Este trabalho apresenta o levantamento de parâmetros para implementação adequada e segura de pisos, portas, janelas, bancadas, capelas entre outros, de um laboratório radioquímico. A disposição de cada item segue orientações de guias, normas nacionais da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e internacional da Agencia Internacional de Energia Atômica (IAEA), com objetivo de garantir a proteção radiológica do trabalhador e do ambiente. A disposição adequada dos itens do laboratório radioquímico, garante a qualidade e segurança na produção de fontes radioativas seladas de 57Co 137Cs e 133Ba com atividades 185, 9.3 e 5.4 MBq respectivamente. Estas fontes são utilizadas na verificação de medidores de atividade, equipamento que todo Centro de Medicina Nuclear deve ter disponível segundo recomendações da norma CNEN-NN-3.05 Requisitos de Radioproteção e Segurança para Serviços de Medicina Nuclear para verificação da atividade de radiofármacos que serão administrados nos pacientes para fins de diagnóstico e terapia. Um medidor de atividade fora adquirido pelo laboratório de produção de fontes, com o qual foram realizados os testes de precisão, exatidão, reprodutibilidade e linearidade, que devem apresentar resultados dentro dos limites estabelecidos na norma CNEN-NN-3.05. / This paper presents a survey of parameters for the proper and safe flooring, doors, windows, fume hoods and others, in a radiochemical laboratory. The layout of each item follows guidelines and national standards of the National Commission of Nuclear Energy (CNEN) and the International Atomic Energy Agency (IAEA), aiming to ensure the radiological protection of workers and environment. The adequate items arrangement in the radiochemical laboratory ensures quality and safety in the production of 57Co 137Cs and 133Ba radioactive sealed sources, with activities 185, 9.3 and 5.4 MBq, respectively. These sources are used to verify meter activity equipment and should be available throughout the Nuclear Medicine Center, following the recommendations of CNEN-NN-3.05 standard \"Requirements for Radiation Protection and Safety Services for Nuclear Medicine\", to verify the activity of radiopharmaceuticals that are administered in patients, for diagnosis and therapy.

Radioactive source signal measurements are Poisson distributed due to the underlying radiation process. This fact, coupled with the ubiquitous normally occurring radioactive materials (NORM), makes it challenging to localize or track a radioactive source or target accurately. This leads to the necessity to either use highly accurate sensors to minimize measurement noise or many less accurate sensors whose measurements are averaged to minimize the noise. The cost associated with highly accurate sensors places a bound on the number that can realistically be deployed. Similarly, the degree of inaccuracy in cheap sensors also places a lower bound on the number of sensors needed to achieve realistic estimates of location or trajectory of a radioactive source in order to achieve reasonable error margins. We first consider the use of the smallest number of highly accurate sensors to localize radioactive sources. The novel ideas and algorithms we develop use no more than the minimum number of sensors required by triangulation based algorithms but avoid all the pitfalls manifest with triangulation based algorithms such as multiple local minima and slow convergence rate from algorithm reinitialization. Under the general assumption that we have a priori knowledge of the statistics of the intensity of the source, we show that if the source or target is known to be in one open half plane, then N sensors are enough to guarantee a unique solution, N being the dimension of the search space. If the assumptions are tightened such that the source or target lies in the open convex hull of the sensors, then N+1 sensors are required. Suppose we do not have knowledge of the statistics of the intensity of the source, we show that N+1 sensors is still the minimum number of sensors required to guarantee a unique solution if the source is in the open convex hull of the sensors. Second, we present tracking of a radioactive source using cheap low sensitivity binary proximity sensors under some general assumptions. Suppose a source or target moves in a straight line, and suppose we have a priori knowledge of the radiation intensity of the source, we show that three binary sensors and their binary measurements depicting the presence or absence of a source within their nominal sensing range suffices to localize the linear trajectory. If we do not have knowledge of the intensity of the source or target, then a minimum of four sensors suffices to localize the trajectory of the source. Finally we present some fundamental limits on the estimation accuracy of a stationary radioactive source using ideal mobile measurement sensors and provide a robust algorithm which achieves the estimation accuracy bounds asymptotically as the expected radiation count increases.

Este trabalho apresenta o levantamento de parâmetros para implementação adequada e segura de pisos, portas, janelas, bancadas, capelas entre outros, de um laboratório radioquímico. A disposição de cada item segue orientações de guias, normas nacionais da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e internacional da Agencia Internacional de Energia Atômica (IAEA), com objetivo de garantir a proteção radiológica do trabalhador e do ambiente. A disposição adequada dos itens do laboratório radioquímico, garante a qualidade e segurança na produção de fontes radioativas seladas de 57Co 137Cs e 133Ba com atividades 185, 9.3 e 5.4 MBq respectivamente. Estas fontes são utilizadas na verificação de medidores de atividade, equipamento que todo Centro de Medicina Nuclear deve ter disponível segundo recomendações da norma CNEN-NN-3.05 Requisitos de Radioproteção e Segurança para Serviços de Medicina Nuclear para verificação da atividade de radiofármacos que serão administrados nos pacientes para fins de diagnóstico e terapia. Um medidor de atividade fora adquirido pelo laboratório de produção de fontes, com o qual foram realizados os testes de precisão, exatidão, reprodutibilidade e linearidade, que devem apresentar resultados dentro dos limites estabelecidos na norma CNEN-NN-3.05. / This paper presents a survey of parameters for the proper and safe flooring, doors, windows, fume hoods and others, in a radiochemical laboratory. The layout of each item follows guidelines and national standards of the National Commission of Nuclear Energy (CNEN) and the International Atomic Energy Agency (IAEA), aiming to ensure the radiological protection of workers and environment. The adequate items arrangement in the radiochemical laboratory ensures quality and safety in the production of 57Co 137Cs and 133Ba radioactive sealed sources, with activities 185, 9.3 and 5.4 MBq, respectively. These sources are used to verify meter activity equipment and should be available throughout the Nuclear Medicine Center, following the recommendations of CNEN-NN-3.05 standard \"Requirements for Radiation Protection and Safety Services for Nuclear Medicine\", to verify the activity of radiopharmaceuticals that are administered in patients, for diagnosis and therapy.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:55:30Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:57Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:55:30Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:57Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A demanda por sementes de iodo-125 para uso em braquiterapia tem crescido muito ao longo dos últimos anos, tanto no Brasil quanto no mundo. Toda semente de iodo-125 deve ter seus parâmetros operacionais medidos e/ou calculados todas as vezes que for efetuada alguma modificação na produção. Um levantamento dosimétrico completo custa bastante caro, e recomenda-se que seja refeito pelo menos uma vez por ano. Neste contexto, o presente trabalho desenvolveu uma metodologia para todo o processo dosimétrico. A metodologia desenvolvida está baseada nas poucas informações disponíveis na literatura, pois quase toda a metodologia utilizada nos grandes laboratórios é segredo industrial. Os testes da metodologia proposta foram realizados com sementes da Amersham-Oncura-Ge Healthcare, que é a mais vendida no mundo. Na nova metodologia utilizou-se uma Leitora automática para reduzir o tempo necessário no processo de escolha dos dosímetros TLD-100 empregados, bem como uma área de corte dos espectros obtidos na Leitora, ou seja, um pós-processamento nos espectros. Foram utilizados 142 cristais, sendo selecionados apenas 29 pela metodologia proposta. Nas medidas foram utilizadas placas de Solid Water RW1 com a finalidade de simular a medida na água, empregando-se 3 arranjos experimentais diferentes e sendo repetidas as medidas pelo menos 3 vezes. Para a calibração dos cristais foi utilizado um Dermopan II da Siemens. Os valores experimentais dos parâmetros obtidos nos experimentos propostos apresentaram excelente concordância com os encontrados na literatura. Por fim, os valores medidos foram comparados com os valores calculados por um programa semi-empírico de simulação computacional, verificando-se boa concordância entre ambos, fato que demonstra a validade da metodologia proposta para cálculos dosimétricos. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Fontes radioativas seladas são largamente empregadas no mundo. A Agência Internacional de Energia Atômica AIEA estima em dezenas de milhões de fontes radioativas no mundo. No Brasil, este número é próximo de 500 mil unidades, considerando-se as fontes de pára-raios e detectores de fumaça. Uma fonte selada pode tornar-se desnecessária, seja devido ao seu decaimento ou outro motivo, sendo classificada como fontes radioativas seladas fora de uso (FRS). No Brasil, a maioria das FRS é considerada rejeito radioativo e são encaminhadas a um dos institutos da CNEN. Sem uma estratégia definida para a deposição das FRS, estas são armazenadas aguardando uma solução. A Gerência de Rejeitos Radioativos - GRR do IPEN-CNEN/SP é o principal centro de recepção desse material e até meados de 2010 havia recebido cerca de 14.000 fontes. O processo proposto para a gestão dessas FRS consiste em retirá-las de suas blindagens originais e transferi-las a outra blindagem, projetada para esse fim. As operações de transferência são realizadas em uma cela quente, garantindo a segurança radiológica. Uma das exigências da CNEN é que todas as fontes seladas sejam caracterizadas. No processo estudado, a avaliação da atividade de cada fonte será feita utilizando-se um detector, do tipo câmara de ionização tipo poço. O presente trabalho tem por objetivo desenvolver uma metodologia para aferir ou determinar a atividade de FRS armazenadas na GRR de acordo com sua geometria e determinar suas incertezas. / Sealed radioactive sources are widely used in many applications of nuclear technology in industry, medicine, research and others. The International Atomic Energy Agency (IAEA) estimates tens of millions sources in the world. In Brazil, the number is about 500 thousand sources, if the Americium-241 sources present in radioactive lightning rods and smoke detectors are included in the inventory. At the end of the useful life, most sources become disused, constitute a radioactive waste, and are then termed spent sealed radioactive sources (SSRS). In Brazil, this waste is collected by the research institutes of the Nuclear Commission of Nuclear Energy and kept under centralized storage, awaiting definition of the final disposal route. The Waste Management Laboratory (WML) at the Nuclear and Energy Research Institute is the main storage center, having received until July 2010 about 14.000 disused sources, not including the tens of thousands of lightning rod and smoke detector sources. A program is underway in the WML to replacing the original shielding by a standard disposal package and to determining the radioisotope content and activity of each one. The identification of the radionuclides and the measurement of activities will be carried out with a well type ionization chamber. This work aims to develop a methodology for measuring or to determine the activity SSRS stored in the WML accordance with its geometry and determine their uncertainties.

Fontes radioativas seladas são largamente empregadas no mundo. A Agência Internacional de Energia Atômica AIEA estima em dezenas de milhões de fontes radioativas no mundo. No Brasil, este número é próximo de 500 mil unidades, considerando-se as fontes de pára-raios e detectores de fumaça. Uma fonte selada pode tornar-se desnecessária, seja devido ao seu decaimento ou outro motivo, sendo classificada como fontes radioativas seladas fora de uso (FRS). No Brasil, a maioria das FRS é considerada rejeito radioativo e são encaminhadas a um dos institutos da CNEN. Sem uma estratégia definida para a deposição das FRS, estas são armazenadas aguardando uma solução. A Gerência de Rejeitos Radioativos - GRR do IPEN-CNEN/SP é o principal centro de recepção desse material e até meados de 2010 havia recebido cerca de 14.000 fontes. O processo proposto para a gestão dessas FRS consiste em retirá-las de suas blindagens originais e transferi-las a outra blindagem, projetada para esse fim. As operações de transferência são realizadas em uma cela quente, garantindo a segurança radiológica. Uma das exigências da CNEN é que todas as fontes seladas sejam caracterizadas. No processo estudado, a avaliação da atividade de cada fonte será feita utilizando-se um detector, do tipo câmara de ionização tipo poço. O presente trabalho tem por objetivo desenvolver uma metodologia para aferir ou determinar a atividade de FRS armazenadas na GRR de acordo com sua geometria e determinar suas incertezas. / Sealed radioactive sources are widely used in many applications of nuclear technology in industry, medicine, research and others. The International Atomic Energy Agency (IAEA) estimates tens of millions sources in the world. In Brazil, the number is about 500 thousand sources, if the Americium-241 sources present in radioactive lightning rods and smoke detectors are included in the inventory. At the end of the useful life, most sources become disused, constitute a radioactive waste, and are then termed spent sealed radioactive sources (SSRS). In Brazil, this waste is collected by the research institutes of the Nuclear Commission of Nuclear Energy and kept under centralized storage, awaiting definition of the final disposal route. The Waste Management Laboratory (WML) at the Nuclear and Energy Research Institute is the main storage center, having received until July 2010 about 14.000 disused sources, not including the tens of thousands of lightning rod and smoke detector sources. A program is underway in the WML to replacing the original shielding by a standard disposal package and to determining the radioisotope content and activity of each one. The identification of the radionuclides and the measurement of activities will be carried out with a well type ionization chamber. This work aims to develop a methodology for measuring or to determine the activity SSRS stored in the WML accordance with its geometry and determine their uncertainties.

As fontes radioativas seladas são usadas na verificação de detectores de câmara de ionização, os quais medem a atividade dos radioisótopos usados nas mais diversas áreas, como na Medicina Nuclear. A medida da atividade dos radioisótopos deve ser feita com exatidão, pois será administrada em um paciente. Para garantir o adequado funcionamento dos detectores de câmara de ionização, são estipulados ensaios normatizados pela Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA) e a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) utilizando-se fontes radioativas seladas de Bário-133, Césio-137 e Cobalto-57. Os testes avaliam a exatidão, precisão, reprodutibilidade e linearidade da resposta do equipamento. O foco deste trabalho foi o estudo e o desenvolvimento dessas fontes radioativas padrão de Bário-133, Césio-137 e Cobalto-57, utilizando um polímero, no caso resina epóxi comerciais do tipo éter diglicidílico do bisfenol A e um agente de cura a base de poliamina modificada da dietilenotriamina ,para imobilizar o material radioativo. A matriz polimérica apresenta a função primordial de fixar e imobilizar o conteúdo radioativo não permitindo seu vazamento dentro dos limites técnicos exigidos pelas normas de proteção radiológica no quesito de características de uma fonte selada e, adicionalmente, ter a capacidade de reter a emanação de quaisquer gases que venham a se formar durante o processo de fabricação e do período de vida útil deste artefato. O processo de manufatura de uma fonte selada padrão consiste no envasamento, em um frasco de geometria padronizada, de uma quantidade, em volume fixo, de uma matriz polimérica no interior da qual é adicionada e dispersada homogeneamente uma quantidade precisa e exata em atividade de um material radioativo padrão. Nesse sentido, realizou-se um estudo para a escolha da resina epóxi, analisando suas características e propriedades. Foram realizados estudos e testes, verificando a máxima miscibilidade da resina com a água (solução ácida, simulando as condições da solução radiativa), perdas de propriedades mecânicas e térmicas, bem como o controle de dose radioativa para a completa cura (irradiadores de cobalto).Foram produzidas fontes de césio-137 e bário-133, realizou-se testes para determinação do grau de homogeneidade na dispersão do material radioativo na matriz e testes de imersão das fontes seladas produzidas para verificar a estanqueidade do sistema desenvolvido, obtendo um resultado satisfatório de acordo com as normas. Analisando todos os resultados obtidos, as fontes seladas podem ser confeccionadas em matriz epóxi DGEBA e endurecedor poliamínico DETA modificado, desde que a quantidade de material radioativo, na forma de solução ácida, adicionado à composição não ultrapasse um teor de 20%. A cura da resina epóxi pode ser melhorada em relação a ambiente, com uso da irradiação desde que seja exposta a uma dose ao redor de 33 kGy durante a cura. Nos testes de estanqueidade, verificou-se que as fontes são estanques, as medições da atividade da água utilizada nos testes mostraram um valor inferior a 185 Bq (de acordo com a International Standard Organization- Radiation protection sealed radioactive sources - ISO 9978), comprovando a eficiência da resina epóxi como material para selar o material radioativo. Tendo a finalidade de criar uma tecnologia nacional capaz de suprir a demanda deste produto no mercado interno e atingir excelência em qualidade através da acreditação e certificação do produto junto aos órgãos competentes. / The radioactive sealed sources are used in verification ionization chamber detectors, which measure the activity of radioisotopes used in several areas, such as in nuclear medicine. The measurement of the activity of radioisotopes must be made with accuracy, because it is administered to a patient. To ensure the proper functioning of the ionization chamber detectors, standardized tests are set by the International Atomic Energy Agency (IAEA) and the National Nuclear Energy Commission using sealed radioactive sources of Barium-133, Cesium-137 and Cobalt-57. The tests assess the accuracy, precision, reproducibility and linearity of response of the equipment. The focus of this work was the study and the development of these radioactive sources with standard Barium-133 and Cesium-137, using a polymer, in case commercial epoxy resin of diglycidyl ether of bisphenol A (DGEBA) and a curing agent based on modified polyamine diethylenetriamine (DETA), to immobilize the radioactive material. The polymeric matrix has the main function of fix and immobilize the radioactive contents not allowing them to leak within the technical limits required by the standards of radiological protection in the category of characteristics of a sealed source and additionally have the ability to retain the emanation of any gases that may be formed during the manufacture process and the useful life of this artifact. The manufacturing process of a sealed source standard consists of the potting ,into bottle standardized geometry, in fixed volume of a quantity of a polymeric matrix within which is added and dispersed homogeneously to need and exact amount in activity of the radioactive materials standards. Accordingly, a study was conducted for the choice of epoxy resin, analyzing its characteristics and properties. Studies and tests were performed, examining the maximum miscibility of the resin with the water (acidic solution, simulating the conditions of radioactive solution), loss of mechanical and thermal properties, as well as the radioactive dose control for complete curing (cobalt irradiators). For this work was produced a sources of barium-133 and cesium -137,tests were conducted to determination the degree of homogeneity in the dispersion of the radioactive material in the matrix and immersion tests of sealed sources produced to verify the leakage (ISO 9978) of the developed system, occurring obtaining a satisfactory result. With the purpose of creating a national technology able to meet the demand of this product in the domestic market and achieve excellence in quality through accreditation and certification of the product by the appropriate bodies.

As fontes radioativas seladas são usadas na verificação de detectores de câmara de ionização, os quais medem a atividade dos radioisótopos usados nas mais diversas áreas, como na Medicina Nuclear. A medida da atividade dos radioisótopos deve ser feita com exatidão, pois será administrada em um paciente. Para garantir o adequado funcionamento dos detectores de câmara de ionização, são estipulados ensaios normatizados pela Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA) e a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) utilizando-se fontes radioativas seladas de Bário-133, Césio-137 e Cobalto-57. Os testes avaliam a exatidão, precisão, reprodutibilidade e linearidade da resposta do equipamento. O foco deste trabalho foi o estudo e o desenvolvimento dessas fontes radioativas padrão de Bário-133, Césio-137 e Cobalto-57, utilizando um polímero, no caso resina epóxi comerciais do tipo éter diglicidílico do bisfenol A e um agente de cura a base de poliamina modificada da dietilenotriamina ,para imobilizar o material radioativo. A matriz polimérica apresenta a função primordial de fixar e imobilizar o conteúdo radioativo não permitindo seu vazamento dentro dos limites técnicos exigidos pelas normas de proteção radiológica no quesito de características de uma fonte selada e, adicionalmente, ter a capacidade de reter a emanação de quaisquer gases que venham a se formar durante o processo de fabricação e do período de vida útil deste artefato. O processo de manufatura de uma fonte selada padrão consiste no envasamento, em um frasco de geometria padronizada, de uma quantidade, em volume fixo, de uma matriz polimérica no interior da qual é adicionada e dispersada homogeneamente uma quantidade precisa e exata em atividade de um material radioativo padrão. Nesse sentido, realizou-se um estudo para a escolha da resina epóxi, analisando suas características e propriedades. Foram realizados estudos e testes, verificando a máxima miscibilidade da resina com a água (solução ácida, simulando as condições da solução radiativa), perdas de propriedades mecânicas e térmicas, bem como o controle de dose radioativa para a completa cura (irradiadores de cobalto).Foram produzidas fontes de césio-137 e bário-133, realizou-se testes para determinação do grau de homogeneidade na dispersão do material radioativo na matriz e testes de imersão das fontes seladas produzidas para verificar a estanqueidade do sistema desenvolvido, obtendo um resultado satisfatório de acordo com as normas. Analisando todos os resultados obtidos, as fontes seladas podem ser confeccionadas em matriz epóxi DGEBA e endurecedor poliamínico DETA modificado, desde que a quantidade de material radioativo, na forma de solução ácida, adicionado à composição não ultrapasse um teor de 20%. A cura da resina epóxi pode ser melhorada em relação a ambiente, com uso da irradiação desde que seja exposta a uma dose ao redor de 33 kGy durante a cura. Nos testes de estanqueidade, verificou-se que as fontes são estanques, as medições da atividade da água utilizada nos testes mostraram um valor inferior a 185 Bq (de acordo com a International Standard Organization- Radiation protection sealed radioactive sources - ISO 9978), comprovando a eficiência da resina epóxi como material para selar o material radioativo. Tendo a finalidade de criar uma tecnologia nacional capaz de suprir a demanda deste produto no mercado interno e atingir excelência em qualidade através da acreditação e certificação do produto junto aos órgãos competentes. / The radioactive sealed sources are used in verification ionization chamber detectors, which measure the activity of radioisotopes used in several areas, such as in nuclear medicine. The measurement of the activity of radioisotopes must be made with accuracy, because it is administered to a patient. To ensure the proper functioning of the ionization chamber detectors, standardized tests are set by the International Atomic Energy Agency (IAEA) and the National Nuclear Energy Commission using sealed radioactive sources of Barium-133, Cesium-137 and Cobalt-57. The tests assess the accuracy, precision, reproducibility and linearity of response of the equipment. The focus of this work was the study and the development of these radioactive sources with standard Barium-133 and Cesium-137, using a polymer, in case commercial epoxy resin of diglycidyl ether of bisphenol A (DGEBA) and a curing agent based on modified polyamine diethylenetriamine (DETA), to immobilize the radioactive material. The polymeric matrix has the main function of fix and immobilize the radioactive contents not allowing them to leak within the technical limits required by the standards of radiological protection in the category of characteristics of a sealed source and additionally have the ability to retain the emanation of any gases that may be formed during the manufacture process and the useful life of this artifact. The manufacturing process of a sealed source standard consists of the potting ,into bottle standardized geometry, in fixed volume of a quantity of a polymeric matrix within which is added and dispersed homogeneously to need and exact amount in activity of the radioactive materials standards. Accordingly, a study was conducted for the choice of epoxy resin, analyzing its characteristics and properties. Studies and tests were performed, examining the maximum miscibility of the resin with the water (acidic solution, simulating the conditions of radioactive solution), loss of mechanical and thermal properties, as well as the radioactive dose control for complete curing (cobalt irradiators). For this work was produced a sources of barium-133 and cesium -137,tests were conducted to determination the degree of homogeneity in the dispersion of the radioactive material in the matrix and immersion tests of sealed sources produced to verify the leakage (ISO 9978) of the developed system, occurring obtaining a satisfactory result. With the purpose of creating a national technology able to meet the demand of this product in the domestic market and achieve excellence in quality through accreditation and certification of the product by the appropriate bodies.