As radiações provindas do solo e dos sedimentos constituem um aspecto importante da caracterização geofísica e geoquímica do ambiente. Essas radiações são emitidas por radionuclídeos que podem ser: naturais ou artificiais. Assim, como os radionuclídeos os elementos maiores e traços representam peça fundamental na caracterização química de solos e sedimentos e também estão sujeitos a alterações em suas concentrações devido à atividade antrópica, como a construção de uma represa. O reservatório de Ponte Nova, localizado no estado de São Paulo, é de importância de abastecimento e econômica às populações da região leste da Região Metropolitana de São Paulo. Neste trabalho foram determinadas as concentrações de atividade dos radionuclídeos naturais da série de decaimento do 238U, e da série do 232Th e o radionuclídeo 40K, elementos maiores e traços coletados em perfis de solo e testemunhos de sedimento na área de influência do reservatório de Ponte Nova. As concentrações de atividade dos radionuclídeos apresentaram médias de: 40K com 275,6(54) Bq kg-1, 238U com 49,00(24) Bq kg-1, 226Ra com 43,7(2) Bq kg-1, 210Pb com 91(2) Bq kg-1, 232Th com 99(1) Bq kg-1, 228Th com 84(1) Bq kg-1 e 228Ra com 74,0(7) Bq kg-1, que estão acima da média da UNSCEAR. Os elementos maiores e traços apresentaram médias de: As com 4,75(8) mg kg-1, Ba com 306(3) mg kg-1, Br com 20,7(4) mg kg-1, Ca com 136,8(5) g kg-1, Ce com 151(2) mg kg-1, Co com 7,4(2) mg kg-1, Cr com 30,0(5) mg kg-1, Cs com 2,53(2) mg kg-1, Eu com 628(6) μg kg-1, Fe com 43,7(10) g kg-1, Hf com 10,30(8) mg kg-1, K com 13,1(2) g kg-1, La com 54(1) mg kg-1, Lu com 764(7) μg kg-1, Na com 852(9) mg kg-1, Nd com 33,5(5) mg kg-1, Rb com 43,0(5) mg kg-1, Sb com 0,56(1) mg kg-1, Sc com 12,2(2) mg kg-1, Se com 646(6) μg kg-1, Sm com 6,44(6) mg kg-1, Ta com 1,49(1) mg kg-1, Tb com 650(4) μg kg-1, Th com 24,2(2) mg kg-1, U com 2,53(1) mg kg-1, Yb com 1,86(2) mg kg-1 e Zn com 56(1) mg kg-1. Os parâmetros de qualidade de solo e sedimento também são apresentados. Vários elementos apresentaram fator de enriquecimento alto como Hf, Fe e As; no entanto, apesar do fator de enriquecimento alto, os índices de geoacumulação não indicam nenhuma poluição presente. Para verificar se existia correlações entre as / Radiation coming from soil and sediment are a keystone factor in environmental geochemical and geophysical characterization. These radiation come from natural occuring radionuclides or it can be enriched or made by man. Major and minor element characterization are another imprtant piece in environmental geochemical and geophysical characterization. These elements can undergo proccesses that change their concentrations by major building projects like reservoir and dam building. Ponte Nova reservoir, in São Paulo state - Brazil, is important to the water source to São Paulo Metropolitan Region and to the agrobussiness that supplies São Paulo city. In this work, the activity concentration of 238U and 232Th decay series and 40K were determined, as well as the concentration of major and trace elements in soil profiles and sediment cores collected in the catchment area of Ponte Nova reservoir following lithological data. The following mean activity concentrations were determined: 40K with 275,6(54) Bq kg-1, 238U with 49,00(24) Bq kg-1, 226Ra with 43,7(2) Bq kg-1, 210Pb with 91(2) Bq kg-1, 232Th with 99(1) Bq kg-1, 228Th with 84(1) Bq kg-1 and 228Ra with 74,0(7) Bq kg-1, which are over the UNSCEAR\'s mean. The following major and trace elements mean values are: As with 4,75(8) mg kg-1, Ba with 306(3) mg kg-1, Br with 20,7(4) mg kg-1, Ca with 136,8(5) g kg-1, Ce with 151(2) mg kg-1, Co with 7,4(2) mg kg-1, Cr with 30,0(5) mg kg-1, Cs with 2,53(2) mg kg-1, Eu with 628(6) μg kg-1, Fe with 43,7(10) g kg-1, Hf with 10,30(8) mg kg-1, K with 13,1(2) g kg-1, La with 54(1) mg kg-1, Lu with 764(7) μg kg-1, Na with 852(9) mg kg-1, Nd with 33,5(5) mg kg-1, Rb with 43,0(5) mg kg-1, Sb with 0,56(1) mg kg-1, Sc with 12,2(2) mg kg-1, Se with 646(6) μg kg-1, Sm with 6,44(6) mg kg-1, Ta with 1,49(1) mg kg-1, Tb with 650(4) μg kg-1, Th with 24,2(2) mg kg-1, U with 2,53(1) mg kg-1, Yb with 1,86(2) mg kg-1 and Zn with 56(1) mg kg-1. Soil quality parameters were calculated. Several elements had their enrichment factors high like Hf, Fe and As; however, geoaccumulation indexes did not show pollution associated with that enrichment. Correlation matrix, cluster analysis and principal component analysis were also performed.

O ser humano está constantemente exposto a diversas fontes de radiação. Dentre elas, destacam-se as fontes naturais, que atingem a população mundial a uma taxa relativamente constante durante um longo período de tempo. Estima-se que a dose anual média recebida pela população devido às fontes naturais seja de 2,4 mSv a-1. Alguns balneários e spas encontrados pelo mundo são de grande importância quando se consideram os aspectos de proteção radiológica, pois concentram concentrações significativas de radionuclídeos, como por exemplo, o gás 222Rn. Embasado nisto, foi realizada a dosimetria de Rn222 no ar para trabalhadores e indivíduos do público em dois balneários brasileiros, o balneário municipal de Águas de Lindóia no estado de São Paulo e o balneário Thermas Antônio Carlos, na cidade de Poços de Caldas, estado de Minas Gerais. Utilizou-se o método de detecção passiva, com o uso de detectores sólidos de traços do tipo CR-39® (Columbia Resin) inseridos em câmaras de difusão do tipo NRBP® (National Radiological Protection Board). As concentrações de Rn222 no ar variaram de 27 ± 4 Bq m-3 a 16451 ± 298 Bq m-3 para o balneário municipal de Águas de Lindóia e de 35 ± 3 Bq m-3 a 156 ± 4 Bq m-3 para o balneário Thermas Antônio Carlos. Foram considerados três cenários de exposição para a avaliação de dose nos dois balneários. O primeiro cenário corresponde à exposição dos trabalhadores que aplicam os banhos termais nos usuários, o segundo cenário corresponde à exposição dos trabalhadores que realizam manutenções nas fontes termais e o terceiro cenário abrange os frequentadores assíduos dos banhos termais. Os valores de dose efetiva encontrados no balneário municipal de Águas de Lindóia e no balneário Thermas Antônio Carlos, respectivamente, considerando o 1° cenário variam de 0,10 a 0,34 mSv a-1 e 0,17 a 0,33 mSv a-1. Os valores encontrados, considerando o 2° cenário variam de 0,24 a 9,9 mSv a-1 para o balneário municipal de Águas de Lindóia e de 0,03 a 0,09 mSv a-1 para o balneário Thermas Antônio Carlos. Considerando o 3° cenário, os valores de dose encontrados variam de 0,01 a 0,02 mSv a-1 para ambos balneários. / Human beings are constantly exposed to different sources of radiation. Among them, the natural sources, which reach the world\'s population at a relatively constant rate for a long period of time, are highlighted. It is estimated that the average annual dose received by the population due to natural sources is 2.4 mSv y-1. Some bathhouses and spas found around the world are of great importance when considering the aspects of radiological protection, because they concentrate significant concentrations of radionuclides, for instance, the 222Rn gas. Based on this, the dosimetry of 222Rn in the air was performed for workers and individuals of the public in two brazilian bathhouses; Águas de Lindóia municipal bathhouse in the state of São Paulo and Thermas Antônio Carlos bathhouse in the city of Poços de Caldas, state of Minas Gerais. The passive detection method was used, with the use of solid detectors of type CR-39® (Columbia Resin) inserted in diffusion chambers of the type NRBP® (National Radiological Protection Board). The concentrations of 222Rn in the air ranged from 27 ± 4 Bq m-3 to 16451 ± 298 Bq m-3 for the Águas de Lindóia Municipal bathhouse and 35 ± 3 Bq m-3 to 156 ± 4 Bq m-3 for the Thermas Antônio Carlos bathhouse. Three exposure scenarios were considered for the dose assessment in both bathhouses. The first scenario corresponds to the exposure of workers who apply thermal baths to users, the second scenario corresponds to the exposure of workers who perform maintenance in the hot springs and the third scenario covers the assiduous regulars of the thermal baths. The effective dose values found in the Águas de Lindóia Municipal bathhouse and in the Thermas Antônio Carlos bathhouse, respectively, considering the first scenario range from 0.10 to 0.34 mSv y-1 and 0.17 to 0.33 mSv y-1. The value found, considering the second scenario range from 0.24 to 9.9 mSv y-1 to the Águas de Lindóia bathhouse and from 0.03 to 0.09 mSv y-1 to the Thermas Antônio Carlos bathhouse. Considering the third scenario, the dose values found range from 0.01 to 0.02 mSv y-1 for both bathhouses.

O Planalto de Poços de Caldas, localizado a sudoeste de Minas Gerais, é exemplo da maior intrusão alcalina ocorrida no Brasil, formada por processos de vulcanismo e intemperismo, ocorridos há cerca de 60-80 milhões de anos. Estes processos foram responsáveis pela formação de mineralizações de zircônio e molibdênio e diversas anomalias radioativas. Mais recentemente, a presença na região de várias fontes antrópicas, dentre elas o beneficiamento de urânio da Indústrias Nucleares Brasileiras Caldas, contribuíram para a inserção de vários elementos nos corpos d\'água da bacia do Ribeirão das Antas. O objetivo principal deste estudo foi fazer uso de perfis sedimentares e taxas de sedimentação para reconstituir historicamente a inserção de radionuclídeos e possíveis contaminantes na represa Bortolan e Poço Fundo ao longo dos anos. Nesses perfis foram determinados os teores dos radionuclídeos naturais U, 226Ra e 210Pb e dos elementos Mn, Mo, Ni, Zn e P por meio das técnicas de espectrometria gama, espectrometria de emissão atômica por plasma acoplado indutivamente (ICP- AES) e espectrofotometria. A taxa de sedimentação e a idade dos perfis foram avaliadas utilizando-se o modelo Constant Rate of Supply. Verificou-se que a utilização do modelo Constant Rate of Supply para a determinação das idades dos perfis forneceu resultados satisfatórios e da mesma ordem da grandeza das idades reais das represas Bortolan e Poço Fundo, 60 anos e 67 anos, respectivamente. Os valores obtidos para a taxa de sedimentação foram maiores para a represa Bortolan, devido ao assoreamento da represa, à urbanização e ocupação extensiva do solo para fins agrícolas e industriais. Analisando os resultados obtidos para a concentração dos elementos U, 226Ra, 210Pb, Mn, Mo, Ni, P e Zn, pode-se afirmar que os elementos que apresentaram contribuições antrópicas na represa Bortolan são o Mn, P e Zn. As maiores concentrações obtidas foram encontradas nas secções superficiais, indicando que o maior aporte ocorreu mais recentemente, a partir do ano de 1997. Os resultados obtidos para U e Ni não variaram ao longo dos perfis e são da mesma ordem de grandeza de dados da literatura para a mesma represa, indicando que esses valores podem ser considerados como níveis basais da região. Em particular, os resultados de concentração de U para a represa Bortolan foram elevados, visto que a região do planalto de Poços de Caldas é caracterizada por ser uma anomalia radioativa. O Mo não apresentou variação significativa ao longo dos perfis da represa Bortolan e sua concentração média também é da mesma ordem de grandeza do valor médio mundial para solo. Portanto, para esse elemento não foi verificado um aporte antrópico. Para os resultados de concentração dos elementos analisados no perfil da represa de Poço Fundo, pode-se afirmar que todos são próximos das concentrações médias mundiais e inferiores aos resultados obtidos na represa Bortolan. / The Poços de Caldas Plateau, located in the southwest of Minas Gerais, is the greatest intrusion that occurred in Brazil, formed by processes of volcanism and weathering, which occurred about 60-80 million years ago. These processes were responsible by the formation of zirconium and molybdenum mineralizations and various radioactive anomalies. More recently, the presence in the region of several anthropogenic sources, amongst them, the uranium mining from Industrias Nucleares Brasileiras - Caldas, contributed to the entry of several natural radionuclides in the water bodies of Ribeirão das Antas. The aim of this study was to use sediment profiles and sedimentation rates to reconstruct the insertion of radionuclides and possible contaminants in the Bortolan and Poço Fundo dams over the years. In these profiles, the concentration of the natural radionuclides U, 226Ra and 210Pb, and the Mn, Mo, Ni, Zn and P elements were determined by Gamma Spectrometry, Inductively Coupled Plasma - Atomic Emission Spectrometry and Spectrophotometry. The sedimentation rate and age of the profiles were evaluated using the Constant Rate of Supply. model. It was verified that the use of the Constant Rate of Supply. model to determine the ages of the sediment profiles gave satisfactory results, of the same order of magnitude of the real ages of the Bortolan and Poço Fundo dams, 60 years and 67 years, respectively. The values obtained for the sedimentation rate were higher for the Bortolan dam, due to silting of the dam, urbanization and extensive land occupation for agricultural and industrial activities. The results obtained for the concentration of the analyzed elements showed that Mn, P and Zn presented anthropogenic contributions in the Bortolan dam. The highest concentrations obtained were found in the superficial sections, indicating that the largest contribution occurred more recently, from the year of 1997 until now. The results obtained for U and Ni did not vary along the profiles and are of the same order of magnitude of literature data for sediments of Bortolan dam, indicating that these values can be considered as the base line for the region. In particular, the results of U concentration for the sediments of Bortolan dam were higher than natural background, since the region of Poços de Caldas plateau is characterized by a radioactive anomaly. The Mo did not present significant variation along the profiles of the Bortolan dam and its average concentration is also of the same order of magnitude of the world average value for soil. Therefore, for this element an anthropogenic contribution was not verified. The results obtained for the concentration of the elements analyzed in the Poço Fundo dam profile are of the same order of magnitude as the world average value for soil and lower than the results obtained in the Bortolan dam sediment profile.

O 68Ga é um radionuclídeo promissor para a medicina nuclear, decaindo por emissão de pósitrons com abundância de 89%, apresentando tempo de meia vida física de 68 minutos, o que é compatível com a farmacocinética de muitas biomoléculas e substratos de baixo peso molecular. Outra característica importante é a sua disponibilidade por um sistema de gerador, onde o radionuclídeo pai, 68Ge (t1/2 = 270,95 dias) é adsorvido em uma coluna e o filho, 68Ga, é eluído na forma iônica 68Ga3+. O desenvolvimento dos geradores de 68Ge/68Ga teve início na década dos anos 60, mas o seu uso clínico começou a ser aceitável e relevante apenas recentemente. O método de separação do 68Ge do 68Ga mais utilizado é o sistema cromatográfico de troca iônica, devido sua praticidade de operação, mas outros sistemas de geradores já foram propostos, como de extração por solvente e técnica de evaporação. Atualmente, os geradores de 68Ge/68Ga são disponíveis comercialmente tanto com colunas utilizando matrizes inorgânicas preparadas com TiO2 ou SnO2 como também usando resina orgânica. A eficiência de eluição do 68Ga varia de 70 % a 80 %, apresentando uma queda ao longo do tempo. Os níveis de contaminação do 68Ge vão de 10-2 a 10-3 %, porém ocorre um aumento nos níveis de contaminação após longos períodos de uso. Mesmo com todos os avanços tecnológicos, ocorridos nas últimas décadas, no desenvolvimento dos geradores de 68Ge/68Ga, o eluato de 68Ga dos geradores comerciais ainda não é adequado para uso direto em seres humanos e algumas melhorias nos sistemas precisam ser feitas para diminuir os níveis de contaminação de 68Ge e impurezas químicas. O objetivo principal deste trabalho foi desenvolver um sistema de gerador de 68Ge/68Ga com o qual se pudesse eluir o 68Ga com qualidade necessária para uso clínico. O comportamento químico do Ge e do Ga foi avaliado em vários materiais adsorvedores inorgânicos. Foram desenvolvidos dois tipos de sistemas de geradores de 68Ge/68Ga utilizando o TiO2 como material adsorvedor: sistema de eluição com pressão manual e sistema de eluição a vácuo, controlado. As eficiências dos geradores foram similares às encontradas nos geradores comerciais, assim como os níveis de impurezas no eluato. Um novo método para o controle radionuclídico foi desenvolvido e apresentou resultados satisfatórios para determinação da contaminação do 68Ge no eluato do gerador. Foi proposto um protótipo de gerador capaz de fornecer 68Ga com a qualidade necessária para ser utilizado em aplicações médicas. / The 68Ga is a promising radionuclide for nuclear medicine, decaying by positron emission with an abundance of 89%, with physical half-life of 68 minutes, which is compatible with the pharmacokinetics of many biomolecules and low molecular weight substrates. Another important feature is its availability through a generator system, where the parent radionuclide, 68Ge (t1/2 = 270.95 days) is adsorbed on a column and the daughter, 68Ga, is eluted in an ionic form 68Ga3+. The development of 68Ge/68Ga generators began in the 60s, but its clinical use began to be acceptable and relevant only recently. The method of separation of 68Ge and 68Ga most used is the ion-exchange chromatographic system, due to its practical operation, but other generator systems have been proposed, such as solvent extraction and evaporation technique. Currently, 68Ge/68Ga generators are commercially available using inorganic matrices columns prepared with TiO2 or SnO2 as well using organic resin. The efficiency of 68Ga elution ranges from 70% to 80%, decreasing over time. The 68Ge breakthrough varies from 10-2 to10-3 % or lower in a fresh generator, but there is an increase in the levels of contamination after long periods of use. Even with all the technological advances in the development of 68Ge/68Ga generators in the past decades, the 68Ga eluted from commercial generators is not suitable for direct use in humans and some improvements in the systems need to be made to reduce the 68Ge breakthrough and chemical impurities levels. The main objective of this work was to develop a 68Ge/68Ga generator system is which 68Ga could be eluted with quality required for clinical use. The chemical behavior of Ge and Ga was evaluated on various inorganic adsorbents materials. Two types of 68Ge/68Ga generator systems were developed using TiO2 as adsorbent material: elution system with manual pressure and vacuum controlled. The efficiencies of the generators were similar to those found in commercial generators, as well as the impurity levels in the eluate. A new method for radionuclidic control was developed and showed good results for the determination of 68Ge breakthrough in 68Ga eluate. It was proposed a prototype 68Ga generator capable of providing the quality needed for use in medical applications.

Submitted by Fabio Sobreira Campos da Costa (fabio.sobreira@ufpe.br) on 2016-06-17T11:42:15Z No. of bitstreams: 2 license_rdf: 1232 bytes, checksum: 66e71c371cc565284e70f40736c94386 (MD5) Tese_Pos_defesa_Final_corrigida_Biblioteca.pdf: 3212146 bytes, checksum: 9c78ac9cc8cdb05df32aea81cd5d38d3 (MD5) / Made available in DSpace on 2016-06-17T11:42:15Z (GMT). No. of bitstreams: 2 license_rdf: 1232 bytes, checksum: 66e71c371cc565284e70f40736c94386 (MD5) Tese_Pos_defesa_Final_corrigida_Biblioteca.pdf: 3212146 bytes, checksum: 9c78ac9cc8cdb05df32aea81cd5d38d3 (MD5) Previous issue date: 2015-12-09 / A presença de diferentes substâncias genotóxicas, como os produtos do decaimento do 210Pb, um elemento amplamente encontrado no cigarro, pode causar danos genéticos e contribuir para evolução de neoplasias malignas, o que evidencia a necessidade de monitoração constante dos fumantes. Bioindicadores, a exemplo de micronúcleos (MN’s) são largamente empregados nos estudos das ações de agentes genotóxicos em seres humanos. Normalmente, em grupos formados por fumantes, são utilizadas amostras da mucosa bucal para avaliação da frequência de micronúcleos. No entanto, raros são os estudos que procuram utilizar como matriz amostras de urina para essas determinações. O presente trabalho avaliou a frequência de micronúcleo em células esfoliativas na urina, bem como os teores de Chumbo-210 em urina coletada durante 24 horas de indivíduos fumantes e não fumantes, com o objetivo de avaliar a utilização desta matriz como indicadora da suscetibilidade a danos genéticos em voluntários fumantes. Foram coletadas amostras de urina de 30 voluntários (15 não fumantes e 15 fumantes). Para as análises de micronúcleo em urina foram obtidas células esfoliativas através de uma série de centrifugações e lavagens com NaCl a 0,9%. A fixação e coloração empregadas foram metanol/ácido acético e Giemsa, respectivamente. Para determinar as concentrações de 210Pb, utilizou-se a técnica da resina trocadora de íons. Nesse caso, o 210Pb foi precipitado na forma de PbCrO4. O detector Canberra Tennelec S5E foi utilizado para determinar o 210Pb. As concentrações de 210Pb na urina dos fumantes variaram de 49,7 a 158,65 mBq.L-1, enquanto os não fumantes apresentaram valores abaixo de 45 mBq (LD). Nesta pesquisa, os resultados relacionados ao 210Pb sugerem que fatores como a idade, tempo de tabagismo e quantidade de cigarros não exerceram influência estatisticamente significante sobre os valores de excreção do 210Pb, entretanto o hábito tabagista contribui para o aumento das concentrações encontradas na urina. Foi encontrada uma frequência média para micronúcleo em não fumantes de 0,0036 ± 0,001 e, em fumantes foi de 0,0068 ± 0,002. Os resultados indicam um aumento expressivo da frequência de micronúcleos em células esfoliativas de indivíduos fumantes em relação aos não fumantes, sendo este aumento estatisticamente significativo. A análise estatística dos componentes principais (ACP) sugere que a quantidade de cigarros está relacionada com os micronúcleos, no entanto, não houve correlação estatisticamente significante com as concentrações de Chumbo-210. Os resultados obtidos sugerem que a urina pode ser utilizada como matriz biológica para a avaliação da suscetibilidade a danos genéticos ocasionados pelos compostos presentes no cigarro, comportando-se como uma ferramenta eficiente para a monitoração humana. / The presence of different genotoxic substances in cigarette smoke can cause genetic damage and contribute to development of malignancies, which highlights the need for constant monitoring of smokers. Biological indicators, such as the frequency of micronuclei (MN) are widely used to study the action of genotoxic agents in human beings. Usually in groups formed by smokers, the buccal mucosa samples are used to assess the frequency of micronuclei. However, few studies that seeks to use as a template urine samples for these determinations. The aim of this study was to evaluate the frequency of micronuclei in exfoliated cells as well as Lead-210 levels in 24-hour urine from smokers and nonsmokers, in order to evaluate the use of this matrix as an indicator of susceptibility to genetic damage in smokers volunteers. Because it is an array easy to obtain and allow an analysis of various elements were collected urine samples from 30 volunteers (15 smokers and 15 non-smokers). For the analysis of micronucleus, exfoliative cells from urine were obtained by a series of centrifugations and washings with NaCl 0.9%. Carnoy I fixation and Giemsa staining were employed, respectively. To determine the 210Pb, we used the technique of ion exchange resin. In this case, the 210Pb was precipitated in the form of PbCrO4. 210Pb beta counts were conducted in a Canberra Tennelec S5E detector with a detection limit of 45 mBq. The results indicated that the urine is an excellent matrix for assessing the degree of exposure to lead-210, especially for smokers, the group of most interest to monitoring. The non-smokers present values above 45mBq and Smokers have shown higher values for 210Pb in urine that ranged from 49.7 to 158.65 mBq.L-1. In this research, the results related to this radionuclide suggest that factors such as age, smoking time and number of cigarettes have little influence on the 210Pb excretion values, though the tobacco habit contributes to the concentrations found in the urine. The average rate for micronucleus found in nonsmokers was 0.0036 ± 0.001 and 0.0068 ± 0.002 in the smokers. The results showed a significant increase in micronuclei frequency in exfoliated cells of smokers compared to nonsmokers, which is statistically significant increase. Statistical analysis also suggest that the number of cigarettes are related to the micronuclei, however there is no statistical correlation with the concentrations of Lead-210. The results suggest that urine can be used with biological matrix for assessing genetic susceptibility to damage caused by the present compounds on the cigarette, behaving as an efficient tool for human monitoring.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2014-07-07T16:24:17Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-07-07T16:24:17Z (GMT). No. of bitstreams: 0 Previous issue date: 2013 / A Fluidodinâmica Computacional (CFD) oferece ferramentas eficientes para o estudo de dispersão de radionuclídeos, inclusive em problemas onde há decaimento radioativo. Este trabalho apresenta um tratamento via fluidodinâmica computacional da dispersão de radionuclídeos, aplicável tanto na dispersão em ambientes internos quanto na dispersão externa e, em ambos os casos, tanto por via atmosférica quanto aquática. A primeira situação é de fundamental importância para a otimização do projeto de salas que abrigam material radioativo visando à segurança e minimização da dose em caso de dispersão. A segunda situação diz respeito à dispersão para o exterior de instalações nucleares ou radiativas, sendo de grande relevância para oferecer subsídios para a análise de segurança e de impacto ambiental no entorno da instalação. Neste trabalho as equações de quantidade de movimento, energia e transporte com decaimento de material radioativo são discretizadas para obtenção de soluções numéricas. O programa desenvolvido emprega simulação das grandes escalas de turbulência (LES) combinadas com técnicas de computação paralela e distribuída / The computational fluid dynamics (CFD) offers efficient tools for the study of dispersion of radionuclides, including problems where radioactive decay needs to be considered. This work presents a CFD approach for the analysis of radionuclides dispersion, applicable both for internal and external environments, either through air or aquatic ways. The first case is relevant for the optimization of the design of rooms that keep or store radioactive material and is also important for safety and the minimization of doses in the event of dispersion. The second case concerns external dispersion from nuclear and radioactive installations and is essential for safety analysis and the evaluation of environment impact of such installations. In this work the equations governing momentum, energy and transport with decay of radioactive materials are discretized in order that numerical solutions can be obtained. Additionally, the code developed employs Large Eddy Simulation (LES) of turbulence combined with techniques of parallel distributed computing

A segurança alimentar é uma necessidade fundamental e de grande preocupação pública em todo o mundo. A Organização Mundial de Saúde (WHO) recomenda o Estudo de Dieta Total (EDT) como sendo o método mais adequado de estimativa para as ingestões de contaminantes e nutrientes para um país ou grandes grupos populacionais. A implantação de um estudo relacionando a ingestão de alimentos em uma Região de Elevada Radioatividade Natural (HBRA) motivou o presente estudo, uma vez que no planalto de Poços de Caldas há ocorrência de anomalias radiativas com concentrações naturais significativas de urânio e tório. O presente estudo teve por objetivo avaliar e comparar as ingestões de elementos essenciais, tóxicos e radionuclídeos, a partir dos alimentos que compõem as dietas das populações urbana e rural, da cidade de Poços de Caldas. As determinações das concentrações dos elementos essenciais e tóxicos foram realizadas aplicando-se a técnica de análise por ativação neutrônica (As, Ca, Cl, Co, Cr, Fe, K, Mg, Mn, Na e Zn), espectrometria de absorção atômica com forno de grafite (Cd, Cu e Pb) e por geração de vapor frio (Hg). As determinações dos radionuclídeos foram realizadas aplicando-se as técnicas de análise por espectrometria gama (40K), separação radioquímica seguida de contagem alfa e beta total (210Pb, 226Ra e 228Ra) e espectrometria alfa (210Po, 228Th, 230Th, 232Th, 234U, 235U e 238U). Os grupos de alimentos foram estabelecidos de acordo com os dados de consumo da região sudeste do país, obtidos pela Pesquisa Orçamentária Familiar (POF) 2008-2009 do Instituto Brasileiro de Geografia e Estatística (IBGE). A lista final totalizou 82 alimentos distribuídos em 20 grupos, incluindo a água, e com massa total de 3,6180 Kg. Com o EDT aplicado para a região do Planalto de Poços de Caldas, foi possível observar que as ingestões diárias média para todos os elementos essenciais na dieta da população urbana apresentaram valores mais elevados quando comparados à dieta da população rural, porém não apresentaram diferenças estatisticamente significativas. As dietas estudadas foram deficientes nos elementos essenciais Ca, K, Mg e Se quando comparadas aos valores de ingestão diária recomendados. Os teores dos elementos tóxicos Cd e Pb no presente estudo estiveram dentro do intervalo relatado pela WHO a partir de EDT realizados em diversos países e/ou diferentes regiões no mundo. A ingestão total do elemento tóxico Hg foi encontrada muito abaixo do limite estabelecido pela WHO. Em relação aos radionuclídeos naturais, o cálculo de dose efetiva comprometida por ingestão da região rural (0,89 mSv/ano) apresentou-se 61% mais elevado quando comparado à região urbana (0,56 mSv/ano). Isto pode ser explicado pelo fato dos maiores pontos de anomalias radioativas estarem localizados na zona rural. Porém, a partir dos valores encontrados no presente estudo não apresentaram níveis que representassem ameaça à saúde da população deste planalto. / Food security is a fundamental need and a great public concern throughout the world. The World Health Organization (WHO) recommends the Total Diet Study (TDS) as the most appropriate method of estimating the intake of contaminants and nutrients for a country or large population groups. The implementation of a study relating food intake in a High Background Radiation Area (HBRA) motivated the present study, since in the Poços de Caldas plateau there are occurrences of radiative anomalies with significant natural concentrations of uranium and thorium. Therefore, the objective is to evaluate and to compare the intakes of essential, toxic elements, and radionuclides from the foods that composed the diets of the urban and rural populations of the city. The concentration determination of the essential and toxic elements was performed using the neutron activation analysis (As, Ca, Cl, Co, Cr, Fe, K, Mg, Mn, Na and Zn) and atomic absorption spectrometry with graphite furnace (Cd, Cu and Pb) and cold vapor atomic (Hg). The determination of radionuclides was performed by gamma spectrometry (40K), radiochemical separation followed by total alpha and beta counting (210Pb, 226Ra and 228Ra) and alpha spectrometry (210Po, 228Th, 230Th, 232Th, 234U, 235U and 238U). The food groups were established according to consumption data from the southeast region of the country obtained by the Household food budget survey POF 2008-2009 by the Brazilian Institute for Geography and Statistics (IBGE). The final list contained 82 foods distributed in 20 groups, including drinking water, and with a total mass of 3.6180 kg. The TDS applied to the region of the Poços de Caldas Plateau allowed to observe that the average daily intakes for all the essential elements in the urban population diet presented higher values compared to the diet of the rural population but did not present statistical differences. The essential elements Ca, K, Mg and Se were deficient in the diets studied compared to the recommended daily intake values. The toxic element level of Cd and Pb in the present study were within the range reported by the WHO from TDS conducted in several countries and/or different regions in the world. The total intake of the toxic element Hg was found well below the established limit by WHO. Intake effective dose compromised calculation of the rural region (0.89 mSv/year) was 61% higher compared to the urban region (0.56 mSv/year). This can be explained by the fact that the highest points of radioactive anomalies in the plateau are located in the rural zone, but the values found in the present study do not present levels that represent a threat to the health of the population in this plateau.

Os radionuclídeos naturais das séries radioativas do 238U, 235U e 232Th são frequentemente utilizados como traçadores em estudos ambientais para a compreensão da dinâmica que ocorre no ambiente marinho e terrestre, como por exemplo, em pesquisas de processos oceânicos e gerenciamento da região costeira. No ambiente marinho, estes radionuclídeos podem ser empregados para estimar fluxos biogeoquímicos de partículas e de nutrientes que ocorrem tanto na coluna dágua, quanto nos sedimentos. Várias pesquisas aplicam a distribuição e o respectivo desequilíbrio dos radionuclídeos naturais no meio ambiente, inclusive em modelos geocronológicos para se obter informações históricas em testemunhos sedimentares. Nesse estudo, realizou-se a caracterização radioquímica das distribuições de 226Ra, 228Ra e 210Pb de uma coluna sedimentar denominada 1B (248 cm de comprimento), coletada na Baía do Almirantado, Antártica. A metodologia utilizada incluiu a lixiviação ácida de amostras de sedimentos, seguida de separação radioquímica sequencial de 226Ra e de 228Ra pela co-precipitação com Ba(Ra)SO4 e de 210Pb pela co-precipitação com PbCrO4. Todas as medidas foram realizadas pela contagem alfa e beta total dos precipitados obtidos, em um detector proporcional de fluxo gasoso de baixa radiação de fundo. As concentrações de atividade de 226Ra e 210Pb foram empregadas para se estimar a atividade de 210Pbnão-suportado presentes no perfil sedimentar 1B. Considerando-se as concentrações de atividade de 210Pbnão-suportado obtidas e a aplicação do modelo CIC(Constant Initial Concentration), foi possível determinar a taxa de sedimentação de 0,59±0,05 cm/ ano. / The natural radionuclides from radioactive series of 238U, 235U and 232Th have been applied as tracers in environmental studies for understanding the dynamics that occur in both marine and terrestrial environment, as for example, in research of oceanic processes and management of the coastal region. In the marine environment, these radionuclides can be used to estimate biogeochemical fluxes of marine particles and nutrients that occur in the water column as well as in the sediment. Several research works applied the distribution and the respective disequilibrium degree of natural radionuclides in the environment, including geochronological models for obtaining historical information on samples of certain sediment profile. In this study we performed a radiochemical characterization of the distribution of 226Ra, 228Ra and 210Pb from a sedimentary column called 1B (248 cm long) collected in the Admiralty Bay, Antarctic Peninsula region. The methodology used included the acid leaching of sediment samples followed by the radiochemical sequential separation of 226Ra and 228Ra by co-precipitation with Ba(Ra)SO4 and 210Pb by co-precipitation with PbCrO4. All measurements were carried out by counting of gross alpha and gross beta measures in a low background gas flow proportional detector. The activity concentrations of 226Ra and 210Pb were used to estimate the unsupported 210Pb activities present in sediment profile 1 B. Based on unsupported 210Pb data and the application of the CIC model (Constant Initial Concentration), it was possible to determine the sedimentation rate of 0.59 ± 0.05 cm /year.

INTRODUÇÃO: O câncer infantil é a primeira causa de morte em crianças, nos países desenvolvidos. Nos últimos 40 anos, graças ao desenvolvimento da Oncopediatria e de drogas como as antraciclinas (ATC), a taxa de cura tem atingido até 80%. Isto repercutiu em significativo aumento da sobrevida e, consequentemente, nos efeitos deletérios da quimioterapia com ATC, como a cardiotoxicidade. A fim de estudar os efeitos tardios da quimioterapia com ATC sobre o sistema nervoso cardíaco simpático (SNS), foi realizado estudo de cintilografia com 123I-mIBG (meta-iodobenzilguanedina ligado ao iodo123) e comparado com dose dos ATCs e fração de ejeção do ventrículo esquerdo (FEVE), através da ventriculografia radioisotópica (VR). As variáveis analisadas pela cintilografia com 123I-mIBG foram a relação coração/mediastino (C/M) e a taxa de clareamento (TC) que sinalizam o funcionamento neuronal cardíaco. MÉTODOS: realizado estudo transversal de pacientes assintomáticos submetidos à quimioterapia com ATC na infância e adolescência, com período de 2 a 21 anos, após o término do tratamento, e com ecocardiograma (ECO) normal. Dos 118 pacientes participantes recrutados, 27 foram excluídos (motivos: radioterapia torácica, desistência e uso de cardioprotetores). Os dados clínicos e patológicos dos 91 pacientes participantes foram coletados dos prontuários ou através de anamnese. Simultaneamente foi estudado um grupo controle (40 voluntários), e, com as avaliações de imagens com 123I-mIBG e VR, foi preenchida uma ficha de coleta padronizada previamente elaborada e digitada em banco de dados no Software IBM® SPSS® Statistics 20.0.1 for Windows, para posterior análise. Os achados dos pacientes foram analisados e comparados aos do grupo controle. RESULTADOS: Neste grupo, a média de acúmulo da 123I-mIBG - 3,5h, avaliada pela relação C/M, foi de 2,23 com IC [95%] (2,17-2,29). A média da TC foi de 10,27% com IC [95%] (7,52-13,03). Para ambas as informações, os valores apresentaram-se dentro da normalidade. Ao se comparar com o grupo controle (40 voluntários, 28 homens e 14 mulheres, idade: 3 a 36 anos), onde a relação C/M foi de 2,26 com IC [95%] (2,18-2,34) e a média da TC foi de 9,64% com IC [95%] (5,76-13,52), não houve diferença significativa. Ressalte-se que 6,6% do total de pacientes, apesar de não alterarem significativamente a média do grupo na análise estatística, apresentaram relação C/M <1,9 (valor considerado cut off). Em relação à variável FEVE da VR, houve uma diferença de -3,68, onde o p valor foi < 0,01 e o IC (-5,99; -1,37), sendo a FEVE do grupo de pacientes menor que a FEVE do grupo controle. CONCLUSÃO: Os valores da relação C/M e TC, encontrados com a cintilografia cardíaca com 123I-mIBG no grupo de pacientes, não mostraram diferença significativa com o grupo controle. No entanto, 6,6% dos pacientes submetidos ao tratamento com ATC apresentaram alterações neuronais cardíacas (relação C/M), abaixo do valor mínimo. Além disso, a média da FEVE foi menor, apesar de ainda encontrar-se com valores absolutos dentro da normalidade. Tais achados podem ser um indício de alterações clínicas relevantes no futuro / INTRODUCTION: Child cancer is the first cause of children\'s death in developed countries. In the last 40 years, thanks to the development of the pediatric oncology and drugs like the Anthracyclines (ATC), cure rate has reached up to 80%. This reflected a significant improvement in survival and as a consequence the deleterious effects from chemotherapy, like cardiotoxicity, has emerged. In order to study the later effects of the chemotherapy with ATC on the sympathetic nervous system (SNS) cardiac 123I-mIBG (123Imetaiodobenzylguanidine) scintigraphy was performed and compared to the left ventricle ejection fraction (LVEF), through radionuclide ventriculography (RV). The variables analized by the 123I-mIBG scintigraphy were the heart/mediastinum ratio (H/M) and the washout rate (WR). METHODS: This is a transversal study of asymptomatic patients undergoing ATC chemotherapy in childhood and adolescence, ages varying from 2 to 21 years after the end of the treatment and normal echocardiogram (ECO). From the 118 recruted participant subjects, 27 were excluded ( thoracic radiotherapy, abandonment and use of cardioprotectors). The clinical and pathological data from the 91 patients were collected from medical records or clinical history. A control group of 40 healthy volunteers(28 male, 14 females; ages varying from 3 to 36) was studied simultaneously and evaluated as well with 123I-mIBG and RV. All data collected were stored in a databank for later analysis, patients findings versus control group. RESULTS: In the patient group the average H/M ratio from the late 123I-mIBG image was 2,23 with CI [95%] (2,17-2,29), and average WR was 10,27% with CI [95%] (7,52-13,03). The control group had the H/M ratio of 2,26 with CI [95%] (2,18-2,34) and the WR rate of 9,64% with CI [95%] (5,76-13,52). The comparison between groups was not significant. However, it has to be highlighted that 6,6% of all the patients had abnormal H/M values which were below the cutoff considered of <1,9. On the other hand, when comparing the mean LVEF, there was a difference of -3,68 with p < 0,01 and CI (-5,99; -1,37), being the LVEF in the patient group lower than the control. CONCLUSION: Although there was no significance in the intergroup comparison for H/M and WR, there was a small proportion of patients who presented neuronal cardiac alterations (H/M ratio) below the minimum value. Besides that, the LVEF average was lower, despite still having absolute values within the normality. Such findings can be an indication of the clinical alterations as relevant in the future

A quantificação da atividade de radionuclídeos emissores de raios gama em amostras medidas por espectrometria gama com detectores HPGe depende da análise dos fotopicos presentes no espectro, especialmente da determinação exata das suas áreas líquidas. Tal análise é geralmente realizada com o auxílio de ferramentas de software proprietário. Este trabalho apresenta uma metodologia, descrição de algoritmos e um aplicativo de código aberto, denominado OpenGamma, para a busca e análise de fotopicos a fim de se obter seus parâmetros relevantes e as atividades dos radionuclídeos na amostra. A implementação computacional é distribuída sob licença aberta para o código principal e com o uso de pacotes de software aberto para o projeto da interface e para bibliotecas matemáticas. O procedimento para a busca de picos é realizado em três etapas. Primeiramente, executa-se uma pesquisa preliminar com o método da segunda diferença, que consiste na geração de um espectro derivado para a busca de picos candidatos. Na segunda etapa, calculam-se as larguras experimentais dos picos, dos quais escolhem-se aqueles bem formados e isolados para a obtenção da função de ajuste da largura vs. canal, por meio do método de Levenberg-Marquardt para ajustes não-lineares. Por fim, regiões do espectro com picos agrupados são delimitadas e novo ajuste não-linear é aplicado a cada região para a obtenção dos termos da linha de base e dos fotopicos. A partir destes termos, são calculadas as áreas líquidas dos picos. Para a determinação da atividade, curvas de calibração de eficiência previamente obtidas, bem como dados de transições gama dos radionuclídeos, são incorporadas ao código e aplicadas. O código foi escrito em linguagem C++ e a interface foi desenvolvida com a ferramenta Qt. Para as funções matemáticas e procedimentos de ajuste, foi usada a biblioteca científica GNU (GSL). A validação de código foi feita por meio da análise de: 1) espectros sintéticos de teste da AIEA, especialmente desenhados para a avaliação de desempenho de software; 2) espectros obtidos com amostras de exercícios de intercomparação e 3) espectros da rotina de trabalho do Laboratório de Radiometria Ambiental (LRA) do IPEN e analisados com o aplicativo comercial InterWinner. Os resultados obtidos são consistentes com os valores de referência e com aqueles obtidos pelo aplicativo citado, sugerindo que o código OpenGamma pode ser utilizado com segurança na espectrometria de raios gama de uso geral. / Radioactivity quantification of gamma-ray emitter radionuclides in samples measured by HPGe gamma-ray spectrometry relies on the analysis of the photopeaks present in the spectra, especially on the accurate determination of their net areas. Such a task is usually performed with the aid of proprietary software tools. This work presents a methodology, algorithm descriptions and an open source application, called OpenGamma, for the peak search and analysis in order to obtain the relevant peaks parameters and radionuclides activities. The computational implementation is released entirely in open-source license for the main code and with the use of open software packages for interface design and mathematical libraries. The procedure for the peak search is performed on a three step approach. Firstly a preliminary search is done by using the second-difference method, consisting in the generation of a derived spectrum in order to find candidate peaks. In the second step, the experimental peaks widths are assessed and well formed and isolated ones are chosen to obtain a FWHM vs. channel relationship, by application of the Levenberg-Marquardt minimization method for non-linear fitting. Lastly, regions of the spectrum with grouped peaks are marked and a non-linear fit is again applied to each region to obtain baseline and photopeaks terms; from these terms, peaks net areas are then assessed. For the activity determination, previously obtained efficiency calibration curves, as well as nuclides gamma-ray data, are incorporated in the code and applied. The code was developed in C++ language and the interface was developed with Qt GUI software toolkit. GNU scientific library, GSL, was employed to perform fitting procedures as needed. Validation of code was done by analyzing: 1) synthetic test spectra from IAEA, especially designed for software performance evaluation; 2) spectra obtained from samples of intercomparison exercises and 3) spectra from routine activities of the Environmental Radiometric Laboratory (LRA) at IPEN and analyzed with the commercial software package InterWinner. Results obtained are consistent with the reference values and with those obtained by the aforementioned package. The results suggest that the OpenGamma code could be safely used in general-purpose gamma-ray spectrometry.