Made available in DSpace on 2014-10-09T12:41:43Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo (FAPESP) / A câmara de ionização é um tipo de dosímetro muito utilizado atualmente para medidas precisas, tais como as necessárias em radioterapia. Existem diferentes tipos de câmaras de ionização para diferentes aplicações, como exemplo, as câmaras tipo lápis utilizadas para dosimetria em tomografia computadorizada (TC) e as câmaras cavitárias de grafite utilizadas como sistemas padrões primários para determinação da taxa de kerma no ar. Neste trabalho, foram caracterizadas duas câmaras de ionização tipo lápis, de diferentes volumes sensíveis e com comprimentos do volume sensível menores que as empregadas em TC, em feixes de 60Co e duas câmaras de ionização de grafite foram desenvolvidas e caracterizadas para constituir um sistema padrão primário para feixes de 60Co. Além destas câmaras de ionização, também foi projetada e avaliada uma câmara de ionização cilíndrica construída utilizando-se cloreto de polivinila (PVC) para estudar inicialmente as configurações geométricas das câmaras de ionização de grafite, já que o PVC é mais facilmente usinado e apresenta um custo relativamente baixo quando comparado ao grafite. O estudo inicial realizado com as câmaras de ionização tipo lápis foi muito importante, principalmente no que se refere à escolha do material para o desenvolvimento das câmaras de ionização, aos parâmetros utilizados nas simulações de Monte Carlo e também na determinação do espectro de radiação que melhor representa a fonte de 60Co do Laboratório de Calibração de Instrumentos (LCI). A partir dos resultados obtidos com as câmaras de ionização tipo lápis e com a câmara de ionização cilíndrica de PVC foram projetadas e caracterizadas experimentalmente e por simulação de Monte Carlo duas câmaras de ionização de grafite. Os resultados obtidos da caracterização destas câmaras de ionização apontaram que elas possuem qualidade metrológica para atuação como padrões primários de referência. Como aplicação do estudo das câmaras de ionização de grafite, o valor da taxa de kerma no ar da fonte de 60Co do LCI foi determinado e comparado com o valor obtido com o padrão de referência do LCI. Os valores determinados com os protótipos desenvolvidos neste projeto (CG1 e CG2) diferiram em apenas 0,17% e 1,7%, respectivamente, do valor calculado com o sistema padrão do IPEN. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP / FAPESP:10/01070-4

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:47:55Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:08Z (GMT). No. of bitstreams: 1 08348.pdf: 16202265 bytes, checksum: a433f0473985298a07dd71f10a5fc7a6 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:24:10Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:22Z (GMT). No. of bitstreams: 1 00931.pdf: 2473042 bytes, checksum: d56b30414065c63c73322142142d66e6 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IEA/D / Instituto de Fisica, Universidade de Sao Paulo - IF/USP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:47:09Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:59Z (GMT). No. of bitstreams: 1 07919.pdf: 5242262 bytes, checksum: 47e580889f88e906398570bd4ac880ec (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:53:55Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:29Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O presente estudo teve como objetivo avaliar o efeito da inibição das cadeias inflamatórias reguladas pela ação do interferon-gama (IFN-γ) e da enzima óxido nítrico sintase indutível (iNOS) no dano radioinduzido após exposição a dose letal (8 Gy) ou moderada a severa (4 Gy) nos tecidos hematopoiéticos (baço e medula) de modelos experimentais irradiados nestas doses. Grupos de camundongos isogênicos C57Bl/6j foram expostos à radiação correspondente a 4 ou 8 Gy em exposições de corpo inteiro em fonte panorâmica de 60Co. Da mesma forma, foram irradiados camundongos cuja expressão de IFN-γ ou iNOS é ausente ou indetectável. Outros grupos receberam via oral por toda a duração do experimento um inibidor atividade de iNOS, aminoguanidina, ou via intraperitoneal uma quimiocina primordial promotora da hematopoiese, CXCL12, até o quarto dia após a exposição. Outra divisão experimental recebeu os dois agentes concomitantemente. Os animais foram sacrificados nos dias 2º, 4º e 8º após a irradiação, e fragmentos dos baços e fêmures foram preservados para histologia. Os esplenócitos e células não aderentes da medula óssea femoral foram removidos e divididos, fornecendo alíquotas para posterior RT-PCR e suspensões celulares apropriadas para ensaios de citometria de fluxo específicos para a detecção da freqüência de populações CD34+. Nestes mesmos dias de experimento, alíquotas de sangue caudal foram coletadas para contagem de hemácias e plaquetas periféricas. Os resultados mostraram que a ausência da produção de interferon-gama no local irradiado aumenta a sobrevivência e a quantidade de células progenitoras hematopoiéticas e que a ausência de iNOS ou seu bloqueio funcional diminuem a extensão do dano radioinduzido nos tecidos hematopoiéticos. Além disso, foi possível observar que a suplementação com CXCL12 sintética aumenta a freqüência do fenótipo CD34+ P.chave: radiação ionizante; medula óssea; óxido nítrico; aminoguanidina nos baços dos modelos testados, e que seu efeito parece antagonizar com a inibição da produção de NO pela aminoguanidina. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:35:17Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:06Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Radioisótopos de gálio são estudados e avaliados para aplicações médicas desde 1949. Nos últimos 50 anos 67Ga tem sido amplamente utilizado no diagnóstico de diversas patologias, incluindo lesões inflamatórias crônicas e agudas, bacterianas ou estéreis e diversos tipos de tumores. No Brasil 30% das clinicas que prestam serviços de Medicina Nuclear utilizam o Citrato de 67Ga com uma demanda de distribuição no IPEN-CNEN/SP de 37 GBq (1 Ci) por semana. O 67Ga apresenta meia-vida física de 3,26 dias (78 horas) e decai 100% por captura eletrônica para o 67Zn estável. Seu decaimento inclui a emissão de raios γ com energias de 93,3 keV (37%), 184,6 keV (20,4%), 300,2 keV (16,6%) e 888 keV (26%). No IPEN o 67Ga era produzido a partir da reação 68Zn(p, 2n)67Ga. Após a irradiação, o alvo era totalmente dissolvido em HCl concentrado e a solução percolada em resina catiônica DOWEX 50W-X8, 200-400 mesh, condicionada em HCl 10 mol L-1. Zinco, níquel e cobre eram eluídos em HCl 10 mol L-1 e o 67Ga em HCl 3,5 mol L-1. O produto final era obtido na forma de citrato de 67Ga. Este trabalho apresenta um método inédito, rápido, direto e eficiente de separação química e obtenção de 67GaCl3 a partir da difusão térmica (aquecimento do alvo) aliada à extração em ácido acético concentrado. A purificação foi realizada por cromatografia de troca iônica. Realizou-se a eletrodeposição do zinco natural em placas de cobre niquelado como substrato e os depósitos de zinco obtidos foram aderentes ao substrato, levemente brilhantes e uniformes. Os alvos foram irradiados com prótons de 26 MeV e corrente integrada de 10 μA.h. Após a irradiação, os alvos foram aquecidos a 300 °C por 2 horas e colocados em contato com ácido acético concentrado por 1 hora. O rendimento médio de extração de 67Ga obtido foi de (72±10)%. Esta solução foi evaporada e o resíduo foi retomado em NH4OH 0,5 mol L-1. O 67Ga foi purificado em resina catiônica Dowex 50WX8 em meio de NH4OH. A recuperação obtida foi de (98 ± 2) %, de 67Ga. O eluido foi evaporado e retomado em HCl 0,1 mol L-1. A pureza química foi verificada por ICP-OES encontrando-se (2 ± 1) μg mL -1 de zinco. As concentrações de ferro, cobre e níquel foram inferiores ao limite de detecção do método e aos limites de utilização de 67Ga. A pureza radionuclídica foi verificada por espectroscopia-γ utilizando um detector de germânio Hiper-Puro encontrando-se valor superior a (99,9%). Este método inédito permite a obtenção de 67Ga com alta pureza química, radioquímica e radionuclídica em condições de processamento menos agressivas e corrosivas que o método comumente utilizado. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:43:37Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:45Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06646.pdf: 4877971 bytes, checksum: e62f747f9cf9d486a0b537873504da8e (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2014-11-10T11:49:28Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-11-10T11:49:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O uso do método de esterilização por radiação gama ajuda na redução da contaminação microbiológica. O polietileno linear de baixa densidade (PELBD) é um polímero de cadeias lineares e ramificações curtas. Neste trabalho o PELBD injetado foi irradiado por uma fonte de 60Co com 2000 kCi de atividade, na presença de ar, em doses de 5, 10, 20, 50 ou 100 kGy e taxas de dose de cerca de 5 kGy.h-1 em temperatura ambiente (25 ºC). Após a irradiação, foi necessário submeter as amostras a um tratamento térmico em uma estufa por 60 min a 100 ºC para a recombinação e aniquilação dos radicais residuais. Na sequência as amostras injetadas foram irradiadas e caracterizadas para identificar os efeitos de degradação térmica, cisão e reticulação em cada dose. Verificou-se uma degradação térmica da resina ao passar pelo processo de modelagem por injeção confirmada pela análise de FTIR. Os PELBD injetados irradiados nas doses de 5, 10 ou 20 kGy tiveram maior tendência a cisão do que aqueles nas doses de 50 ou 100 kGy, nos quais predominou a reticulação. Desta forma determinaram-se os efeitos da irradiação e do processo nos PELBD moldados por injeção. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2014-11-10T12:20:07Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-11-10T12:20:07Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho de tese de doutorado visou identificar as matérias primas naturais produzidas no Brasil e possíveis de serem utilizadas na produção de concretos de elevada massa específica. Desenvolver uma metodologia para a caracterização, preparo, moldagem, ensaios para determinação do coeficiente de atenuação linear experimental, calculo do coeficiente de atenuação linear teórico, e determinação do Z efetivo, culminando com a confecção de um banco de dados embrionário para os concretos de elevada massa específica preparados com matérias primas nacionais. Para tanto foram identificadas onze matérias primas produzidas no Brasil com caracteísticas adequadas para a produção de concretos de elevada densidade. Apresentamos os fundamentos teóricos ao bom entendimento do trabalho tanto no campo da proteção radiológica como naquela dos conceitos que podem ser usados para a produção de blindagem às radiações gama e X. Preparamos vinte e dois tipos de concretos de elevada massa específica com a utilização de matérias primas naturais e nacionais. Os concretos desenvolvidos foram preparados, moldados e ensaiados com uma fonte de 137Cs, de 3,7 1010 Bq (1Ci) de atividade. Foram calculados os coeficientes de atenuação linear com a utilização das análises químicas dos concretos preparados e encontrados os coeficientes de atenução linear experimentais para comparação e avaliação da técnica proposta. Foram medidas as massas específicas dos concretos preparados em virtude de sua importância para a formação da seção de choque do composto quando da predominância do efeito Compton, e determinado o Z efetivo para a região predominante do efeito fotoelétrico. Por fim foram calculados os custos de produção levando-se em conta somente os custos das matérias primas. Para as massas específicas os concretos apresentaram uma variação de 2,74 kg/dm3 até 3,76 kg/dm3, já para o coeficiente de atenuação linear experimental a variação foi de 0,2137 cm-1 a 0,2860 cm-1, o Z efetivo variou de 19 a 25. Finalizando o trabalho foram discutidos os resultados e sugeridos preferências de concretos para utilização em blindagens com a aplicação de alguns conceitos. Comparando os resultados encontrados com vários outros publicados em trabalhos internacionais, verificamos o grau de similaridade. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-11-12T10:02:52Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-11-12T10:02:52Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / No mundo de hoje, onde o uso da radiação de diversas naturezas está generalizado, a quantificação da energia depositada por essas diferentes radiações se tornou uma atividade de grande importância, principalmente quando a faixa de energia é considerada elevada, estas altas energias de radiação estão presentes, geralmente, em aceleradores de partículas, reatores nucleares e em irradiadores industriais, por exemplo. Este trabalho tem como objetivo medir altas doses de radiação de raios gama, feixes de elétrons e feixes de prótons utilizando duas variedades de um silicato natural (água-marinha e goshenita) e medir altas doses de nêutrons epitérmicos de alta fluência utilizando dosímetros de Fluoreto de Lítio dopados com Mg, Cu e P (MCP). A técnica utilizada para medir a dose absorvida por esses materiais foi a termoluminescência. As irradiações com raios- γ provenientes de fontes de 60Co foram de 100 kGy a 2000 kGy para a água-marinha e de 600 kGy a 2000 kGy para a goshenita, os resultados de intensidade TL vs Dose mostram que a partir de certa dose - 250 kGy e 1234,8 kGy para água-marinha e goshenita, respectivamente - o sinal TL começa a decrescer. Foi observado neste trabalho que, estes materiais quando irradiados com tais doses e posteriormente irradiados com doses baixas de alguns Gys até cerca de 400-500 Gy, o sinal TL decresce regularmente, podendo ser utilizado na dosimetria das radiações nessa faixa de dose. Para a irradiação de feixe de prótons e de feixe de elétrons foram utilizados dosímetros em placa de goshenita e dosímetros de pastilhas de água-marinha, a carga do feixe de prótons vai de 20 a 216 μC e a dose do feixe de elétrons vai de 10 kGy a 70 kGy. As irradiações com nêutrons epitérmicos utilizando LiF: Mg, Cu, P foram realizadas no reator IEA-R1/IPEN com fluências de 1014 a 1017 n/cm² e a quantificação das doses absorvidas foram realizadas utilizando o método UHTR (Ultra High Temperature Ratio). / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP