Made available in DSpace on 2014-10-09T12:52:27Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:19Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tendo em vista a importância da calibração de instrumentos medidores de radiação e do conhecimento das principais características destes instrumentos, diversos tipos de câmaras de ionização foram intercomparados em termos de seus coeficientes de calibração e dependência energética, em feixes padrões de raios X, níveis radioterapia, radiodiagnóstico e radioproteção. Foi realizada uma intercomparação de activímetros utilizados em medicina nuclear, com três radionuclídeos: 67Ga, 201Tl e 99mTc. Todos os activímetros que participaram da intercomparação apresentaram resultados dentro dos limites recomendados pela norma CNEN-NE-3.05. Para completar o conjunto de qualidades de radiação do Laboratório de Calibração de Instrumentos do IPEN, foram estabelecidos feixes de radiação-X, nível radioproteção e radioterapia de energias baixas, seguindo recomendações internacionais. Três metodologias para a obtenção de coeficientes de calibração de câmaras de ionização não seladas em feixes de radiação-X foram estudadas e comparadas. Um conjunto de câmaras de ionização Victoreen, especialmente projetado para uso em intercomparações laboratoriais, foi submetido a testes de caracterização. O desempenho destas câmaras mostrou que elas podem ser utilizadas em feixes de radiação-X nível radioproteção de maneira segura, visto que nestes feixes estas câmaras apresentaram resultados em conformidade com recomendações internacionais. No entanto, seu uso em feixes de radioterapia e de radiodiagnóstico deve ser feito com algumas considerações, pois especialmente nos testes de dependência energética e de tempo de estabilização, estas câmaras não atenderam às respectivas recomendações internacionais. Este trabalho apresenta dados sobre o desempenho de diversos modelos de câmaras de ionização em diferentes feixes de radiação-X, fornecendo uma ferramenta para a escolha do instrumento mais adequado para a realização de medições em feixes de radiação ionizante / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:49:50Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:02:57Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:35:48Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:03:50Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Esse trabalho foi desenvolvido com a finalidade de melhorar a qualidade dos serviços de calibração e testes de monitores de radiação gama, prestados pelo Laboratório de Calibração de Instrumentos do IPEN, assim como diminuir a dose ocupacional dos técnicos envolvidos no processo de calibração, seguindo os princípios de proteção radiológica. Foi realizado o desenvolvimento e a implantação de um sistema automatizado para o processo de calibração de monitores de radiação gama, constituido por (i) um dispositivo pneumático de troca dos atenuadores e (ii) uma mesa de posicionamento, ambos acionados remotamente por intermédio de um painel de comando. Também fez parte a implantação de um Sistema Irradiador Caesa-Gammatron, que aumentou o intervalo de taxa de kerma no ar, devido sua alta atividade em relação ao sistema atualmente em uso no laboratório de calibração com radiação gama. Para isso, foi necessária a instalação de um dispositivo atenuador controlado remotamente nesse sistema irradiador. Por último foi realizado uma avaliação da redução da dose ocupacional. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:35:22Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:32Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O caldo de cana-de-açúcar é um líquido opaco, viscoso, de cor amarelada esverdeada, de composição química complexa e variável, é utilizado para produção de cachaça, rapadura, álcool e principalmente açúcar. Em sua composição possui além de açúcares uma série de compostos que conferem cor e que pode interferir na cor do produto final gerado, sendo que dentre estes compostos podemos citar a clorofila, compostos fenólicos e flavonoides. Para produção de um açúcar de boa qualidade e aceitação comercial, o caldo passa pelo processo de sulfitação, que promove a redução da cor do caldo através do contato deste com o anidrido sulfuroso (SO2), gerando um açúcar mais branco. No entanto, este açúcar por obter resíduos de enxofre, sofre restrições do mercado externo, o que vem incentivando o desenvolvimento de diversas técnicas alternativas de clarificação a fim de se produzir um açúcar mais branco e que atenda as exigências do mercado externo. Contudo, o presente trabalho avaliou o efeito da radiação por elétrons acelerados em caldo de cana-de-açúcar, comparando-os a testes preliminares realizados com caldo de cana-de-açúcar tratados com irradiação gama. As amostras foram irradiadas nas doses de 5, 10 e 20 kGy em ambos os tipos de radiação e foram comparadas com uma amostra controle in natura. Os resultados mostraram que houve um aumento significativo (p<0,05) dos compostos fenólicos em ambos os tratamentos, provavelmente por que ao sofrer irradiação os ácidos fenólicos se tornam mais disponíveis na matriz. Observou-se ainda aumento dos níveis de açúcares redutores (glicose e frutose) tanto para as amostras irradiadas com radiação gama como para feixe de elétrons, fato verificado por análises cromatográficas quantitativas realizadas no caldo de cana-de-açúcar tratado com feixe de elétrons. Foi ainda observado que embora tenha ocorrido algumas alterações significativas (p<0,05) quanto aos parâmetros, que caracterizam o perfil do caldo, avaliados com Brix, pH, acidez total titulável, o trabalho manteve seu propósito de redução da cor ICUMSA do caldo de cana-de-açúcar em ambos os tratamentos sendo que essa redução representou aproximadamente 49% da amostra controle em relação a dose irradiada a 20 kGy, para feixe de elétrons e cerca de 30% para amostras irradiadas em fonte de cobalto-60. Mostrando que ambas as técnicas são eficazes na redução da cor do caldo de cana-de-açúcar, sendo que o método de irradiação por acelerador de elétrons apresenta vantagens em relação à irradiação gama além de obter maior índice de redução da cor, é o método de maior produção (m3/h) e mais seguro, segundo as regras de proteção radiológica. / 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 2014-10-09T12:41:52Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:40Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O processo de radioterapia consiste em várias etapas, iniciando na indicação pelo médico. O plano de tratamento passa então por um processo denominado simulação, onde é adquirida uma série de imagens por tomografia computadorizada que são transferidas para o sistema de planejamento, onde a delineação dos volumes alvos e tecidos normais adjacentes serão realizadas. Após a delineação desses volumes, no sistema de planejamento são colocados os campos de irradiação e a dose desejada conforme prescrição médica. O sistema de planejamento calcula então a dose que o volume alvo e os tecidos adjacentes poderão receber. Se estas doses estão dentro dos padrões aceitáveis, o planejamento então é aprovado e enviado ao acelerador linear para a execução do tratamento. Antes da execução do tratamento, é realizada uma imagem, seja através de filme radiográfico ou digitalmente, para avaliar a posição no paciente na mesa de tratamento. Se a localização do paciente está correta, a dose é então liberada. Esse protocolo de aquisição de imagem é denominado como Radioterapia Guiada por Imagem (IGRT). A quantidade de radiografias de posicionamento segue um protocolo definido conforme a região a ser irradiada. Como resultado deste procedimento, sabe-se que uma determinada dose adicional é recebida pelos pacientes, tornando-se um fator importante a ser determinado. Esta avaliação foi realizada através da simulação de Monte Carlo, utilizando o código MCNP. Para isso foi realizada primeiramente toda a caracterização da fonte de raios X com uso de câmaras de ionização e dosimetros TL juntamente com as simulações no MCNP. Após essa caracterização, as imagens e as estruturas do planejamento radioterápico foram convertidas para serem utilizadas no código MCNP. Para que as doses fossem calculadas nos principais órgãos de risco no tratamento de próstata: bexiga, reto e cabeças de fêmur direita e esquerda. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / 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 2014-10-09T14:09:51Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06644.pdf: 6476949 bytes, checksum: 537fe5234ba74d48639417cebfe94231 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2014-11-10T12:03:00Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-11-10T12:03:00Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / De acordo com a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), a avaliação de impacto radiológico ambiental resultante da liberação de radionuclídeos para o meio ambiente, devido à operação normal de instalações nucleares, para propósito de proteção do público, é feita considerando o conceito de grupo crítico. Contudo, em 2006, a International Commission on Radiological Protection (ICRP), para o mesmo propósito, propôs a adoção do conceito de indivíduo representativo. Uma vez que, em algum momento, o Brasil possa adotar esse novo conceito, no presente trabalho são avaliadas as alterações, em termos de procedimentos de cálculo e dos consequentes resultados, decorrentes da aplicação da metodologia de indivíduo representativo em comparação com a metodologia de grupo crítico atualmente utilizada para o controle regulatório das instalações nucleares brasileiras. Como referência, utilizou-se as potenciais liberações de radionuclídeos previstas para a operação normal da Unidade de Produção de Hexafluoreto de Urânio (USEXA), localizada no Centro Experimental Aramar (CEA). De forma específica, os objetivos são: efetuar a avaliação de impacto radiológico ambiental para o CEA, utilizando as duas metodologias recomendadas (determinística e probabilística) para o indivíduo representativo, conforme descritas pela ICRP (2006); efetuar a comparação dos resultados obtidos com essas metodologias com os obtidos com a metodologia utilizada para o grupo crítico; e efetuar uma análise crítica da necessidade e da disponibilidade de dados para a aplicação dessas metodologias, bem como das suas consequências para o controle operacional do CEA. Com base nos resultados obtidos, destaca-se que a utilização da metodologia de cálculo de grupo crítico continua sendo uma maneira simples e eficiente para a avaliação de impacto radiológico ambiental, quando comparada à utilização da metodologia de indivíduo representativo, o que torna o estabelecimento de programas de monitoramento e, consequentemente, o controle radiológico ambiental, mais simples e objetivos. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / 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 2015-12-17T09:17:56Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-12-17T09:17:56Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O objetivo principal deste estudo foi identificar e avaliar os agentes de risco e seus prováveis agravos à saúde humana no ambiente de uma instalação radiativa do IPEN-CNEN/SP, o Centro de Radiofarmácia, CR. O processo de trabalho dos servidores do CR inclui singularidades não existentes no processo de outras categorias profissionais. Pode-se citar como exemplos relevantes: exposição aos riscos físicos (radiações ionizantes), químicos (substâncias químicas envolvidas nos processos), biológicos (objetos contaminados), ergonômicos (situações causadoras de estresse) e de acidentes (incêndios e explosões). Trata-se de um estudo de caráter exploratório e descritivo com abordagem quanti-qualitativa. A amostra foi constituída por 102 trabalhadores da instalação distribuídos em seis grupos de trabalho. A coleta de dados transcorreu no período de abril de 2013 a julho de 2014, realizada por meio da aplicação de um questionário, entrevistas e observações. O processo de avaliação envolveu três etapas: 1) caracterização básica e avaliação da exposição ocupacional; 2) avaliação quanti-qualitativa do risco; 3) análise e interpretação dos dados. A organização, avaliação, interpretação e julgamento dos dados e resultados obtidos foram realizados de acordo com a estratégia de avaliação da exposição ocupacional proposta pela American Industrial Hygiene Association (AIHA). A análise estatística incluiu teste paramétrico ANOVA, testes não paramétricos, entre outros. Em relação à exposição dos agentes de risco relacionados aos processos considerou-se que os oito grupos homogêneos de exposição recebem as exposições a uma gama específica de agentes. No ambiente laboral do CR foram identificados dezessete agentes de risco. O principal agente de risco físico observado na instalação foi as radiações ionizantes. Na análise final, não foi registrado agravos à saúde dos trabalhadores decorrentes dos agentes de risco identificados e relacionados aos processos realizados. A Equipe de Radioproteção do CR e a equipe de segurança física do IPEN atuam em concordância com os procedimentos operacionais estabelecidos e com as normas nacionais e quando necessário introduzem novos mecanismos para a mitigação do risco ocupacional visando o bem estar do trabalhador. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP