões de potabilidade no que diz respeito a atividade radioativa. Verificou-se diferentes patamares de atividade e de variação sazonal entre as fontes, com destaque para a Fonte Simão que apresentou a maior média de atividade alfa (0,0737 ± 0,0082 Bq/L) e a Fonte da Amizade com a maior média de atividade beta (0,1209 ± 0,0135 Bq/L). Na Fonte da Vila Britânia foram verificados os menores valores tanto para alfa (0,0354 ± 0,0042 Bq/L) quanto para beta (0,0590 ± 0,0077 Bq/L). A análise dos dados de concentração de atividade juntamente com os dados de precipitação não permitiu indicar possíveis correlações entre a precipitação; o mesmo se deu para temperatura das amostras e a concentração de atividade. Um período maior de estudos seria necessário para que possíveis padrões sazonais de alteração na concentração de atividade pudessem ser verificados ou mesmo descartados.

Palavras-Chave: ground water; radiation doses; effective radiation doses; radiation detection; radiation monitoring; naturally occurring; radioactive materials; natural radioactivity; beta detection; beta dosimetry; alpha dosimetry; environmental effects; radiation protection; comparative evaluations; brazil

FERREIRA, GABRIEL B.A. Avaliação da radioatividade natural em águas subterrâneas do município de Campos do Jordão, SP. Orientador: Brigitte Roxana Soreanu Pecequilo. 2020. 77 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-06112020-112833. Disponível em: http://200.136.52.105/handle/123456789/31721. Acesso em: $DATA.

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Abstract: As doses de radiação ionizante para os trabalhadores no transporte de material radioativo devem ser tão pequenas quanto razoavelmente exequível. As doses médias dos motoristas e carregadores amostrados neste trabalho devem ser diminuídas. A demonstração do controle das doses em veículo rodoviário com material radioativo, requisitada pelo regulamento brasileiro atual, norma CNEN NE 5.01, é apresentada em formulário próprio com valores de exposição obtidos em posições de ocupação regular de indivíduos do público e de trabalhadores, mesmo quando se expede veículo sem a necessidade de uso exclusivo (&sum; IT 50). Este trabalho mostra, por meio de pesquisa bibliográfica, elaboração de modelos e pesquisa de campo, que esta demonstração do controle com a obtenção dos valores de exposição nesta situação, para um método de controle melhor, deve ser realizada pela apresentação do registro do acúmulo de cargas, limitado (&sum; IT 50), a fim de evitar a obtenção destas medidas, para que haja padronização com regulamentos estrangeiros e para que os custos e os tempos, importantes para expedição de radiofármacos com meia-vida curta, e também as atuais doses laborais dos técnicos de radioproteção sejam todos diminuídos. Os valores de exposição dos parâmetros utilizados com esse método são menores do que seus limites regulamentares. Para contribuir com essas finalidades devem ser apresentadas pelo regulamento brasileiro atualizado as distâncias de segregação entre as cargas e as cabines dos veículos.

Palavras-Chave: radiation protection; dosimetry; radiation detection; radiation dose units; dose rates; occupational exposure; radiation transport; road transport; transport regulations; standardization; brazil

GERULIS, EDUARDO. Controle de dose em transporte rodoviário de material radioativo. Orientador: Gian Maria Agostino Angelo Sordi. 2013. 63 f. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2013.tde-16012014-110059. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10594. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A técnica de perfilagem gama de colunas de destilação já está no mercado há pelo menos 30 anos. Acompanhando o desenvolvimento tecnológico mundial, a técnica e a indústria prosperaram e se difundiu, podendo ser encontrada em diversos países e sendo implementada por diversas empresas comerciais e centros de pesquisa. Todavia, apesar das melhorias na qualidade dos resultados bem como na rapidez e praticidade da tomada de dados; o conceito básico da técnica permaneceu inalterado. Este trabalho condensa como o aprendizado de 20 anos, em gamma scan e tomografia industrial, propiciou fundamentos para uma técnica inovadora, testada em laboratório e depois efetivamente aplicada em condições reais de campo, que permitiu obter resultados nunca antes obtidos numa perfilagem de coluna.

Palavras-Chave: dosimetry; radiation doses; radiometric analysis; isotope separation; radiometric surveys; image processing; measuring methods; optical models; threshold rigidity; threshold energy; scattering; interactions; gamma radiation; industry; equipment; computerized tomography; radiation detection; radiation detectors

HARAGUCHI, MARCIO I. Desenvolvimento de um sistema de imageamento de equipamentos de processos industriais pela técnica de perfilagem radiométrica. Orientador: Wilson Aparecido Parejo Calvo. 2018. 136 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2019.tde-14122018-141719. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29526. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O desenvolvimento e calibração de um sistema dosimétrico de rotina baseado no fotodiodo comercial e de baixo custo (SFH 206) é apresentado neste trabalho. A sonda dosimétrica foi projetada para operar sem tensão de polarização no modo de corrente direta. As radiações foram realizadas no irradiador Panorâmico de Cobalto-60 no intervalo de taxas de dose de 8,1 Gy/h a 125 Gy/h. As fotocorrentes geradas no diodo, para cada taxa de dose, foram registradas utilizando um eletrômetro digital e foram armazenadas durante todo o tempo de exposição. A resposta em corrente do diodo foi medida em função do tempo de exposição em intervalos de 1 Gy até 200 Gy para doses acumuladas de até 15 kGy. Neste intervalo, a resposta em dose do diodo, em função da carga gerada pela dose, foi linear com coeficiente de correlação melhor que 0,998. Estes resultados foram comparados com os obtidos com filmes Gafchromic frequentemente utilizados em dosimetria de rotina. Para monitorar possíveis danos de radiação gama produzidos no diodo, as sensibilidades em corrente e em carga foram medidas em função da dose absorvida. Para doses até 15 kGy, não foi observado qualquer dano de radiação o que confirma a boa reprodutibilidade de resposta do diodo, melhor do que 3 %. Finalmente, devido aos pequenos erros experimentais ( 5% ) e boa resolução espacial do diodo, foi possível medir a dose de trânsito devida ao movimento da fonte radioativa de Cobalto-60 bem como a distribuição da taxa de dose no Irradiador Panorâmico.

Palavras-Chave: radiation protection; dosimetry; dosemeters; semiconductor diodes; measuring instruments; calibration; radiation detection; radiation dose units; dose rates; cobalt 60; gamma radiation

FERREIRA, DANILO C. Desenvolvimento e calibração de um sistema dosimétrico de rotina em processamento por irradiação. Orientador: Carmen Cecilia Bueno. 2013. 129 f. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2013.tde-19122013-161529. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10593. 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,&alpha;)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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