Estudo dos parâmetros dosimétricos de sementes de Iodo-125 desenvolvidas pelo IPEN-CNEN/SP utilizadas em braquiterapia por simulação computacional pelo método de Monte Carlo

As expectativas da Organização Mundial de Saúde para o ano de 2030 são que o número de mortes por câncer seja de aproximadamente 13,2 milhões, evidenciando a elevada parcela desta doença no problema de saúde mundial. Com relação ao câncer de próstata, de acordo com o Instituto Nacional do Câncer, o número de casos diagnosticados no mundo em 2012 foi de aproximadamente 1,1 milhão, enquanto que no Brasil os dados indicam a incidência de 68 mil novos casos. O tratamento deste tipo de neoplasia pode ser realizado com cirurgia (prostatectomia) ou radioterapia. Dentre a radioterapia, podemos destacar a técnica de braquiterapia, a qual consiste na introdução (implante) de pequenas fontes radioativas (sementes) no interior da próstata, onde será entregue um valor elevado de dose no volume de tratamento e baixa dose nos tecidos ao redor. No Brasil, a classe médica estima uma demanda de aproximadamente 8000 sementes/mês, sendo o custo unitário de cada semente de pelo menos U$ 26,00. A Associação Americana de Físicos na Medicina publicou alguns documentos descrevendo quais parâmetros e análises devem ser realizadas para avaliações da distribuição de dose, como por exemplo, os parâmetros Constante de taxa de dose, Função radial e Função de anisotropia. Estes parâmetros podem ser obtidos através de medidas experimentais da distribuição de dose ou por simulações computacionais. Neste trabalho foram determinados os parâmetros dosimétricos da semente OncoSeed-6711 da empresa Oncura-GEHealthcare e da semente desenvolvida pelo Grupo de Dosimetria de Fontes de Braquiterapia do Centro de Tecnologia das Radiações (CTR IPEN-CNEN/SP) por simulação computacional da distribuição de dose utilizando o código MCNP5, baseado no Método de Monte Carlo. A semente 6711 foi modelada, assim como um sistema dosimétrico constituído por um objeto simulador cúbico de 30x30x30 cm3 preenchido com água. Os valores obtidos da semente 6711 foram comparados com alguns apresentados na literatura, onde o parâmetro Constante de taxa de dose apresentou erro relativo em relação ao valor publicado no TG- 43 de 0,1%, sendo que os outros parâmetros analisados também apresentaram boa concordância com os valores publicados na literatura. Deste modo, pode-se considerar que os parâmetros utilizados nas simulações (espectro, modelagem geométrica e avaliação de resultados) estão compatíveis com outros estudos, sendo estes parâmetros também utilizados nas simulações da semente do IPEN. Considerando as análises de incerteza estatística, os valores obtidos da semente do IPEN são semelhantes aos valores da semente 6711.

Desenvolvimento de dispositivo movimentador automatizado de amostras com vista à aplicação em medidas de radioosótopos que possuem curto tempo de meia-vida

Medidas de espectroscopia gama de alta resolução têm diversas aplicações. Aplicações envolvendo medidas de radioisótopos de meia-vida curta podem apresentar problemas de baixa precisão nas contagens quando a fonte radioativa está distante do detector e de perda de acurácia por efeitos de tempo morto e empilhamento de pulsos em situação de altas taxas de contagens. Um modo de minimizar esses problemas é alterando a posição da fonte radioativa durante o processo de medição, aproximando-a do detector conforme sua atividade diminui e assim maximizando o número de contagens medidas. Neste trabalho, foi desenvolvido o Movimentador de Amostras Radioativas Automatizado (MARA), um aparato de baixo custo, feito com materiais de baixo número atômico e leve, projetado e construído para auxiliar nas medidas de espectroscopia gama, capaz de controlar a distância entre a fonte e o detector, permitindo inclusive que ocorra alteração dessa distância durante o processo de medição. Por ser automatizado ele otimiza o tempo do operador, que tem total liberdade para criar suas rotinas de medidas no dispositivo, além de evitar que o mesmo tome uma parcela da dose radioativa. Foi também feita uma interface que permite controle do MARA e a programação do sistema de aquisição de dados. Foram realizados testes para otimização da operação do sistema MARA e foi verificada a segurança de operação do MARA, não apresentando nenhuma falha durante seus testes. Foi aplicado o teste de repetitividade, por meio de medições com uma fonte calibrada de 60Co, e verificou-se que o sistema de movimentação de prateleiras automatizado reproduziu os resultados do sistema estático com confiabilidade de 95%.

Evolução das doses no ambiente do Reator IEA-R1 e tendências com base nos resultados atuais

O Ipen/Cnen-SP possui um Reator de Pesquisa(IEA-R1) em operação desde 1957. Ele utiliza água leve como blindagem, moderador e como fluido refrigerante, o volume desta piscina é de 273m3. Até 1995 a operação do Reator era descontinua, ou seja, operava diariamente sendo desligado no final do dia, a uma potência de 2,0 MW. A partir daquele ano, após algumas modificações de segurança, o Reator passou a operar de forma continua, ou seja, de segunda-feira a quarta-feira sem ser desligado, totalizando 64 horas semanais. A potência também foi aumentando até 4,5 MW em 2012. Em virtude dessas alterações, a saber, operação contínua e do aumento da potência, as doses dos trabalhadores aumentaram e por isso foram realizados vários estudos para diminui-las. Estudos demonstraram que uma das principais limitações para operação de um reator em potência elevada, provém das radiações gama emitidas pelo sódio-24. Outros elementos como magnésio-27, Alumínio-28, Argônio-51, contribuem de forma considerável para a atividade da água da piscina. A introdução de uma camada de água quente em sua superfície, estável e isenta de elementos radioativos com 1,5m a 2m de espessura constituiria uma blindagem às radiações provenientes dos elementos radioativos dissolvidos na água. Estudos de otimização provaram que a instalação da camada quente não era necessária para o regime e potência atual de operação do Reator, pois outros procedimentos adotados eram mais eficazes. A partir desta decisão o serviço de Proteção Radiológica do Reator IEA-R1, montou um programa de avaliação das doses para certificar-se de que elas se mantinham em valores razoáveis baseados em princípios estabelecidos em normas nacionais e internacionais. O intuito deste trabalho é realizar uma análise das doses individuais dos IOE (Individuo Ocupacionalmente Expostos), considerando as mudanças no regime de operação do Reator e sugerir opções de proteção e segurança, viáveis em primeira instância, para reduzir as doses analisadas, visando se chegar aos níveis de referencia de 3 mSv/ano adotados pela instalação em apreço.

Avaliação da radioatividade natural em tintas de uso comercial no Brasil

A radioatividade natural presente em solos, rochas e materiais de construção, devida ao 40K e às séries radioativas do 232Th e 238U é a principal contribuição à exposição externa aos seres humanos. Neste trabalho, determinou-se as concentrações de atividade de 226Ra (da série do 238U), 232Th e 40K presentes em 50 amostras de tintas látex de cor branca comercializadas no Brasil, especificamente, 15 do tipo econômico, 15 do tipo standard, 20 do tipo premium e em uma amostra de dióxido de titânio. As amostras foram seladas e armazenadas por um período mínimo de 30 dias para se alcançar o equilíbrio radioativo secular nas séries do 238U e do 232Th e medidas pela técnica analítica de espectrometria gama de alta resolução. As concentrações de atividade foram calculadas utilizando-se as médias ponderadas pelas incertezas do 214Pb e 214Bi para o 226Ra e médias ponderadas pelas incertezas do 228Ac, 212Pb e 212Bi para o 232Th. A concentração de atividade do 40K foi determinada pela sua transição única de 1460,8 keV. Fatores de autoatenuação gama foram calculados e utilizados para correção da concentração de atividade das amostras com densidade maior que 1,0 g.cm-3. Os índices radiológicos equivalente em rádio (Raeq), índice de concentração de atividade (Iγ), índice de risco à exposição gama interna (Hin), o índice de risco à exposição gama externa (Hex) e a taxa de dose (D) e dose efetiva anual (Def) foram calculados a partir das concentrações de atividade do 226Ra, 232Th e 40K. As concentrações de atividade de 226Ra das tintas variaram entre valores abaixo da atividade mínima detectável e 38,7 Bq.kg-1, as de 232Th variaram entre valores abaixo da atividade mínima detectável e 101,2 Bq.kg-1 e as de 40K variaram entre valores abaixo da atividade mínima detectável e 256 Bq.kg-1. O Raeq variou entre 1,41 Bq.kg-1 e 203 Bq.kg-1, o Iγ variou entre 0,0047 e 0,720, o Hin variou entre 0,0076 e 0,653 e o Hex variou entre 0,0038 e 0,549. A taxa de dose variou de 0,170 nGy.h-1 a 21,3 nGy.h-1 e a dose efetiva anual variou entre 0,83 μSv.a-1 e 104,2 μSv.a-1. Estes resultados mostram que as concentrações de atividades das tintas utilizadas neste estudo estão abaixo dos limites recomendados por Hassan et al. para Raeq (370 Bq.kg-1), pela Comissão Européia para o Iγ (limite de 2 para materiais superficiais) e pela Organização para Cooperação Econômica e Desenvolvimento para Hin e para Hex (ambos com limite de 1), para todas as 50 amostras estudadas, mostrando assim a segurança destas tintas com relação a proteção radiológica.

Uma técnica automática baseada em morfologia matemática para a medida de sinal de imagens de cDNA

O objetivo deste trabalho é apresentar uma técnica automática baseada em morfologia matemática para medida de sinal em imagens de cDNA desenvolvida no BIOINFO,em parceria com o Instituto Ludwig de Pesquisa contra o Câncer. A tecnologia de lâminas de cDNA é um processo baseado em hibridização que possibilita observar a concentração relativa de mRNA de amostras de tecidos analisando a luminosidade de sinais fluorescentes ou radioativos. Hibridização é o processo bioquímico onde duas fitas de ácido nucleico com seqüências complementares se combinam. A técnica apresentada permite o cálculo da expressão gênica com alto grau de automação, podendo o usuário corrigir com facilidade eventuais erros de segmentação. O usuário interage com o programa apenas para selecionar as imagens e inserir os dados de geometria da lâmina. A estratégia de solução usada tem três fases: gradeamento dos blocos, gradeamento dos spots e segmentação dos spots. Todas as fases utilizam filtros morfológicos e as fases de gradeamento possuem um passo final de correção baseado nos dados de geometria da lâmina o que aumenta a robustez do processo, que funciona bem mesmo em imagens ruidosas.

Fabricação e caracterização de detector de Barreira de superfície a partir de substrato de silício comercial

Neste trabalho foram desenvolvidos detectores de radiação Barreira de superfície de silício que fossem capazes de detectar a presença da radiação gama de baixa energia proveniente de sementes de iodo-125 utilizada em tratamentos de braquiterapia. A partir de substratos comerciais de silício foram desenvolvidos os detectores, de uma sequência que partiu de tratamentos químicos nas superfícies destes substratos com a intenção de minimizar os possíveis ruídos gerados, validação das amostras obtidas como diodos, assegurando características detectoras, e a efetiva utilização como detector para fontes radioativas de iodo-125 com energia em torno de 25 kev e amerício-251 com energia na ordem de 59 kev. Finalizou realizando a análise dos espectros de energia obtidos e assim foi possível observar a capacidade destes detectores para mensuração da energia proveniente destas sementes.

Avaliação dos níveis de radiação ambiental no laboratório de tomografia por emissão de pósitrons acoplada a tomografia computadorizada, microPET/CT

O sistema microPET/CT é um importante equipamento utilizado nas pesquisas de imagem diagnóstica em pequenos animais. O radiofármaco mais usado nesta tecnologia é o fluordeoxiglicose marcado com flúor-18. Este estudo tem como objetivo efetuar o controle radiológico no laboratório de pesquisa microPET/CT do Centro de Radiofarmácia do IPEN-CNEN/SP, de forma a satisfazer tanto as normas nacionais como as recomendações internacionais. O laboratório está classificado pela equipe de radioproteção da instalação como área supervisionada, nas quais embora não seja obrigatória a adoção de medidas específicas de proteção e segurança, devem ser submetidas reavaliações regulares das condições do ambiente de trabalho. Visando assegurar a proteção radiológica dos trabalhadores diretamente envolvidos no manuseio do equipamento, realizou-se o monitoramento do local de trabalho e a avaliação do controle de dose individual. Inicialmente foi feito o monitoramento pré-operacional, isto é, o levantamento radiométrico no laboratório. Além disso, mediu-se nível de radiação externa nas instalações do laboratório e suas adjacências, por meio da colocação de nove dosímetros termoluminescentes (TL) de CaSO4:Dy, em locais previamente selecionados. Os indivíduos ocupacionalmente expostos foram avaliados mensalmente por meio do uso de dosímetros TL posicionados no tórax e por medidas de corpo inteiro, tomadas a cada seis meses. O período do estudo foi de dois anos, com início em abril de 2014. Para o controle do microPET/CT realizou-se testes de desempenho de acordo com o protocolo padrão do equipamento e em conformidade com a norma desenvolvida pela força tarefa para estudos com PET em animais Animal PET Standard Task Force. O presente estudo permitiu demonstrar que os níveis de radiação das áreas (estimativas de dose ambiente e dose efetiva), assim como a blindagem do equipamento estão adequados de acordo com os limites da exposição ocupacional. Ressalta-se a importância de se seguir rigorosamente os princípios de radioproteção, já que se trata de pesquisas com fontes radioativas não seladas.

Systematic investigation of projectile fragmentation using beams of unstable B and C isotopes

Background: Models describing nuclear fragmentation and fragmentation fission deliver important input for planning nuclear physics experiments and future radioactive ion beam facilities. These models are usually benchmarked against data from stable beam experiments. In the future, two-step fragmentation reactions with exotic nuclei as stepping stones are a promising tool for reaching the most neutron-rich nuclei, creating a need for models to describe also these reactions. Purpose: We want to extend the presently available data on fragmentation reactions towards the light exotic region on the nuclear chart. Furthermore, we want to improve the understanding of projectile fragmentation especially for unstable isotopes. Method: We have measured projectile fragments from (10,12-18C) and B10-15 isotopes colliding with a carbon target. These measurements were all performed within one experiment, which gives rise to a very consistent data set. We compare our data to model calculations. Results: One-proton removal cross sections with different final neutron numbers (1 pxn) for relativistic C-10,C-12-18 and B10-15 isotopes impinging on a carbon target. Comparing model calculations to the data, we find that the EPAX code is not able to describe the data satisfactorily. Using ABRABLA07 on the other hand, we find that the average excitation energy per abraded nucleon needs to be decreased from 27 MeV to 8.1 MeV. With that decrease ABRABLA07 describes the data surprisingly well. Conclusions: Extending the available data towards light unstable nuclei with a consistent set of new data has allowed a systematic investigation of the role of the excitation energy induced in projectile fragmentation. Most striking is the apparent mass dependence of the average excitation energy per abraded nucleon. Nevertheless, this parameter, which has been related to final-state interactions, requires further study.

Fail-Safe Testing of Web Applications

This dissertation introduces an approach to generate tests to test fail-safe behavior for web applications. We apply the approach to a commercial web application. We build models for both behavioral and mitigation requirements. We create mitigation tests from an existing functional black box test suite by determining failure type and points of failure in the test suite and weaving required mitigation based on weaving rules to generate a test suite that tests proper mitigation of failures. A genetic algorithm (GA) is used to determine points of failure and type of failure that needs to be tested. Mitigation test paths are woven into the behavioral test at the point of failure based on failure specific weaving rules. A simulator was developed to evaluate choice of parameters for the genetic algorithm. We showed how to tune the fitness function and performed tuning experiments for GA to determine what values to use for exploration weight and prospecting weight. We found that higher defect densities make prospecting and mining more successful, while lower mitigation defect densities need more exploration. We compare efficiency and effectiveness of the approach. First, the GA approach is compared to random selection. The results show that the GA performance was better than random selection and that the approach was robust when the search space increased. Second, we compare the GA against four coverage criteria. The results of comparison show that test requirements generated by a genetic algorithm (GA) are more efficient than three of the four coverage criteria for large search spaces. They are equally effective. For small search spaces, the genetic algorithm is less effective than three of the four coverage criteria. The fourth coverage criteria is too weak and unable to find all defects in almost all cases. We also present a large case study of a mortgage system at one of our industrial partners and show how we formalize the approach. We evaluate the use of a GA to create test requirements. The evaluation includes choice of initial population, multiplicity of runs and a discussion of the cost of evaluating fitness. Finally, we build a selective regression testing approach based on types of changes (add, delete, or modify) that could occur in the behavioral model, the fault model, the mitigation models, the weaving rules, and the state-event matrix. We provide a systematic method by showing the formalization steps for each type of change to the various models.

The Exploration and Development of Alternative Management Strategies for Mining and Recreational Activities Atop Mount Antero and Mount White; Chaffee County, Colorado

The Mount Antero/White area is a popular prospecting area. Recent expansions in the recreation economy is drawing more visitors to the area. Consequently, visitors may be placing unsustainable pressures on the landscape. In order to help rectify this, the legal, ecological, geologic, aesthetic, recreational, historic, social, and economic character of the Antero/White area has been identified. Four feasible management alternatives have also been recognized. They are a) take no new management actions, b) prohibit motorized activities in the area, c) develop a mineralogical park, and d) a combination of options b and c. Option C has been defended, as it best balances the desires of area users with the underlying ecological and geological character of the area.

Radiactividad natural de los materiales de construcción. Aplicación al hormigón. Parte I. Radiación externa: índice de riesgo radiactivo

El presente artículo analiza aspectos relacionados con el concepto de radiactividad natural, profundizando en los tipos de radiactividad existente en los materiales naturales radiactivos NORM (“Naturally Occurring Radioactive Materials”) utilizados en la construcción, así como sus fuentes e infl uencias. Este es un artículo que se presenta como la primera parte de un trabajo sobre la radiactividad natural de los materiales de construcción, cuya segunda parte hace referencia a la radiación interna debida al gas radón emitido de manera natural por dichos materiales y se publica por los mismos autores, en esta misma revista. Se aborda la necesidad de establecer criterios de control en este tipo de materiales y se analiza el establecimiento de diferentes índices de riesgo según los distintos países. Al mismo tiempo, se realiza un recorrido por el marco normativo, tanto internacional como nacional, relativo a estos materiales NORM. El presente trabajo es parte de la tesis doctoral de la primera autora del mismo, Beatriz Piedecausa García, a quien el resto de autores agradece su esfuerzo para preparar el texto que ahora se publica y la autorización y las facilidades ofrecidas para acceder a su trabajo.

Medidas de radón en espacios de trabajo subterráneos del Campus de la Universidad de Alicante

Las medidas del gas radiactivo radón en lugares de trabajo subterráneos del Campus de la Universidad de Alicante fueron realizadas mediante dispositivos E-PERM® de corto plazo durante el invierno de 2010 y el verano de 2011. Las concentraciones de radón obtenidas muestran valores máximos de 73,8 Bq/m3 en invierno y 84,0 Bq/m3 en verano, así como una media aritmética de 30,3 Bq/m3. Aunque no se abordan concentraciones medias anuales, todos los resultados se encuentran por debajo de los valores recogidos en la Recomendación 90/143/EURATOM de la Comisión Europea relativa a la protección de la población contra los peligros de una exposición al radón en el interior de edificios así como los establecidos por la Instrucción IS-33 del Consejo de Seguridad Nuclear en lugares de trabajo, contribuyendo a la evaluación de la distribución de radón a nivel nacional y prestando atención a los problemas que este gas puede ocasionar en espacios subterráneos.

Radon gas. Environmental concentration measures and remediation actions in exposed buildings

The main contribution to the radiological impact from natural radiation received by general population is due to the emission of radon (222Rn). The objective of this project is the study of radon gas as a radioactive element in our buildings (existing and future constructions) to avoid its influence in interior rooms. The proposed methodology reflects different aspects of natural radioactivity in buildings, their sources, their control criteria and regulatory framework; aspects related to the presence of radon in our constructions, entryways, measurement methodology for indoor environmental concentration are studied; other protection solutions and remediation measures in both existing buildings and new construction projects are analyzed. In conclusion, the paper presents previous evaluation tools, the analysis of existing concentration and the choice of the most appropriate mitigation / remediation measures depending on each case, through the establishment of different architectural proposals to plan actions against radon where necessary.

Background Measurement Techniques and Sensitivity Studies for the SNO+ Neutrinoless Double Beta Decay Search

The control of radioactive backgrounds will be key in the search for neutrinoless double beta decay at the SNO+ experiment. Several aspects of the SNO+ back- grounds have been studied. The SNO+ tellurium purification process may require ultra low background ethanol as a reagent. A low background assay technique for ethanol was developed and used to identify a source of ethanol with measured 238U and 232Th concentrations below 2.8 10^-13 g/g and 10^-14 g/g respectively. It was also determined that at least 99:997% of the ethanol can be removed from the purified tellurium using forced air ow in order to reduce 14C contamination. In addition, a quality-control technique using an oxygen sensor was studied to monitor 222Rn contamination due to air leaking into the SNO+ scintillator during transport. The expected sensitivity of the technique is 0.1mBq/L or better depending on the oxygen sensor used. Finally, the dependence of SNO+ neutrinoless double beta decay sensitivity on internal background levels was studied using Monte Carlo simulation. The half-life limit to neutrinoless double beta decay of 130Te after 3 years of operation was found to be 4.8 1025 years under default conditions.

Carcinoma da tiróide

Trabalho Final do Curso de Mestrado Integrado em Medicina, Faculdade de Medicina, Universidade de Lisboa, 2014