Abstract: Irradiadores comerciais de grande porte são projetados para processarem grandes quantidades de produtos com altas doses, por exposição à radiação gama. A irradiação em escala industrial é efetuada de forma dinâmica, em que os produtos percorrem um caminho em torno de uma fonte de radiação, geralmente de 60Co, cuja atividade é da ordem de TBq a PBq (kCi a MCi). A dose será diretamente proporcional ao tempo transcorrido pelo material para percorrer este trajeto em torno da fonte. Entretanto, em algumas situações, principalmente para pesquisas ou processos de validação de clientes seguindo a norma ISO 11137, se faz necessário irradiar pequenas amostras com doses fracionadas na posição de irradiação estática. Nesta posição as amostras são colocadas dentro da sala de irradiação a uma distância fixa da fonte e as doses recebidas são determinadas utilizando-se dosímetros. Portanto, a dose somente será conhecida depois da irradiação, pela leitura dos mesmos. Entretanto, em irradiadores industriais, diferentes tipos de produtos com diferentes densidades atravessam o caminho entre a fonte e a posição de irradiação estática, onde estão as amostras. Conseqüentemente, a taxa de dose variará dependendo da densidade do produto, que está sendo irradiado dinamicamente. Uma metodologia adequada seria monitorar a dose recebida pelas amostras em tempo real, medindo a dose por meio de um detector de radiação, com uma melhor precisão e exatidão. Neste trabalho foi desenvolvida uma câmara de ionização cilíndrica de 0.9 cm3, para monitorar as altas doses recebidas por amostras em tempo real, na posição de irradiação estática de um irradiador gama de 60Co. Os gases de nitrogênio e de argônio a pressão de 10exp5 Pa (1 bar) foram utilizados para preencherem a câmara de ionização e determinar uma configuração de trabalho apropriada, para o detector ser utilizado em medidas de altas doses. Cabos de isolação mineral foram soldados diretamente ao corpo da câmara de ionização, para a transmissão do sinal gerado pelo detector até a eletrônica associada, distante cerca de 20 m. O sinal obtido foi cerca de 100 vezes maior do que o ruído de fundo. Este sistema dosimétrico foi testado em um irradiador gama de categoria I e na posição de irradiação estática de um irradiador de grande porte, em que diferentes taxas de dose foram obtidas utilizando materiais absorvedores. Foi encontrada uma boa linearidade do detector entre a dose e a carga, independentemente das diferentes taxas de dose. As incertezas de todas as curvas ficaram abaixo dos +/- 5 %, valor de incerteza máxima recomendada para um sistema dosimétrico de rotina. A câmara de ionização desenvolvida se mostrou adequada para ser utilizada como um dosímetro em tempo real, independente da degradação do espectro causada pela absorção dos fótons da fonte de 60Co, pelo material em irradiação dinâmica.

Palavras-Chave: ionization chambers; dose rates; gamma radiation; cobalt 60; dosimetry; acute irradiation; avalanche quenching; industrial plants; irradiation devices; irradiation plants; irradiation procedures; radiation sources; radiation detectors; radiation monitoring

RODRIGUES JUNIOR, ARY de A. Câmara de ionização aplicada a medidas de altas taxas de dose. Orientador: Margarida Mizue Hamada. 2005. 121 f. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2005.tde-24032006-164913. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/11352. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Esse trabalho tem como objetivo determinar a idade de conchas e sedimentos de diferentes camadas do Sambaqui Santa Marta II, localizado na região de Laguna, Santa Catarina, Brasil. Foram coletadas amostras de conchas e sedimentos de camadas com diferentes profundidades, até o ponto mais próximo ao centro do sambaqui. Os sedimentos foram datados pelo método da Termoluminescência (TL). As conchas foram datadas pelo método de Ressonância Paramagnética Eletrônica (EPR), no laboratório de EPR - Universidade de Palermo, Itália, e duas amostras de conchas foram datadas por Radiocarbono, através da técnica de espectrometria de massa do acelerador (AMS) no laboratório Beta Analytic. Para reconstrução da dose acumulada, nas técnicas de TL e EPR, foi utilizado o método aditivo. A dose anual dos sedimentos de cada camada foi obtida através da técnica de espectroscopia gama, os resultados apresentaram valores entre 1,17 e 2,11 mGy/ano. As idades das conchas através do método EPR e Radiocarbono, considerando as incertezas, são aproximadamente de mesma ordem de grandeza, em torno de 3,3 mil anos. Apesar da profundidade estratigráfica dos sedimentos não ser diretamente proporcional às idades obtidas, provavelmente por conta do alto índice de destruição do Sambaqui, as idades obtidas são entre 2,0 e 4,0 mil. Os resultados das idades das conchas e sedimentos coletados na camada mais próxima ao centro do sambaqui são 3,8 e 4,1 mil anos respectivamente. É estimado que essa seja a idade inicial de construção do Sambaqui Santa Marta II.

Palavras-Chave: thermodynamic cycles; thermoluminescent dosemeters; electron spin resonance; optical pumping; equivalent radiation doses; radiation monitoring; radiation sources; isotope dating; age estimation; sample preparation; sediments; shell models; deposits

OLIVEIRA, LETICIA M. de. Datação de conchas e sedimentos do Sambaqui Gigante Santa Marta II, Laguna, Santa Catarina. Orientador: Shigueo Watanabe. 2019. 91 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-27122019-115928. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/32730. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A braquiterapia é um tratamento clínico que consiste na aplicação de fontes radioativas seladas em certos tipos de tumores. Atualmente, está em fase de implantação o laboratório para produção de fontes de 125I a fim de nacionalizar a produção de fontes para reduzir os custos na sua aplicação e atender a demanda da população brasileira. A tese defendida neste trabalho é o desenvolvimento de um método para o gerenciamento de rejeitos radioativos que serão gerados ao longo da produção dessas fontes. A metodologia aplicada consistiu na criação de etapas de gerenciamento de rejeitos radioativos aplicadas ao 125I que contemplasse o gerenciamento na própria instalação produtora. Os rejeitos radioativos que serão gerados ao longo de todo processo de fabricação das fontes de 125I serão produzidos dentro de três células estanques, localizadas dentro do laboratório. Para cada um dos cenários foram relacionados os rejeitos sólidos, líquidos e gasosos gerados em cada uma das três células de produção. Para rejeitos sólidos e líquidos foram estimados: volume, massa, taxa de entrada no depósito inicial e tempo para liberação em meio ambiente. Para rejeitos gasosos foi estimado: taxa de volatilização do 125I e metodologia para medição dos filtros de carvão ativado. Os resultados apresentados permitem concluir que o laboratório tem condições de realizar o gerenciamento dos rejeitos que produzirá. Implantar um sistema de gerenciamento dentro do próprio laboratório, aperfeiçoará as atividades rotineiras e o licenciamento junto a CNEN.

Palavras-Chave: radioactive waste management; radioactive waste disposal; radioactive waste processing; radiation sources; laboratory system; production; brachytherapy; radiotherapy; internal irradiation; radiation source implants; radiopharmaceuticals; iodine 125; seeds; process development units

SOUZA, DAIANE C.B. de. Desenvolvimento de um método para gerenciamento de rejeitos radioativos no laboratório de produção de fontes de iodo-125 utilizadas em braquiterapia. Orientador: Maria Elisa Chuery Martins Rostelato. 2018. 130 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2019.tde-03042019-123219. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29887. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Dentre as diversas aplicações dos radioisótopos, a utilização dos radiotraçadores é considerada uma das mais importantes, no diagnóstico de funcionamento dos equipamentos de processos, em plantas de indústrias químicas e petroquímicas. Os radiotraçadores são utilizados em procedimentos analíticos para obtenção de dados qualitativos e quantitativos de sistemas, em estudos de transferências físicas e físico-químicas. Na produção de radioisótopos gasosos utilizados como traçadores em processos industriais, destacam-se o 41Ar e 79Kr, gases nobres (inertes) que possuem baixa reatividade com os demais elementos químicos. O 41Ar é um emissor gama de alta energia (1,29 MeV) e apresenta elevada porcentagem de transformações com essa energia, o que resulta em quantidades relativamente pequenas necessárias em relação a outras para uma detecção eficaz, mesmo em componentes com grandes espessuras. Atualmente, a produção de radioisótopos gasosos em reatores nucleares de pesquisa é realizada em pequenas quantidades (bateladas), por meio de ampolas de quartzo contendo o gás natural 40Ar ou 78Kr. Nesse sentido, o objetivo desse estudo é desenvolver um sistema de irradiação capaz de produzir em escala contínua, o radioisótopo gasoso 41Ar, dentre outros, com atividade de 7,4x1011 Bq (20 Ci) por ciclo de irradiação, por meio do Reator IEA-R1 de 4,5 MW, fluxo de nêutrons térmicos médio de 4,71 x 1013 ncm-2s-1, para suprir uma demanda existente em empresas de END e inspeções, e pelo próprio Centro de Tecnologia das Radiações, no IPEN/CNEN-SP. O sistema de irradiação (SI) é constituído por uma cápsula de irradiação em alumínio, linhas de transferência, válvulas agulhas, conexões anilhadas, conectores rápidos, manovacuômetro, sistema de vácuo, dewar de liquefação, blindagem em chumbo, cilindros de armazenamento e transporte (CAT), dentre outros. O SI foi aprovado nos testes de estanqueidade e estabilidade (testes de formação de bolhas, pressurização, evacuação e com equipamento leak detector SPECTRON 600 T). Na produção experimental para obtenção de 1,07x1011 Bq (2,9 Ci) de 41Ar, distribuíram-se dosímetros de alanina em diversos componentes e dispositivos do SI. Além disso, determinaram-se as taxas de exposição na parede da blindagem em chumbo, ao concentrar o gás radioativo liquefeito e no CAT, após a transferência do 41Ar, pelo medidor de radiação portátil Teletector ® Probe 6150 AD-t/H.

Palavras-Chave: argon 41; krypton 79; tracer techniques; radiators; irradiation capsules; valves; joints; pressure gages; dewars; lead; storage; shielding materials; leak detectors; iear-1 reactor; petrochemicals; chemistry; industry; gaseous diffusion; radiation sources; isotope production; quality control; quantitative chemical analysis; nuclear engineering

CARDOZO, NELSON X. Desenvolvimento de um sistema de irradiação para produção de radioisótopos gasosos aplicados em processos industriais. Orientador: Wilson Aparecido Parejo Calvo. 2016. 75 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2017.tde-09012017-080638. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/27408. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Em Metrologia Nuclear, há muitos anos, o método absoluto de medida de atividade radioativa por coincidência 4πβ-γ tem sido considerado um padrão primário, em razão de seu alto grau de exatidão e por depender de grandezas observáveis para a obtenção de resultados. O Laboratório de Metrologia Nuclear (LMN), do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN), dentre suas técnicas de medida, utiliza a metodologia de coincidência 4πβ-γ. Uma nova técnica, conhecida como medida de coincidência por software tem sido empregada na padronização de radionuclídeos, com muitas vantagens sobre a metodologia convencional. Com o objetivo de atualizar sua metodologia de padronização de radionuclídeos, o LMN desenvolveu um novo sistema de medida de coincidências por software, descrito neste trabalho. O sistema eletrônico emprega os mesmos arranjos de detecção beta e gama utilizados em seus sistemas. O novo sistema é constituído por uma placa de aquisição de dados da National Instruments (NI), conectada a um microcomputador e, através de um painel de conexão, aos arranjos de detecção. O gerenciamento é obtido através de software desenvolvido em LabVIEW, proprietária da NI. Este sistema registra as amplitudes e os instantes de ocorrência dos pulsos de detecção beta e gama, em arquivos de disco. Os arquivos são posteriormente analisados por um programa apropriado, o software de análise de coincidências, de forma a obter as contagens beta, gama e de coincidências, e executando o processamento necessário para a determinação da atividade da amostra radioativa de interesse. O trabalho também apresenta e discute os resultados obtidos, utilizando a primeira versão de software desenvolvida especialmente para este trabalho, bem como perspectivas para futuros trabalhos.

Palavras-Chave: radioisotopes; radioactivity; activity meters; accuracy; coincidence methods; pulse analyzers; proportional counters; four-pi counting; programming; digital computers; l codes; radiation sources

TOLEDO, FABIO de. Desenvolvimento de um sistema eletronico com registro simultaneo de amplitude e instante de ocorrencias dos pulsos, aplicado ao metodo de coincidencias 4'pi''beta''gama'. Orientador: Mauro da Silva Dias. 2009. 92 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2009.tde-22092011-091715. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9473. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Uma das exigências na calibração de monitores de radiação de contaminação de superfície consiste no uso de fontes extensas de referência com um valor de uniformidade superior a 90%. Entretanto, foi verificado em alguns laboratórios de calibração que suas fontes não atendiam essa exigência, o que obrigaria esses laboratórios a não utilizarem tais fontes em suas calibrações. Foi neste contexto que foi desenvolvido um estudo para propor o uso dessas fontes, desde que sejam utilizados fatores de correção, que são propostos neste trabalho, que foram avaliados e desenvolvidos usando o código de transporte MCNP como ferramenta de análise e avaliação, a partir dos dados de mapeamento da uniformidade. Também foi desenvolvido um software para calcular esses fatores de correção, utilizando o mapeamento da uniformidade das fontes como dados de entrada e um sistema automatizado para calibração de monitores de radiação de contaminação de superfície. O grande ganho com esse trabalho foi poder utilizar fontes extensas de referência, mesmo quando essas estão em desacordo com as exigências de uniformidade da norma ABNT ISO 8769:2016.

Palavras-Chave: surface contamination; surface ionization; radiation doses; radiation sources; equivalent radiation doses; radiation monitors; dosemeters; calibration; monte carlo method; mathematical models; radiative corrections; mapping; transformations; standardization

SILVA JUNIOR, IREMAR A. da. Desenvolvimento de uma metodologia de calibração de monitores de contaminação de superfície considerando o mapeamento da uniformidade das fontes extensas de referência. Orientador: Maria da Penha Albuquerque Potiens. 2017. 129 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2018.tde-13032018-101043. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28838. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A radiocirurgia estereotáxica é um procedimento que trata principalmente lesões intracranianas para destruir células tumorais inacessíveis cirurgicamente. O Gamma Knife® é uma unidade de radiocirurgia estereotáxica que trata lesões exclusivamente cerebrais com feixes de 60Co de forma não-invasiva. De forma a garantir a acurácia na entrega da dose, esse tipo de equipamento necessita de detectores adequados para determinar a dose a ser entregue com exatidão. O protocolo da IAEA, TRS 483, é um guia padronizado para procedimentos dosimétricos e indicação de detectores relativos à dosimetria de referência de campos pequenos usados em feixes de radioterapia. Este trabalho seguiu as recomendações do TRS 483 na dosimetria do Gamma Knife® e foram realizadas medições utilizando duas câmaras de ionização, Exradin A16 e PTW Pinpoint 3D 31016, a alanina como detector de referência e os objetos simuladores indicados pela Elekta, fabricante do Gamma Knife®, sendo um de ABS e outro de Solid Water®. Um objeto simulador de acrílico foi construído, com as mesmas dimensões dos indicados pela Elekta, e implementado na dosimetria de equipamentos Gamma Knife®. A calibração das câmaras de ionização utilizadas foi realizada em um laboratório padrão primário e o coeficiente de calibração obtido foi utilizado no cálculo da dose absorvida na água dessas câmaras. Os estudos e testes dosimétricos realizados com o objeto simulador construído demonstraram resultados próximos aos simuladores existentes. Todos os fatores de correção indicados pelo TRS 483 foram considerados para o cálculo da dose absorvida. Foi constatado que o novo objeto simulador pode ser utilizado na dosimetria de Gamma Knife® e também para calibração de câmaras de ionização de volume pequeno, garantindo uma configuração de dosimetria e calibração similares e proporcionando ao usuário uma calibração próxima à configuração da dosimetria clínica. O projeto e a execução do objeto simulador utilizado neste trabalho visa contribuir para o TRS 483, de forma que seja utilizado na aplicação da dosimetria de Gamma Knife® e na calibração de câmaras de ionização de volume pequeno.

Palavras-Chave: radiant flux density; gamma radiation; radiation dose units; radiation sources; dosimetry; radiation protection; small intestine; phantoms; biological models; nuclear medicine; radiotherapy; surgery; brain

COSTA, NATHALIA A. Desenvolvimento e implementação de um objeto simulador para dosimetria de equipamentos Gamma Knife®. Orientador: Maria da Penha Albuquerque Potiens. 2018. 84 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2018.tde-03072018-095701. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29135. 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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