Abstract: O fosfogesso é um resíduo da indústria de fertilizantes fosfatados que concentra radionuclídeos naturais. Neste trabalho foi estudada a taxa de exalação de 222Rn em placas e tijolos de fosfogesso, visando sua utilização na construção de residências. Para tanto, foram determinadas a taxa de exalação de 222Rn por meio da técnica da câmara de acumulação com detectores sólidos de traços nucleares (SSNTD) inseridos em uma câmara de difusão e a dose efetiva para um indivíduo habitando uma residência construída com esses materiais. A título de comparação foi também determinada a taxa de exalação teórica, por meio do modelo proposto pela UNSCEAR, a partir da concentração de 226Ra nas placas e tijolos de fosfogesso. A contribuição do revestimento na superfície dos materiais para a diminuição da taxa de exalação de radônio foi também avaliada. Foram estudados placas e tijolos fabricados com fosfogesso das empresas Bunge Fertilizantes, Ultrafertil e Fosfertil e tijolos fabricados com gesso comum. Os valores médios obtidos foram 0,19 0,06 Bq m-2 h-1, 1,3 0,3 Bq m-2 h-1 e 0,41 0,07 Bq m-2 h-1 para as placas fabricadas com fosfogesso proveniente das empresas Bunge, Ultrafertil e Fosfertil, respectivamente. Já para os tijolos de fosfogesso, os valores foram 0,11 0,01 Bq m-2 h-1, 1,2 0,6 Bq m-2 h-1, 0,47 0,15 Bq m-2 h-1, para o fosfogesso da Bunge, Ultrafertil e Fosfertil. O tijolo fabricado com gesso comum apresentou valor médio de 0,18 0,08 Bq m-2 h-1. As doses efetivas anuais para um indivíduo habitando uma residência construída como os tijolos ou placas de fosfogesso de qualquer uma das procedências ficaram abaixo do limite de dose efetiva para indivíduos do público de 1 mSva-1 estabelecido pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica.

Palavras-Chave: phosphate rocks; gypsum; fertilizers; bricks; radon; exhalation; natural radioactivity; radiation doses; dose limits; radiation protection

Abstract: 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.

Palavras-Chave: layers; hot-water processes; fluid injection processes; fluid-structure interactions; reactor cores; pool type reactors; surface waters; gamma radiation; dosimetry; radiation doses; dose equivalents; dose limits; dose rates; dose-response relationships; personnel monitoring; radiation protection laws; safety standards; iear-1 reactor; brazil

Abstract: A radioimunoterapia (RIT) faz uso de anticorpos monoclonais conjugados com radionuclídeos emissores α ou β-, ambos para terapia. O tratamento baseia-se na irradiação e destruição do tumor, preservando os órgãos normais quanto ao excesso de radiação. Radionuclídeos emissores β- como 90Y, 131I, 177Lu e 188Re, são úteis para o desenvolvimento de radiofármacos terapêuticos e, quando associados a AcM como o Anti-CD20 são importantes principalmente para o tratamento de Linfomas Não Hodgkins (LNH). 188Re (Eβ- = 2,12 MeV; Eγ= 155 keV; t1/2 = 16,9 h) é um radionuclídeo atrativo para RIT. O Centro de Radiofarmácia do IPEN possui um projeto que visa a produção do radiofármaco 188Re-Anti-CD20. Com isso,este estudo foi proposto para avaliar a eficácia desta técnica de marcação para tratamento em termos compartimentais e dosimétricos. O objetivo deste trabalho consistiu na compararação da marcação do AcM anti-CD20 com 188Re com a marcação do anticorpo com 90Y, 131I, 177Lu e 99mTc (pelas suas características químicas similares) e 211At, 213Bi, 223Ra e 225Ac. Através do estudo de técnicas de marcação relatadas em literatura, foi proposto um modelo compartimental para avaliação de sua farmacocinética e estudos dosimétricos, de alto interesse para a terapia. A revisão de dados publicados na literatura, possibilitou demonstrar diferentes procedimentos de marcação, rendimentos de marcação, tempo de reação, impurezas e estudos de biodistribuição. O resultado do estudo mostra uma cinética favorável para o 188Re, pelas suas características físicas e químicas frente aos demais radionuclídeos avaliados. O estudo compartimental proposto descreve o metabolismo do 188Re-anti-CD20 através de um modelo compartimental mamilar, que pela sua análise farmacocinética, realizada em comparação aos produtos marcados com emissores β-: 131I-antiCD20, 177Lu-anti-CD20, o emissor γ 99mTc-anti-CD20 e o emissor α 211At-Anti-CD20, apresentou uma constante de eliminação de aproximadamente 0,05 horas-1 no sangue do animal. A avaliação dosimétrica do 188Re-Anti-CD20 foi realizada através de duas metodologias: pelo método de Monte Carlo e pelo uso de uma fonte pontual β- através da Fórmula de Loevinger via programa Excel. Através da Fórmula de Loevinger fez-se a validação do método de Monte Carlo para a dosimetria do 188Re-Anti-CD20 e dos demais produtos. As doses e as taxas de doses obtidas pelos dois métodos foram avaliadas em comparação à dosimetria do 90Y-Anti-CD20, 131I-Anti-CD20 e do 177Lu-Anti-CD20, obtidas pela mesma metodologia. O estudo de dose foi realizado utilizando modelos matemáticos considerando um camundongo nude de 25g, simulando diferentes tamanhos de tumor e diferentes formas de distribuição do produto dentro do animal. De acordo com os resultados obtidos, pela energia de emissão β-, 188Re-Anti-CD20 apresenta maior deposição de energia para tumores volumosos em relação aos demais produtos avaliados. Em uma simulação com 100% do produto captado pelo tumor, 89% da dose total manteve-se absorvida pelo tumor, preservando a integridade de ógãos críticos como coração (2%), pulmões (5%), coluna (4%), fígado (0,014%) e rins (0,0007%). Em uma simulação onde há uma biodistribuição do produto no organismo do animal, 38% da dose total é absorvida pelo tumor e >3% é absorvida pela coluna. Nessa situação mais próxima da realidade, a extrapolação dos dados para um humano de 70kg, mostrou que a dose absorvida no tumor corresponde a cerca de 33%; na coluna 7% e o coração receberia uma dose de 35% do total. A análise compartimental e dosimétrica apresentada neste trabalho, realizada através do uso de um modelo animal para o 188Re-Anti-CD20 mostra que o produto desenvolvido e apresentado em literatura é candidato promissor para a RIT.

Palavras-Chave: antigens; antigen-antibody reactions; rhenium 188; yttrium 90; iodine 131; lutetium 177; technetium 99; astatine 211; bismuth 213; radium 223; actinium 225; physical chemistry; labelled compounds; radiation dose distributions; dose limits; dosimetry; monte carlo method; calculation methods; tumor cells; neoplasms; radiotherapy; immunotherapy; radioimmunotherapy; radionuclide kinetics