During catheterized x-ray interventions the patient and medical staff is exposed to scatter radiation, as a consequence of tissue interactions. Ionizing radiation for medical purpose is potentially dangerous and can cause malignancy, skin damage and more. Studies have suggested an increase in the prevalence of eye lens cataract, thyroid cancer and left sided brain tumors in doctors. Therefore, it is mandatory to reduce the radiation dose in medicine, a principle known as ALARA (as low as Reasonably Achievable). Lead aprons, collars and shieldings are safety precautions to protect the team in the operating room. The x-ray equipment and surgical techniques are constantly evolving and the interventions become more complex which may increase the x-ray dose. Although x-ray imaging is required in interventional procedures endeavors of reducing radiation exposure to staff is of high interest. There is a need to increase the awareness about scatter radiation and radiation protection efforts are gaining momentum. Initiative to train a dose reducing behavior by education and awareness are key documents within the European Union’s guidelines on Radiation protection. The aims of this thesis were to create a 3D model for representation of real-time exposure and accumulated scatter radiation to staff performing interventional x-ray procedures and identify parameters that affect the scatter radiation. Extensive measurements were made with real time dosimeters while irradiating an anthropomorphic phantom. For five lateral C-arm projections, 68 - 80 data points each were used to measure scatter dose distribution around the patient. In the typical operator position, the effect of craniocaudal projection angle, patient size, field size, image detector height and pulse rate on scatter radiation dose was also investigated. It was possible to create a 3D model from interpolated measurement data that can generate dose rate with promising results. Six out of eight modelled doses deviated +/- 26.6 % from the validation cases. A model that delivers relative dose is an intuitive approach in education for interventional x-ray radiation safety. The staff position in relation to the x-ray source and the patient size have a significant correlation to the dose rate. Additional measurements are needed to ensure the reliability of the model. This work completes the effect of scatter radiation distribution around the patient table, which is not yet evaluated as thoroughly by other authors.

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-06-22T14:26:41Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-06-22T14:26:41Z (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 2016-06-22T14:26:41Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-06-22T14:26:41Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O 99mTc é o radionuclídeo mais utilizado em medicina nuclear. No Brasil os geradores de 99Mo/99mTc são produzidos exclusivamente pelo Centro de Radiofarmácia do IPEN-CNEN/SP, com 99Mo importado de diferentes fornecedores. O 99Mo (t1/2 = 66 h), por ser um produto de fissão do 235U, pode conter impurezas radionuclídicas prejudiciais à saúde humana. Dessa forma, para que o gerador seja utilizado de forma segura, é necessário que o 99Mo seja avaliado por ensaios de controle de qualidade e atenda à alguma especificação descrita em farmacopeia. A Farmacopeia Europeia (FE) apresenta monografia, com parâmetros (identificação, pureza radioquímica e pureza radionuclídica), métodos de análise, e limites, para avaliação da qualidade da solução de [99Mo] na forma de molibdato de sódio, que é utilizada como matéria-prima no preparo dos geradores de 99Mo/99mTc. No entanto, observa-se uma dificuldade na implementação e execução dos métodos por parte dos produtores de geradores, com pouca literatura sobre o assunto, provavelmente devido à falta de praticidade dos métodos propostos e à extensa lista de reagentes utilizados. Nesse trabalho foram avaliados vários parâmetros de qualidade do 99Mo descritos na monografia da FE. Foram estudados métodos de separação do 99Mo de suas impurezas radionuclídicas por extração em fase sólida (SPE) e por TLC. Após separação por SPE, foi proposta a quantificação de metais por ICP-OES para avaliar a porcentagem de retenção de Mo e a porcentagem de recuperação de Ru e Te e Sr em diversos tipos de cartuchos, em substituição ao uso de radiotraçadores. Observou-se que a marca de cartucho de SPE para separação do 99Mo recomendada pela FE apresentou baixa recuperação para Ru, quando comparado aos outros cartuchos de troca aniônica disponíveis no mercado. Amostras de 99Mo de diferentes fornecedores mundiais foram analisadas. Observou-se que é possível realizar a quantificação de 103Ru em amostras de 99Mo mesmo com tempos de decaimento acima de 4 semanas. Um método alternativo de separação do 99Mo do 131I por TLC apresentou resultados promissores. Não foi feita a quantificação das impurezas radionuclídicas emissoras beta e alfa. Todas as amostras analisadas apresentaram resultados dentro das especificações da FE para pureza radioquímica (>95%) e pureza radionuclídica. / 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 2016-08-26T11:43:46Z 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

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2016-12-21T12:55:48Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-12-21T12:55:48Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O reator IEA-R1 do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPENCNEN/ SP) é um reator de pesquisa tipo piscina aberta, projetado e construído pela empresa norte-americana \"Babcock & Wilcox\", tendo, como refrigerante e moderador, água leve deionizada e berílio e grafite como refletores. Até cerca de 1988, os sistemas de segurança do reator recebiam alimentação de uma única fonte de energia. Nos anos de 1989 e 1990, uma reforma de modernização do sistema elétrico para aumentar a potência do reator e, também, para atender às normas técnicas da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e da Associação Brasileira de Normas Técnicas (ABNT) foi realizada. Este trabalho tem o objetivo de mostrar a relação entre o sistema de energia elétrica e a segurança do reator IEA-R1. Além disso, ele demonstra que, caso ocorra alguma interrupção de energia elétrica durante a operação do reator, esta ocorrência não irá começar um evento de acidente. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Pedro Silva Filho (pfsilva@ipen.br) on 2017-11-22T16:34:17Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-11-22T16:34:17Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A cultura de segurança na área nuclear é definida como o conjunto de características e atitudes da organização e dos indivíduos que fazem que, com uma prioridade insuperável, as questões relacionadas à proteção e segurança nuclear recebam a atenção assegurada pelo seu significado. Até o momento, não existem instrumentos validados que permitam avaliar a cultura de segurança na área nuclear. Em vista disso, os resultados da definição de estratégias para o seu fortalecimento e o acompanhamento do desempenho das ações de melhorias tornam-se difíceis de serem avaliados. Este trabalho teve como objetivo principal desenvolver e validar um instrumento para a avaliação da cultura de segurança de organizações nucleares, utilizando o Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares como unidade de pesquisa e coleta de dados. Os indicadores e variáveis latentes do instrumento foram definidos utilizando como referência modelos de avaliação de cultura de segurança da área da saúde e área nuclear. O instrumento de coleta de dados proposto inicialmente foi submetido à avaliação por especialistas da área nuclear e, posteriormente, ao pré-teste com indivíduos que pertenciam à população pesquisada. A validação do modelo foi feita por meio da modelagem por equações estruturais utilizando o método de mínimos quadrados parciais (Partial Least Square - Structural Equation Modeling PLS-SEM), no software SmartPLS. A versão final do instrumento foi composta por quarenta indicadores distribuídos em nove variáveis latentes. O modelo de mensuração apresentou validade convergente, validade discriminante e confiabilidade e, o modelo estrutural apresentou significância estatística, demonstrando que o instrumento cumpriu adequadamente todas as etapas de validação. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Pacientes com câncer diferenciado de tireoide (CDT) são submetidos à tireoidectomia e usualmente necessitam de tratamento adjuvante para ablação do tecido tireoidiano remanescente. Para ocorrer uma captação de radioiodo adequada, é necessário elevar os níveis de TSH através da suspensão da reposição do hormônio tireoidiano (T3 ou T4), o que gera um quadro clínico de hipotireoidismo. Como alternativa, o TSH humano recombinante (rec-hTSH) foi desenvolvido e com seu uso, não é necessário suspender a reposição do hormônio, impedindo, assim, os sintomas observados quando da suspensão deste. O objetivo deste trabalho foi calcular a dosimetria para os restos tireoidianos e demais órgãos de 22 indivíduos com CDT, dos quais 11 pacientes receberam a terapia com 131I (grupo A) sob estímulo endógeno com supressão da reposição hormonal, e os outros 11, receberam o radioiodo precedido de rec-hTSH (grupo B), na vigência de hormonioterapia substitutiva; e comparar os resultados dosimétricos com os possíveis efeitos deletérios da radiação. A partir da metodologia do MIRD e dos softwares MIRDOSE-3 e OLINDA, foram calculadas as doses absorvidas para a região da tireoide e para o corpo inteiro. Com um detector Geiger-Müller foram realizadas medidas de taxa de exposição durante a internação para cálculos de meia-vida efetiva (Teff) e foram coletadas amostras sanguíneas para verificação de aberrações cromossômicas. As doses absorvidas médias para o corpo inteiro obtidas foram de 0,96 ± 0,23 Gy para o grupo A e 0,44 ± 0,21 Gy para o grupo B. Os valores de Teff também foram menores para o grupo B (11,2 ± 1,9 h) quando comparados aos do grupo A (13,9 ± 2,4 h). A análise citogenética mostrou a presença de vários tipos de aberrações cromossômicas estruturais. O cromossomo dicêntrico foi o mais frequentemente encontrado e pode ser considerado o melhor indicador de dano por radiação ionizante. As diferenças entre os valores de aberrações encontradas para os dois grupos não foram significativas, com o número de células afetadas relativamente pequeno, não causando danos severos durante o tratamento. A obtenção de doses e Teff menores para os pacientes do grupo B está de acordo com o descrito na literatura. O clareamento renal do radioiodo é mais rápido com o rec-hTSH (conforme observado com a dosimetria interna), mas a captação e consequente ablação ocorrem em taxas similares (como se observa pela análise citogenética). Portanto, com os resultados obtidos, o rec-hTSH se mostrou uma ferramenta útil ao dispensar a suspensão do hormônio tireoidiano, mantendo a qualidade de vida dos pacientes e auxiliando para uma menor irradiação dos tecidos extratireoidianos / Patients with differentiated thyroid cancer (DTC) are submitted to a thyroidectomy and usually require adjuvant therapy to ablate the remaining thyroid tissue. In order to have an adequate uptake of radioiodine, it is necessary to increase TSH levels by thyroid hormone withdrawal, which leads to a hypothyroidism state. As an alternative, the use of recombinant human thyroid stimulating hormone (rec-hTSH) may prevent the hormonal therapy withdrawal; therefore avoiding the hypothyroidism symptoms. The aim of this study was to calculate the dosimetry for thyroid remnants and total body of 22 individuals with DTC, of which 11 patients received 131I (group A) under endogenous stimulus, and the other 11 received 131I preceded by rec-hTSH (group B), and compare the dosimetric results with the potential harmful effects of radiation. Using the MIRD methodology and softwares MIRDOSE-3 and OLINDA, the absorbed doses were calculated for thyroid region and total body. Measurements of the exposure rates were made with a Geiger-Müller detector during the hospital stay, in order to calculate the effective half-lives (Teff), and blood samples were collected to verify chromosome aberrations. The average absorbed doses to the whole body obtained were 0.96 ± 0.23 Gy for group A and 0.44 ± 0.21 Gy for group B. Teff values were also lower for group B (11.2 ± 1.9 h) when compared to the results of group A (13.9 ± 2.4 h). The cytogenetic analysis showed the presence of various types of structural chromosome aberrations. The dicentric chromosome was the cytogenetic abnormality most frequently found and is considered to be the best indicator of ionizing radiation damage. The differences between the values of aberrations found in both groups were not significant, being the number of affected cells relatively small, causing no severe damage during treatment. The smaller doses and Teff obtained from the patients in group B are in agreement with the literature. The renal clearance of radioiodine is faster with rec-hTSH (as seen with the internal dosimetry), but the uptake and subsequent ablation occur at similar rates (as observed by cytogenetic analysis). Therefore, according to the above mentioned results, it is possible to observe that rec-hTSH is an useful alternative to the endogenous stimuli, while maintaining the patients\' quality of life and helping to reduce irradiation of extrathyroidal tissues

Cette thèse traite de la relation entre le droit nucléaire et le droit de la santé. Le droit de la santé y est entendu dans son acception large, en tant que discipline juridique régissant la santé environnementale, soit la santé de l'homme dans son environnement naturel et de travail. Le droit nucléaire et le droit de la santé partageant le même objectif de protection de la santé de l'homme dans son environnement, le premier est nécessairement influencé par le second. La démonstration s'attache en particulier à caractériser cette relation évidente du droit nucléaire et du droit de la santé en matière de protection comme de responsabilité sanitaires liées aux risques nucléaires. De ce point de vue, elle oppose à la symbiose de ces deux droits en matière de protection sanitaire contre les risques nucléaires leur scission en matière de responsabilité sanitaire. La relation entre le droit nucléaire et le droit de la santé est en effet caractérisée par une symbiose parfaite en matière de protection sanitaire contre le risque nucléaire, quelle qu'en soit l'origine ; les différentes composantes du droit nucléaire, cristallisées autour du noyau dur de la radioprotection, se complétant afin de protéger la santé environnementale. Or, cette symbiose cède le pas à une véritable scission en matière de responsabilité sanitaire consécutive aux risques nucléaires ; cette dernière étant marquée par des régimes pluriels tributaires de l'origine médicale, professionnelle, civile ou bien encore militaire du risque nucléaire. Le dommage sanitaire radiologique est en effet appréhendé tantôt communément par le droit de la santé, tantôt spécialement par le droit nucléaire. / This PhD thesis deals with the relationship between nuclear law and health law. Health law is understood in its wide sense, as a legal discipline governing environmental health, i.e. the health of man in his natural and work environment. Nuclear law and health law sharing the same objective of protecting the health of man in his environment, the former is necessarily influenced by the latter. My demonstration focuses in particular on how to characterize this obvious relationship between nuclear law and health law regarding health protection as well as liability for nuclear risks. From this point of view, it opposes the symbiosis of these two fields of the law with regard to health protection against nuclear risks and their split with regard to health liability. The relationship between nuclear law and health law is indeed characterized by a perfect symbiosis regarding health protection against nuclear risk, whichever its origin; the various components of nuclear law, crystallized around the core of radiation protection, complementing one another in order to protect environmental health. However, this symbiosis gives way to a real split regarding health liability for nuclear risks; this one being marked by plural regimes which depend on the professional, medical, civil or military origin of the nuclear risk. The radiological health damage is indeed apprehended sometimes commonly by health law, sometimes specially by nuclear law.