Made available in DSpace on 2014-10-09T12:44:33Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:57:00Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06867.pdf: 6383508 bytes, checksum: d78bad9ca259bf6a60dc4d98d94fc7a3 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:35:04Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:00:47Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O objetivo principal deste estudo foi analisar, na Gerência de Aceleradores Cíclotron do IPEN, o controle das doses de radiação ionizante e sua distribuição, comparando seus valores com as exigências regulamentares. A análise do controle das taxas de dose por meio do monitoramento de área foi realizada a partir de dados obtidos durante as produções de Flúor-18 no período de janeiro de 2010 a dezembro de 2011, totalizando 1011 medidas em cada ponto monitorado. A análise das doses provenientes de exposições ocupacionais foi realizada por meio de consulta aos históricos de dose individual. Durante os anos de 2007 a 2011 foram analisados os registros individuais das doses efetivas, totalizando 91 registros e de 2009 a 2011 foram analisados os registros de dose equivalente (nas mãos), totalizando 49 registros. Os indivíduos ocupacionalmente expostos envolvidos no estudo foram classificados, de acordo com a tarefa, em três grupos: alvos, radioproteção e operação e manutenção. Os resultados obtidos dos níveis de exposição ocupacional da radiação foram analisados e comparados com os limites estabelecidos pela autoridade regulatória nacional e com as recomendações internacionais. Com base nos resultados registrados do monitoramento de área e das doses recebidas, os procedimentos de radioproteção aplicados na instalação durante o período estudado foram averiguados e sugestões de melhorias foram dadas sob o ponto de vista da proteção radiológica. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:35:52Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:03:34Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este estudo foi desenvolvido no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN mais especificamente, no Centro de Radiofarmácia - CR que realiza pesquisa e processamento de radiosótopos como o 99Mo, 131I, 123I, 67Ga, 201Tl, 18F, 177Lu e 153Sm para uso em medicina nuclear. Os radioisótopos são produzidos em escala industrial e a instalação foi projetada para atender aos padrões de segurança radiológica e às exigências da Garantia de qualidade. No CR há profissionais qualificados que realizam as tarefas de manutenção dos equipamentos e instrumentos, instalados nas celas de processamento de radiofármacos, sem os quais não é possível conduzir a produção com segurança e qualidade. Neste estudo foi realizada uma pesquisa denominada Pesquisa de Variáveis, baseada nas operações de manutenções e intervenções em áreas restritas do CR e no levantamento da distribuição de doses nessas tarefas no período de 2005 a 2011. Esta pesquisa tem por objetivo identificar e determinar as principais variáveis que tem impacto sobre a dose do trabalhador. Os resultados obtidos foram apresentados para variável Indivíduo Ocupacionalmente Exposto - IOE, variável Operação, variável Área/Cela, variável Tipo de Tarefa e variável Duração de Operação, em função da variável Dose. O objetivo deste trabalho foi contribuir com melhorias nas operações em áreas restritas que possam resultar em doses individuais mais baixas sem causar alterações significativas na rotina de trabalho. A análise dos resultados mostrou que a Pesquisa a Variáveis identificou os fatores que mais impactam com a dose recebida. São eles variável Operação, variável Área/Cela e variável Tipo de Tarefa. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:35:26Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:40Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tecnécio-99m (99mTc), o produto de decaimento do molibdênio-99 (99Mo), é um dos radioisótopos mais utilizados na medicina nuclear, abrangendo cerca de 80% de todos os procedimentos de radiodiagnóstico médico pelo mundo. Atualmente o Brasil necessita de uma quantidade de aproximadamente 450 Ci de 99Mo por semana. Devido à crise e à escassez em seu fornecimento que vem sendo observada no cenário mundial desde 2008, o IPEN decidiu desenvolver um projeto próprio para produção de 99Mo através da fissão do urânio-235. O objetivo deste trabalho de dissertação foi desenvolver cálculos neutrônicos e temo-hidráulicos para avaliar a segurança operacional de um dispositivo para produção de 99Mo a ser irradiado no núcleo do reator IEA-R1. Neste dispositivo serão alojados dez alvos do tipo dispersão de UAlx-Al com baixo enriquecimento de urânio (LEU) e densidade de 2,889 gU/cm³. Para o cálculo neutrônico foram utilizados os programas computacionais HAMMER-TECHNION e CITATION e as temperaturas máximas atingidas nos alvos foram calculadas com o código MTRCR-IEAR1. Os cálculos demonstram que a irradiação do dispositivo deverá ocorrer sem consequências adversas à operação do reator. A quantidade total de 99Mo foi calculada com o programa SCALE e considerando que o tempo necessário para o processamento químico e recuperação do 99Mo será de cinco dias após a irradiação, teremos disponível para distribuição uma atividade de 99Mo de 176 Ci para 3 dias de irradiação, 236 Ci para 5 dias de irradiação e 272 Ci para 7 dias de irradiação dos alvos. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:27:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:48Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Para que sejam atendidos os requisitos normativos e reguladores dentro dos padrões nacionais e internacionais que tratam das condições inerentes à produção-processamento de materiais sensíveis à contaminação, tais como medicamentos injetáveis, um ambiente com atmosfera controlada deve ser criado. Tratando-se de materiais que têm aplicação medicinal, através de procedimentos específicos, mas que também apresentam em suas constituições agentes tóxicos, radioativos e periculosos, o ambiente deve assegurar que estes materiais, que em alguns casos possuem ainda característica de serem voláteis, não escapem para meio ambiente, sem que isto ocorra de uma maneira seletiva e segura, totalmente controlada. A condição de trabalho neste caso, recomendada pelas normas nacionais e internacionais vigentes, refere-se a uma atmosfera negativa em relação aos ambientes adjacentes. Apesar de a literatura estar amplamente provida de tecnologias referentes ao dimensionamento de sistemas, baseados em normas que determinam claramente os requisitos necessários, verifica-se a necessidade de desenvolver um ambiente controlado para produção de radiofármacos, compatibilizando o conceito de área limpa aos requisitos de segurança para manipulação de fontes radioativas abertas. Neste trabalho, dispositivos foram criados, métodos e procedimentos estabelecidos, com objetivo de possibilitar classificações diferentes do ar no interior da cela, sem barreiras físicas na área de trabalho, estabelecendo uma condição ergonômica, flexível e prática, refletindo em maior produtividade. O projeto resultou na criação de um ambiente totalmente favorável ao pronto atendimento dos requisitos normativos, composto de uma câmara de passagem responsável pela entrada e saída de material, sem que condições internas ao micro-ambiente fossem comprometidas. A estanqueidade da cela foi obtida utilizando-se portas dotadas de sistema eficiente de vedação através de juntas ativas e intertravamentos. Manipuladores tipo pinça asseguraram as operações de maneira ergonômica e segura, sem comprometer a estanqueidade e classificação do ambiente com graus de limpeza A e B. Para isso, utilizou-se um eficiente sistema de ventilação/ exaustão, dotado de filtros e dispositivos especiais desenvolvidos com exclusividade para que as condições impostas ao micro ambiente fossem estabelecidas a contento. Todos os parâmetros de funcionamento da cela foram avaliados através do planejamento de ensaios específicos. Os resultados dos ensaios demonstraram o atendimento aos critérios estabelecidos, indicando o potencial do projeto para o desenvolvimento de uma cela de produção de radiofármacos. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:41:36Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:54Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A Organização Mundial da Saúde (OMS) relata o câncer como uma das principais causas de morte no mundo. O câncer de próstata é o segundo tipo de câncer mais prevalente em homens. Uma modalidade de tratamento que vem sendo bastante utilizada é a braquiterapia, que consiste na introdução de sementes com material radioativo no interior do orgão. Sementes de Iodo-125 podem ser inseridas soltas ou em cordas poliméricas bioabsorvíveis. As sementes em cordas poliméricas apresentam algumas vantagens, pois reduzem a taxa de migração das sementes, evento que poderia afetar a dosimetria da região e causar danos desnecessários a tecidos ou órgãos sadios. Para as sementes de Iodo-125 em cordas poliméricas, utiliza-se a poliglactina 910, (poli(ácido lático-co-ácido glicólico)) (PLGA), com cobertura de poliglactina 370 (Vicryl®). Foi proposto neste trabalho, o estudo e desenvolvimento da metodologia de síntese do biopolímero PLGA, via polimerização por abertura de anéis, assim como sua caracterização, com o propósito de utilizar o material sintetizado para fabricar um material similar ao RAPID-Strand®. Os resultados obtidos demonstram que, através da metodologia utilizada, foi possível determinar os melhores parâmetros de reação (tempo e temperatura) para o PLGA na proporção 80/20 (lactídeo/glicolídeo). Com uma temperatura de 110ºC e tempo de reação de 24h, foi possível obter 86% de rendimento, e com o aumento o tempo de reação para 72h, o rendimento é superior a 90%. Os valores de massas moleculares obtidas entre os testes, ainda são muito baixos quando comparados com os valores obtidos por outros autores na literatura (cerca de 20%). Falhas na selagem das ampolas, deixando-os vulneráveis à umidade e oxigênio, ou a falta de uma sistema eficiente de agitação podem ser possíveis explicações para estes resultados. Um reator químico adequado poderia solucionar o problema. Em relação à caracterização, as técnicas utilizadas confirmaram a estrutura esperada do polímero, e a maior proporção das unidades provenientes do dímero lactídeo, em relação ao glicolídeo. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:45:36Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:31Z (GMT). No. of bitstreams: 1 07306.pdf: 9914890 bytes, checksum: 6fe7e1a8d060f6bbbccd63db16915245 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-11-12T09:53:58Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-11-12T09:53:58Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / 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. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:28:29Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:14Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:35:06Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:00:42Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP