Estudos recentes têm indicado o aumento da incidência de opacidade do cristalino para baixas doses de radiação. Considerando os dados epidemiológicos, a Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) emitiu um comunicado que mudou o limite de dose absorvida para o cristalino. A publicação também recomenda a redução dos limites de dose equivalente para os indivíduos ocupacionalmente expostos, agora considerado de 20 mSv em um ano, em média, ao longo de cinco anos. Como consequência, algumas exposições planejadas requerem o uso de dosímetro adicional para estimar a dose no cristalino em profissionais. Este é o caso dos profissionais de radiologia intervencionista. Atualmente, as normas nacionais e internacionais, carecem de uma metodologia específica para a dosimetria em Hp(3). A recomendação ICRP provocou o debate sobre a adequação da grandeza equivalente de dose e sobre os métodos para as suas medições. Os objetivos deste trabalho foram: estudar a metodologia para a calibração de dosímetros pessoais em Hp(3) e monitorar profissionais durante os procedimentos de radiologia intervencionista. Diretrizes internacionais e recomendações da literatura recente foram adotadas para os procedimentos de calibração e testes. Para calibração, o sistema de dosimetria, que consiste em um suporte e um detector termoluminescente LiF:Mg,Cu,P (TLD-100H), foi exposto a radiações de referência em um fantoma cilíndrico preenchido com água, que se simulou a cabeça. Os fatores de calibração foram determinados para o potencial de tubo 20-150 kV da série 4037 estreito espectro de ISO. A monitoração individual foi realizada durante procedimentos vasculares de angioplastia e angiografia. Os resultados mostraram-se satisfatórios comparados à literatura. / Recent studies have indicated the increase of the incidence of lens opacities for low radiation doses. Considering epidemiological data, the International Commission on Radiological Protection (ICRP) issued a statement that changed the absorbed dose threshold for the eye lens. The statement also recommends a reduction in the dose limits to the eye lens for occupationally exposed persons; now it is considered to be 20 mSv in a year averaged over five years. As consequence, some planned exposures require the use of additional dosemeter for estimating eye lens dose in professionals; it is the case of the staff in interventional radiology. Nowadays, in the national and international standards there is a lack of specific methodology for eye lens dosimetry. The ICRP recommendation raised the debate on the adequacy of dose equivalent quantities of radiological protection and on the methods for their measurements. The objectives of this research were to study the methodology for calibrating personal dosemeters in Hp (3) and monitor professionals during interventional radiology procedures. International guidelines and recent literature were adopted for the calibration procedures and tests. For calibration, the dosimetric system, consisting of a holder and thermoluminescent detector LiF:Mg,Cu,P (TLD-100H), was exposed to standard radiation fields on a cylindrical water phantom that simulated the head. The calibration coefficients of the dosimetric system were determined for tube potential from 20 to150 kV of the ISO 4037 narrow spectrum series. The individual monitoring was performed during vascular procedures - angiography and angioplasty. The results were satisfactory were compared to the literature

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-04-08T12:56:51Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-04-08T12:56:51Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-04-08T12:56:51Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-04-08T12:56:51Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O objetivo deste trabalho foi estabelecer uma metodologia de calibração em termos de dose absorvida na água para câmaras de ionização de placas paralelas a serem utilizadas em feixes de radiação X de energia baixa (10 kV a 100 kV) para fins terapêuticos. Atualmente, no Brasil nenhum laboratório de calibração está oferecendo este tipo de serviço. Para o estabelecimento desta metodologia de calibração foram utilizadas duas câmaras de ionização PTW modelos 23344. Ambas as câmaras foram caracterizadas e testadas qualitativamente segundo recomendações de normas internacionais. Os testes de caracterização realizados foram: a medição da taxa de dose mínima efetiva, a curva de saturação, a eficiência da coleção de íons, a resposta quanto ao efeito da polaridade e a linearidade da câmara com a resposta. Os testes de controle de qualidade aplicados foram: estabilidade em curto e longo prazos, fuga de corrente sem irradiação, fuga de corrente após-irradiação e tempo de estabilização. Para a implantação da metodologia, foram estabelecidas as qualidades de radiação de T-10 a T-100, seguindo as recomendações do código de prática da AIEA. Desta forma, foi possível determinar a grandeza de referência, dose absorvida na água, utilizando-se as duas câmaras de ionizações e em todas as qualidades estabelecidas. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2016-08-26T12:05:53Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-08-26T12:05:53Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A radioatividade natural presente em solos, rochas e materiais de construção, devida ao 40K e às séries radioativas do 232Th e 238U é a principal contribuição à exposição externa aos seres humanos. Neste trabalho, determinou-se as concentrações de atividade de 226Ra (da série do 238U), 232Th e 40K presentes em 50 amostras de tintas látex de cor branca comercializadas no Brasil, especificamente, 15 do tipo econômico, 15 do tipo standard, 20 do tipo premium e em uma amostra de dióxido de titânio. As amostras foram seladas e armazenadas por um período mínimo de 30 dias para se alcançar o equilíbrio radioativo secular nas séries do 238U e do 232Th e medidas pela técnica analítica de espectrometria gama de alta resolução. As concentrações de atividade foram calculadas utilizando-se as médias ponderadas pelas incertezas do 214Pb e 214Bi para o 226Ra e médias ponderadas pelas incertezas do 228Ac, 212Pb e 212Bi para o 232Th. A concentração de atividade do 40K foi determinada pela sua transição única de 1460,8 keV. Fatores de autoatenuação gama foram calculados e utilizados para correção da concentração de atividade das amostras com densidade maior que 1,0 g.cm-3. Os índices radiológicos equivalente em rádio (Raeq), índice de concentração de atividade (Iγ), índice de risco à exposição gama interna (Hin), o índice de risco à exposição gama externa (Hex) e a taxa de dose (D) e dose efetiva anual (Def) foram calculados a partir das concentrações de atividade do 226Ra, 232Th e 40K. As concentrações de atividade de 226Ra das tintas variaram entre valores abaixo da atividade mínima detectável e 38,7 Bq.kg-1, as de 232Th variaram entre valores abaixo da atividade mínima detectável e 101,2 Bq.kg-1 e as de 40K variaram entre valores abaixo da atividade mínima detectável e 256 Bq.kg-1. O Raeq variou entre 1,41 Bq.kg-1 e 203 Bq.kg-1, o Iγ variou entre 0,0047 e 0,720, o Hin variou entre 0,0076 e 0,653 e o Hex variou entre 0,0038 e 0,549. A taxa de dose variou de 0,170 nGy.h-1 a 21,3 nGy.h-1 e a dose efetiva anual variou entre 0,83 μSv.a-1 e 104,2 μSv.a-1. Estes resultados mostram que as concentrações de atividades das tintas utilizadas neste estudo estão abaixo dos limites recomendados por Hassan et al. para Raeq (370 Bq.kg-1), pela Comissão Européia para o Iγ (limite de 2 para materiais superficiais) e pela Organização para Cooperação Econômica e Desenvolvimento para Hin e para Hex (ambos com limite de 1), para todas as 50 amostras estudadas, mostrando assim a segurança destas tintas com relação a proteção radiológica. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

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Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2016-08-25T11:05:49Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-08-25T11:05:49Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A radioimunoterapia (RIT) faz uso de anticorpos monoclonais conjugados com radionuclídeos emissores α ou β-, ambos para terapia. O tratamento baseia-se na irradiação e destruição do tumor, preservando os órgãos normais quanto ao excesso de radiação. Radionuclídeos emissores β- como 90Y, 131I, 177Lu e 188Re, são úteis para o desenvolvimento de radiofármacos terapêuticos e, quando associados a AcM como o Anti-CD20 são importantes principalmente para o tratamento de Linfomas Não Hodgkins (LNH). 188Re (Eβ- = 2,12 MeV; Eγ= 155 keV; t1/2 = 16,9 h) é um radionuclídeo atrativo para RIT. O Centro de Radiofarmácia do IPEN possui um projeto que visa a produção do radiofármaco 188Re-Anti-CD20. Com isso,este estudo foi proposto para avaliar a eficácia desta técnica de marcação para tratamento em termos compartimentais e dosimétricos. O objetivo deste trabalho consistiu na compararação da marcação do AcM anti-CD20 com 188Re com a marcação do anticorpo com 90Y, 131I, 177Lu e 99mTc (pelas suas características químicas similares) e 211At, 213Bi, 223Ra e 225Ac. Através do estudo de técnicas de marcação relatadas em literatura, foi proposto um modelo compartimental para avaliação de sua farmacocinética e estudos dosimétricos, de alto interesse para a terapia. A revisão de dados publicados na literatura, possibilitou demonstrar diferentes procedimentos de marcação, rendimentos de marcação, tempo de reação, impurezas e estudos de biodistribuição. O resultado do estudo mostra uma cinética favorável para o 188Re, pelas suas características físicas e químicas frente aos demais radionuclídeos avaliados. O estudo compartimental proposto descreve o metabolismo do 188Re-anti-CD20 através de um modelo compartimental mamilar, que pela sua análise farmacocinética, realizada em comparação aos produtos marcados com emissores β-: 131I-antiCD20, 177Lu-anti-CD20, o emissor γ 99mTc-anti-CD20 e o emissor α 211At-Anti-CD20, apresentou uma constante de eliminação de aproximadamente 0,05 horas-1 no sangue do animal. A avaliação dosimétrica do 188Re-Anti-CD20 foi realizada através de duas metodologias: pelo método de Monte Carlo e pelo uso de uma fonte pontual β- através da Fórmula de Loevinger via programa Excel. Através da Fórmula de Loevinger fez-se a validação do método de Monte Carlo para a dosimetria do 188Re-Anti-CD20 e dos demais produtos. As doses e as taxas de doses obtidas pelos dois métodos foram avaliadas em comparação à dosimetria do 90Y-Anti-CD20, 131I-Anti-CD20 e do 177Lu-Anti-CD20, obtidas pela mesma metodologia. O estudo de dose foi realizado utilizando modelos matemáticos considerando um camundongo nude de 25g, simulando diferentes tamanhos de tumor e diferentes formas de distribuição do produto dentro do animal. De acordo com os resultados obtidos, pela energia de emissão β-, 188Re-Anti-CD20 apresenta maior deposição de energia para tumores volumosos em relação aos demais produtos avaliados. Em uma simulação com 100% do produto captado pelo tumor, 89% da dose total manteve-se absorvida pelo tumor, preservando a integridade de ógãos críticos como coração (2%), pulmões (5%), coluna (4%), fígado (0,014%) e rins (0,0007%). Em uma simulação onde há uma biodistribuição do produto no organismo do animal, 38% da dose total é absorvida pelo tumor e >3% é absorvida pela coluna. Nessa situação mais próxima da realidade, a extrapolação dos dados para um humano de 70kg, mostrou que a dose absorvida no tumor corresponde a cerca de 33%; na coluna 7% e o coração receberia uma dose de 35% do total. A análise compartimental e dosimétrica apresentada neste trabalho, realizada através do uso de um modelo animal para o 188Re-Anti-CD20 mostra que o produto desenvolvido e apresentado em literatura é candidato promissor para a RIT. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2016-08-26T11:43:46Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-08-26T11:43:46Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O Ipen/Cnen-SP possui um Reator de Pesquisa(IEA-R1) em operação desde 1957. Ele utiliza água leve como blindagem, moderador e como fluido refrigerante, o volume desta piscina é de 273m3. Até 1995 a operação do Reator era descontinua, ou seja, operava diariamente sendo desligado no final do dia, a uma potência de 2,0 MW. A partir daquele ano, após algumas modificações de segurança, o Reator passou a operar de forma continua, ou seja, de segunda-feira a quarta-feira sem ser desligado, totalizando 64 horas semanais. A potência também foi aumentando até 4,5 MW em 2012. Em virtude dessas alterações, a saber, operação contínua e do aumento da potência, as doses dos trabalhadores aumentaram e por isso foram realizados vários estudos para diminui-las. Estudos demonstraram que uma das principais limitações para operação de um reator em potência elevada, provém das radiações gama emitidas pelo sódio-24. Outros elementos como magnésio-27, Alumínio-28, Argônio-51, contribuem de forma considerável para a atividade da água da piscina. A introdução de uma camada de água quente em sua superfície, estável e isenta de elementos radioativos com 1,5m a 2m de espessura constituiria uma blindagem às radiações provenientes dos elementos radioativos dissolvidos na água. Estudos de otimização provaram que a instalação da camada quente não era necessária para o regime e potência atual de operação do Reator, pois outros procedimentos adotados eram mais eficazes. A partir desta decisão o serviço de Proteção Radiológica do Reator IEA-R1, montou um programa de avaliação das doses para certificar-se de que elas se mantinham em valores razoáveis baseados em princípios estabelecidos em normas nacionais e internacionais. O intuito deste trabalho é realizar uma análise das doses individuais dos IOE (Individuo Ocupacionalmente Expostos), considerando as mudanças no regime de operação do Reator e sugerir opções de proteção e segurança, viáveis em primeira instância, para reduzir as doses analisadas, visando se chegar aos níveis de referencia de 3 mSv/ano adotados pela instalação em apreço. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP