VALDIR DE SOUZA CARVALHO
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Resumo IPEN-doc 24925 Caracterização de rejeitos radioativos sólidos na produção de sementes de iodo-125 para braquiterapia2017 - BARBOSA, N.K.O.; CARVALHO, V.S.; ROSTELATO, M.E.C.M.; VICENTE, R.; SOUZA, D.C.B.A braquiterapia é uma modalidade de radioterapia na qual uma fonte radioativa selada é colocada dentro ou próximo do órgão a ser tratado. As fontes de Iodo-125 são envidas por uma cápsula constituída de titânio. No Brasil, são importadas a um custo elevado sendo preciso cerca de 80 a 120 unidades para fazer cada tratamento. A produção destas fontes têm sido realizada, a nível de pesquisa, no Laboratório de Produção de Fontes para Radioterapia (LPFRT) localizado no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN), com a intenção de nacionalizar a produção e diminuir os custos. As sementes são produzidas dentro de três células de produção, e rejeitos radioativos serão gerados nessas células. Desenvolver uma metodologia para caracterizar os rejeitos radioativos sólidos gerados durante a produção de sementes de Iodo-125 para tratamento de braquiterapia no LPFRT. A metodologia consistiu na realização de cálculos específicos para estimativa de volume e massa de cada rejeito sólido gerado nas células de produção. Sendo possível estimar, por semana, quanto de rejeito entrará no depósito, qual o espaço que ele ocupará e também seu peso. Para este cálculo, foi levado em consideração a geometria dos rejeitos. Além disso, foi feito cálculo de decaimento radioativo para definir o tempo que o rejeito ficará armazenado, para posterior descarte no sistema de coleta. Outro cálculo de decaimento radioativo foi feito para que se estime o valor de decaimento das atividades já armazenadas, usando o resultado da soma das atividades presentes no depósito. A taxa de entrada e saída do armazenamento foi estimado durante 1 ano, somando a atividade dos rejeitos que serão colocados semanalmente com a atividade já existente dentro do depósito. Assim, foi possível determinar o tempo necessário para armazenamento dos rejeitos em depósito intermediário, seguindo normas. Após esse processo, é possível notar que a taxa de volume, massa e radioatividade, diminui conforme maior tempo de retenção dos rejeitos por conta da dispensa dos materiais; e também, há o decaimento da radioatividade já presente no depósito. Os rejeitos radioativos sólidos serão liberados semanalmente com a taxa de radioatividade final de 9,60x105Bq. Cada lote poderá ser dispensado em lixo urbano a partir de 111 semanas de armazenamento, sem afetar o meio ambiente e a saúde de humanos e animais que porventura, entre em contato com os rejeitos sólidos.Artigo IPEN-doc 24425 Radioactive waste management Goiânia - São Paulo: 30 years later2017 - SOUZA, D.C.B. de; GERALDO, B.; TESSARO, A.P.G.; ROSTELATO, M.E.C.M.; MARUMO, J.T.; CARVALHO, V.S.; BARBOSA, N.K.O.; VICENTE, R.Considered the largest urban radiological accident in the world, the accident in Goiânia with Cesium-137 resulted in the death of four people and injuries in another 49, besides measurable levels of internal or exter-nal contamination in 129. The accident generated also environmental contamination and thousands of tons of radioactive waste that resulted from the response activities. The accident occurred as a result of the disman-tling of an equipment of radiotherapy by employees of a junkyard. Before the accident was identified, con-taminated materials were sent to recycling companies in the state of São Paulo. The objective of this work was to report the existence of waste from Goiânia accident in the state of São Paulo and to check the estimat-ed activities at the time of the waste conditioning by measuring the current dose rates in waste packages, allowing a refinement of previously applied calculations.Artigo IPEN-doc 24424 Evaluation of Exhaust System for Gaseous Waste from the Source Production Laboratory for Radiotherapy – IPEN2017 - SOUZA, D.C.B. de; COSTA, O.L.; FEHER, A.; GERALDO, B.; CARVALHO, V.S.; BARBOSA, N.K.O.; VICENTE, R.; ZEITUNI, C.A.; ROSTELATO, M.E.C.M.Exhaust systems in fume hood for chemicals and hazardous materials as radioactive substances are of great importance for the protection of the Occupationally Exposed Individual and the environment. They protect against external contam-inations by particulate matter, volatile and against inhalation of radioactive gases. This work intends to evaluate the exhaustion system of the Laboratory of Production of Radioactive Sources at the Nuclear and Energy Research Institute (IPEN).Artigo IPEN-doc 24374 Waste management protocols for iridium-192 sources production laboratory used in cancer treatment in Brazil2017 - ROSTELATO, M.E.C.M.; SOUZA, D.C.B.; SOUZA, C.D.; ZEITUNI, C.A.; VICENTE, R.; COSTA, O.L.; RODRIGUES, B.T.; MOURA, J.A.; FEHER, A.; MOURA, E.S.; MARQUES, J.R.O.; CARVALHO, V.S.; NOGUEIRA, B.R.Objective: The iridium-192 wired sources production results in radioactive waste that needs to follow the guidelines. The aim of this study is to do a radioactive waste management of wastes from iridium-192 sources production laboratory used in cancer treatment in Brazil. Methods: The wire is acquired in an alloy form with 80% platinum and 20% iridium encapsulated with 100%. Electronic microscopy, X-ray fluorescence, and posterior iridium neutron activation (to determine contaminants) are performed to ensure quality. A 50-cm twisted wire is placed in an aluminum tube. The tube is sealed and place inside the reactor irradiator system and is left for decay during 30 hours to wait for the others undesired activation products to decay. The wire is prepared for treatment with 48 cm length with 192 mCi maximum activity. All the equipment use inside the hot cell must be calibrated every four months. All the waste must be removed from the hot cell. Results: The solid waste is previously characterized in the analysis phase. The contaminants are already known and they are insignificant due to their fast half-life. The iridium-192 half-life is 74.2 days, classified as very short half-life waste. The reminiscent activity is 8mCi. Conclusion: The radioactive waste generated during the I192 wires production is solid, was a short half-life and a weakly activity of 9.7 GBq.g-1. According to the standards, this activity is too high to be discarded into the environment (limit 10 Bq.g-1). The waste must be managed by the R&R (retain e retard) system.Resumo IPEN-doc 23721 Gerenciamento de rejeitos radioativos sólidos na produção de fontes de iodo-125 para braquiterapia2016 - BARBOSA, N.K.O.; CARVALHO, V.S.; SOUZA, C.D.; ROSTELATO, M.E.C.M.; SOUZA, D.C.B.A braquiterapia é conhecida como uma modalidade de radioterapia, na qual um elemento radioativo é colocado em proximidade ou dentro do órgão a ser tratado. Para tanto, são utilizados elementos radioativos específicos como o Iodo-125. As principais razões para sua indicação são: a abordagem menos invasiva (comparada com cirurgia), menor tempo de tratamento convalescença quando comparado à radioterapia externa. As doses de radiação são liberadas continuamente, durante o decaimento radioativo da fonte. No entanto, além dos gastos com a braquiterapia serem cada vez maiores, os rejeitos gerados nesse procedimento, possuem níveis de atividade maiores que os valores de eliminação e, consequentemente, devem ser segregados dos demais materiais para armazenagem e decaimento, tornando a gestão de tais rejeitos um desafio a ser solucionado. Desenvolver uma metodologia para caracterizar os rejeitos sólidos na produção de fontes de Iodo-125 para tratamento de braquiterapia. A metodologia aplicada consistiu na realização de cálculos específicos, relacionados à determinação da constante de decaimento, atividade radioativa residual, taxa de entrada de material radioativo em depósito, tempo de decaimento para atingir os níveis de dispensa e capacidade máxima da instalação de depósito após a produção de Iodo-125. Os dados foram coletados com base na linha de produção de fontes radioativas do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN). Os rejeitos radioativos gerados na produção das fontes de Iodo-125 consistem em papeis, seringas, luvas e outros materiais usados na cela de produção. A meia vida para o Iodo-125 é curta (<100 dias), a atividade gerada7 relatada está acima dos limites de dispensa estabelecidos pela CNEN (1x103 kBq/kq para rejeitos com menos de 1000kg). Portanto a retenção para posterior liberação será necessária. O volume mensal gerado é de aproximadamente 30.400cm3/mês podendo ser armazenado no próprio Instituto em um espaço devidamente blindado para o armazenamento temporário, permitindo até 10 anos de armazenamento desses rejeitos. O gerenciamento dos rejeitos contendo Iodo-125 consistiu no método reter e retardar (R&R). O armazenamento será realizado no próprio Instituto em uma sala reservada com espaço adequado para decaimento: cerca de 6 meses. Após esse período o rejeito poderá ser liberado em meio urbano, sem apresentar riscos ao meio ambiente.Resumo IPEN-doc 15516 Calibration of surface radioactive contamination detectors with beta and alpha radiation2006 - POTIENS, M.P.A.; COSTA, A.M.; CARVALHO, V.S.; CALDAS, L.V.E.Artigo IPEN-doc 13461 Calibracao de uma camara de extrapolacao PTW em dois sistemas padroes secundarios, com fontes de sup(90)Sr+sup(90)Y2008 - ANTONIO, PATRICIA L.; CARVALHO, VALDIR S.; CALDAS, LINDA V.E.Artigo IPEN-doc 10959 Medicao da dose de radiacao beta absorvida em arranjo experimental para amostras biologicas utilizando TLDs2004 - MANZOLI, J.E.; CARVALHO, V.S.; CERQUEIRA, E.J.G.Artigo IPEN-doc 17123 Development and implementation of an automated system exchange attenuators of the OB85/1 gamma irradiator2011 - SILVA JUNIOR, IREMAR A.; RAMOS, MARCIO A.G.; CARVALHO, VALDIR S.; DINIZ, RAPHAEL E.; CESCON, CLAUDINEI T.; VIVOLO, VITOR; POTIENS, MARIA da P.A.Artigo IPEN-doc 14762 Dependencia angular e energetica de monitores de radioprotecao para medidas de equivalente de dose ambiental para radiacao gama2009 - NONATO, FERNANDA B.C.; CARVALHO, VALDIR S.; DINIZ, RAPHAEL E.; CALDAS, LINDA V.E.