Abstract: Neste trabalho foi realizado uma comparação entre três tipos de alvos (UAl2-Al, U-Ni cilíndrico e U-Ni placa) para a produção de 99Mo por fissão do 235U. Para isso foram desenvolvidas análises neutrônicas e termo-hidráulicas. Também foram realizados experimentos para se validar as metodologias de cálculo termo-hidráulica e neutrônica utilizadas neste trabalho. Para os cálculos neutrônicos foram utilizados os programas NJOY99.0, AMPX-II e HAMMERTECHNION, para geração das seções de choque, e os programas SCALE 6.0 e CITATION para os cálculos tridimensionais dos núcleos, queima do combustível e produção de 99Mo. Para os cálculos termo-hidráulicos foram utilizados os programas MTRCRIEAR1 e ANSYS CFX para calcular as variáveis térmicas e hidráulicas dos dispositivos de irradiação e compará-las a limites e critérios de projeto estabelecidos. Primeiro foram realizadas análises neutrônicas e termo-hidráulicas para o reator IEA-R1 com os alvos de UAl2-Al (10 miniplacas). As análises demonstraram que a atividade total obtida para o 99Mo nas miniplacas não atende à demanda dos hospitais brasileiros (450 Ci/semana) e que nenhum limite de projeto termo-hidráulico é ultrapassado. Em seguida foram realizados os mesmos cálculos para os três tipos de alvo no Reator Multipropósito Brasileiro (RMB). As análises neutrônicas demonstraram que os três alvos podem atender à demanda dos hospitais brasileiros. As análises termo-hidráulicos demonstram que será necessário uma velocidade mínima no dispositivo de irradiação de 7 m/s para o UAl2, de 8 m/s para o alvo de U-Ni cilíndrico e de 9 m/s para o alvo de U-Ni placa para que nenhum limite de projeto seja ultrapassado. Foram realizados experimentos em uma bancada de aferição de vazão para se validar a metodologia de cálculo termo-hidráulico. Os experimentos realizados para se validar os cálculos neutrônicos foram feitos no reator IPEN/MB-01. Todos os experimentos foram simulados com as metodologias acima descritas e os resultados comparados entre si. Os resultados das simulações apresentaram boa concordância com os resultados experimentais.

Palavras-Chave: targets; enriched uranium reactors; isotope production reactors; molybdenum 99; iear-1 reactor; thermal hydraulics

DOMINGOS, DOUGLAS B. Análises neutrônica e termo-hidráulica de dispositivos para irradiação de alvos tipo LEU de UAlx-Al e U-Ni para produção de Mo-99 nos reatores IEA-R1 e RMB. Orientador: Antonio Teixeira Silva. Coorientador: Adimir dos Santos. 2014. 190 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2014.tde-17122014-133601. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/23492. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A crotamina, um peptídeo catiônico que possui 42 aminoácidos e 4,88 kDa, é proveniente do veneno de Crotalus durissus terrificus. Ela apresenta características que permitem sua forte interação com alvos moleculares e membranas biológicas e assim foi o primeiro peptídeo de veneno a ser classificado como um CPP (cell penetrating peptide), justificando seus importantes efeitos biológicos e suas diversas atividades farmacológicas. A crotamina é descrita por sua atividade miotóxica, tendo como efeito a paralisia e espasmos das patas traseiras de ratos e camundongos. Esse fenômeno é descrito por ações em canais de Na+ e/ou K+ e consequente aumento do influxo intracelular dos níveis do íon Ca2+. Estudos a descrevem como um agente despolarizante utilizando a musculatura esquelética como modelo experimental. Outra atividade descrita da crotamina é um aumento na liberação basal de acetilcolina (ACh) e dopamina no sistema nervoso central de ratos. Até o momento, pouco ou nenhum estudo foi realizado em musculatura lisa. A junção neuromuscular autônoma difere em vários aspectos importantes da já conhecida junção neuromuscular esquelética. O ducto deferente de rato (DDR), um órgão par e tubular pertencente à genitália acessória masculina, foi utilizado como modelo experimental por ser um dos órgãos periféricos mais densamente inervados pelo sistema nervoso autônomo simpático. Esse fato, o torna uma importante ferramenta para estudos que envolvam a neurotransmissão e a ação de drogas adrenérgicas. O objetivo do presente trabalho é investigar o efeito da crotamina na contração da musculatura lisa. A crotamina foi isolada a partir do veneno de C. d. terrificus por cromatografia de exclusão molecular seguida de troca iônica. Os estudos em modelos animais foram realizados utilizando o DD (porção prostática) de ratos Wistar com 5 meses de idade entre 350 g (protocolo CEUA 1261/14). O estudo de neurotransmissão foi feito em sistema de órgão isolado (n=6) por estimulação elétrica transmural com tensão de 70V, 3ms de duração em frequências de 0,05 (30 min) e 1; 5 10 e 20Hz (30 seg). A contração isométrica foi registrada em gramas de tensão. Em todos os experimentos a crotamina (0,1;0,5 e 1g/ml) incubada 30 min antes da estimulação. O efeito máximo de contração (Emax) do componente fásico e tônico foi usado como medida. O componente pós-sináptico foi avaliado por meio de curvas dose-resposta de noradrenalina e dose única de ATP (10-3M) na presença ou ausência da crotamina. A diferença estatística foi avaliada pelo teste-t de student (P0,05). Os ensaios de estimulação elétrica de baixa frequência (0,05Hz) revelaram que a crotamina (0,1 e 0,5g/ml) promoveu uma diminuição da contração do DDR (95,7±4,6% e 85,4±5,9%, respectivamente) enquanto que na dose de 1 g/mL de crotamina este efeito não foi significativo. Na curva de freqüência observamos também com as mesmas concentrações de crotamina uma tendência à diminuição da contração fásica e tônica enquanto que a dose de 1 g/mL promoveu um aumento na contração fásica na freqüência de 20,0Hz ((3,2±0,3) em relação ao controle (2,2±0,2). O componente pós-sináptico não foi alterado pela crotamina conforme evidenciado pela curva concentração-resposta de noradrenalina e concentração única de ATP. Com base nos resultados obtidos, concluímos que a crotamina atua apenas no componente pré-sináptico da contração do DDR, provavelmente interferindo na neuroliberação de ATP e noradrenalina. Ela apresenta um efeito bifásico, dependendo da dose utilizada, inibindo ou potencializando a resposta, efeito semelhante ao da -defensinas, uma proteína cuja estrutura se assemelha bastante com a da crotamina.

Palavras-Chave: rats; in vitro; muscles; contraction; sympatholytics; drugs; membrane proteins; targets; process development units; autonomic nervous system agents; autonomic nervous system; toxins; venoms; peptides; site characterization; ion exchange chromatography

EL-CORAB, MARIANA D.M.K. Caracterização da crotamina e seu efeito sobre a contratilidade da musculatura lisa do ducto deferente de rato. Orientador: Patrick Jack Spencer. Coorientador: Cláudio Fontes Souza. 2015. 58 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2017.tde-09012017-111213. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28041. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A Radioterapia em arco modulado volumétrico (VMAT) é uma das modalidades mais avançadas em teleterapia para o tratamento de câncer. Os diversos avanços tecnológicos, bem como a evolução das técnicas de tratamento tornaram o VMAT como uma das modalidades de estado da arte para o tratamento de alguns cânceres. Parte deste avanço é creditada à melhoria na acurácia e na prescrição de dose absorvida recomendada ao paciente ao longo dos anos. Este avanço permite que atualmente seja possível realizar os cálculos dosimétricos, por meio de sistemas de planejamento computadorizado, considerando as heterogeneidades dos pacientes, tais como: tecidos e órgãos com composições diferentes da água (meio de referência em radioterapia), contorno do paciente individualizado e o movimento dos tumores com a respiração. Tais avanços demandam o controle de qualidade destas ferramentas, com objetivo de assegurar que todo o processo de tratamento seja satisfatório e acurado. A comunidade dispõe poucos sistemas experimentais capazes de avaliar, considerando os níveis de incerteza, se os sistemas de planejamento computadorizados são aptos a considerar a movimentação dos alvos nos tratamentos com VMAT. Neste trabalho serão apresentados os resultados obtidos empregando um objeto simulador Fricke Xylenol Gel, com capacidade de mensurar as diferenças introduzidas pela movimentação, utilizando Imagem por Ressonância Magnética - MRI e comparando qualitativamente e quantitativamente os resultados. São discutidas as principais etapas de desenvolvimento deste objeto simulador, seus resultados experimentais, conclusões.

Palavras-Chave: radiopharmaceuticals; radiotherapy; radiobiology; neoplasms; isotope applications; targets; tomography; respiration; image processing; radiation dose distributions; nuclear magnetic resonance; volumetric analysis; polymer gel dosemeters; xylenols; computerized simulation

SAKURABA, ROBERTO K. Desenvolvimento de um sistema de verificação dosimétrica tridimensional utilizando Solução Fricke gel na aplicação para a verificação da Radioterapia em Arco Modulado Volumétrico (VMAT) nos tratamentos com movimentação do alvo pela respiração. Orientador: Letícia Lucente Campos Rodrigues. 2015. 111 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2016.tde-03032016-091027. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26373. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A radioterapia é uma das três principais modalidades utilizadas no tratamento de doenças malignas como o câncer; as outras duas são a quimioterapia e a radiocirurgia. Em contraste com outras especialidades médicas que necessitam principalmente do conhecimento clínico e da experiência de especialistas, a radioterapia, com a utilização da radiação ionizante no tratamento do câncer, depende do investimento pesado em tecnologias modernas e dos esforços colaborativos de diversos profissionais, cuja equipe coordenada influencia, sobremaneira, o resultado do tratamento. A Radioterapia de intensidade modulada (IMRT) com o uso de colimadores multilâminas (multileaf collimators MLCs) tem o potencial para alcançar um alto grau de conformidade da dose no alvo (tumor a ser tratado) e ainda promover a proteção de tecidos normais do que a maioria de outras técnicas de tratamento, especialmente para volumes-alvo ou órgãos de risco com formatos complexos. Entretanto, estudos recentes mostraram que baixas doses de radiação podem causar tumores secundários. Esse trabalho tem como objetivo a determinação da distribuição de dose de radiação absorvida em diversas simulações de tratamentos radioterápicos com o uso de dosímetros compostos de LiF:Mg,Ti; CaSO4:Dy e Al2O3:C, utilizando um objeto simulador de polimetilmetacrilato (PMMA) empregando as seguintes técnicas dosimétricas: termoluminescência (TL), luminescência opticamente estimulada (OSL) e detectores semicondutores (diodos).

Palavras-Chave: radiotherapy; isodose curves; collimators; radiation dose distributions; targets; low dose irradiation; simulation; phantoms; thermoluminescent dosemeters; luminescent dosemeters; semiconductor detectors

MATSUSHIMA, LUCIANA C. Determinação das curvas de isodose e confirmação do planejamento em Radioterapia de Intensidade Modulada - IMRT convencional empregando as técnicas de termoluminescência, luminescência opticamente estimulada e detectores semicondutores. Orientador: Leticia Lucente Campos Rodrigues. 2015. 155 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo, SP. DOI: 10.11606/T.85.2015.tde-24042015-095037. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/23694. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Atualmente, o radioisótopo mais comum na área de diagnósticos em medicina nuclear é o tecnécio-99 metaestável (99mTc), que, hoje está presente em mais de 80% dos diagnósticos nucleares por imagem, em todo mundo. Por ter uma meia-vida pequena, o 99mTc precisa chegar ao consumidor final na forma de seu isótopo-mãe, o molibdênio 99 (99Mo). Uma das rotas de produção deste isótopo se dá por meio de fissão de alvos tubulares de folhas finas de urânio metálico com baixo enriquecimento. O processo de fabricação desse alvo consiste em utilizar folhas finas de urânio metálico enriquecido a 20% em 235U, com espessura de 125 μm. Essa folha fina de urânio é envolvida em uma folha de níquel (14 μm), que atua como barreira para os produtos de fissão, e evita o caldeamento entre o urânio e o invólucro tubular de alumínio no qual este conjunto é montado. Esse invólucro consiste em dois tubos concêntricos, um interno, no qual é usinado um rebaixo para acomodar o conjunto de folha fina U-Ni e um outro externo no qual todo esse conjunto é inserido. O conjunto tem o seu diâmetro interno expandido mecanicamente para tornar a transferência térmica mais adequada durante a irradiação. O invólucro é selado por soldagem. Assim, o alvo após a montagem, está preparado para irradiação neutrônica no reator. Esse processo de montagem de alvos já foi estudado em diversos países, porém, o processo de envelopamento do urânio em uma folha fina de níquel e montagem do alvo é, hoje, feito manualmente. Tecnologicamente, isso impõe um risco da folha de níquel se romper promovendo o contato entre o urânio e o alumínio do invólucro. No presente estudo, analisa-se a possibilidade do uso de eletrodeposição de níquel sobre a folha fina de urânio, para substituir o uso de folhas de níquel. Isso torna o processo mais viável do ponto de vista produtivo. Desenvolveu-se um sistema próprio de conformação das folhas finas de urânio antes da eletrodeposição através de calandragem. Trabalhou-se com diversos procedimentos de preparação da superfície de urânio para receber a cobertura de níquel através de eletrodeposição tradicional. Desenvolveu-se um equipamento automatizado de translação de folha fina conformada de urânio na forma de um eletrodo rotacional. Assim, obtiveram-se recobrimentos homogêneos e com espessura regular sobre a folha fina de urânio. Os resultados também indicam que a eletrodeposição de níquel sobre urânio com alta aderência do níquel ao urânio depende da devida ativação da superfície de urânio, podendo ser química, eletroquímica ou até mesmo mecânica. Esse trabalho registra que esse processo foi desenvolvido e poderá ser utilizado em tecnologia de produção continuada, tais como, a produção de alvos de irradiação para o Reator Multipropósito Brasileiro (RMB)

Palavras-Chave: isotope production; targets; uranium 235; molybdenum 99; technetium 99; enriched uranium reactors; thickness; foils; nickel; surface coating; electrodeposition; rcic systems; reactor cores; research reactors; rmb reactor; brazil

IANELLI, RICARDO F. Eletrodeposição de níquel sobre folhas finas de urânio metálico destinadas a alvos de irradiação para produção de 99Mo. Orientador: Michelangelo Durazzo. 2019. 97 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo, SP. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-03022020-131627. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30912. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O objetivo deste trabalho foi desenvolver uma forma alternativa de se produzir alvos para irradiação contendo urânio, destinados à produção do par de radionuclídeos 99Mo-99mTc. Estes alvos foram obtidos por metalurgia do pó, utilizando-se pós de níquel e de cobre, servindo o compactado como meio de encapsulamento para um cilindro de urânio a ser irradiado. O desenvolvimento compreendeu as etapas de caracterização química e física dos pós-utilizados. Os alvos foram compactados em prensa uniaxial e em prensa isostática a frio. As amostras foram sinterizadas em três atmosferas diferentes: argônio, hidrogênio e em alto vácuo. Quando do uso conjunto de cobre e níquel, foi feita sinterização por dois corpos, i.e., um compactado de níquel contendo o núcleo para ser irradiado e um compactado de cobre para servir de infiltrante. Isto, visando a eliminação de porosidade interconectada, permitindo o selamento do conteúdo físsil no interior do compactado. Os alvos após sinterização foram caracterizados fisicamente sendo avaliada a massa específica, pelo método geométrico e pelo princípio de Arquimedes. A porosidade foi medida pela técnica de porosimetria de mercúrio. Os alvos prontos foram caracterizados micro estruturalmente por microscopia óptica e eletrônica de varredura. Os resultados indicaram que a densificação do níquel foi diretamente proporcional à pressão de compactação obtendo-se 87% de densidade relativa após prensagem a 800 MPa (limite superior de compactação para ligas metálicas) e sinterização por 4 h a 600 ºC em atmosfera de hidrogênio. A sinterização por dois corpos (níquel com cobre) mostrou-se promissora para o uso como invólucro para núcleos, em termos de integridade estrutural e selamento devido à ausência de porosidade interconectada.

Palavras-Chave: powder metallurgy; nickel; copper; compacting; sintering; irradiation; targets; molybdenum 99; technetium 99; isotope production; scanning electron microscopy

MIYANO, ROSANA S.L. Estudos de compactação de pó de níquel para produção de alvos de irradiação. Orientador: Jesualdo Luiz Rossi. 2014. 81 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2014.tde-26102015-100326. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/25190. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A Agenda 2030 para o Desenvolvimento Sustentável das Nações Unidas estabelece 17 Objetivos de Desenvolvimento Sustentável (ODS). Técnicas nucleares e isotópicas contribuem diretamente para alcançar os ODS relacionados à energia, saúde humana, produção de alimentos, gerenciamento de água e proteção ambiental. Esta tese propõe um modelo de sistema de gestão da sustentabilidade para organizações operadoras de reatores nucleares de pesquisa apoiado em quatro pilares da sustentabilidade: institucional, econômico, ambiental e social. Cada pilar da sustentabilidade é formado por categorias de indicadores encontrados nas referências bibliográficas e validados por especialistas acadêmicos nucleares e de sustentabilidade, utilizando a metodologia Delphi. O modelo de sistema de gestão proposto tem uma estrutura de alto nível baseada em padrões estabelecidos pela International Organization for Standardization (ISO), considera os requisitos de segurança da International Atomic Energy Agency (IAEA) e os requisitos de sustentabilidade corporativa encontrados nas referências bibliográficas. Os requisitos e expectativas das partes interessadas são entradas do sistema de gestão. O foco do sistema de gestão é a segurança nuclear e o compromisso da organização com o desenvolvimento sustentável. Uma metodologia para a validação do sistema de gestão da sustentabilidade, uma matriz de desenvolvimento sustentável para avaliar a maturidade da gestão da sustentabilidade ao longo do tempo e um modelo de valor sustentável que avalia o caminho da organização em direção ao desenvolvimento sustentável são ferramentas que apoiam o sistema de gestão proposto. As saídas do sistema de gestão são decisões gerenciais que atendem à política, objetivos e processos da organização; produtos que atendem aos requisitos e expectativas das partes interessadas; e um Relatório de Sustentabilidade que contém indicadores nas dimensões institucional, econômica, ambiental e social. Adicionalmente, uma pesquisa de campo foi realizada para avaliar a percepção da sustentabilidade na gestão estratégica dos institutos da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) que operam reatores nucleares de pesquisa.

Palavras-Chave: sustainable development; economic development; human factors engineering; targets; international organizations; international regulations; international agreements; emissions trading; standards; international convention on nuclear safety; research reactors; nuclear facilities; nuclear power; radiation protection; environmental protection

KIBRIT, EDUARDO. Modelo de sistema de gestão da sustentabilidade para organizações operadoras de reatores nucleares de pesquisa. Orientador: Afonso Rodrigues de Aquino. 2019. 216 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2020.tde-05022020-171939. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30801. Acesso em: $DATA.

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