DAIANE CRISTINI BARBOSA DE SOUZA

DAIANE CRISTINI BARBOSA DE SOUZA

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Waste management protocols for Iridium-192 sources production laboratory used in cancer treatment
2016 - ROSTELATO, MARIA E.C.M.; SOUZA, CARLA D. de; SOUZA, DAIANE C.B. de; ZEITUNI, CARLOS A.; TIEZZI, RODRIGO; COSTA, OSVALDO L. da; RODRIGUES, BRUNA T.; MOURA, JOÃO A.; FEHER, ANSELMO; SORGATTI, ANDERSON; MOURA, EDUARDO S. de; MARQUES, JOSE R. de O.; SANTOS, RAFAEL M. dos; KARAM JUNIOR, DIB
Introduction: Brachytherapy is a form of treatment that uses radioactive seeds placed in contact or inside the region to be treated, maximizing the radiation dose inside the targeted areas. Iridium-192 is being used in brachytherapy since 1955. It presents emission energy in the “therapy region” (370keV) and is easily produced in a nuclear reactor (191Ir (n, γ) → 192Ir). Wires are an iridium-platinum alloy with 0.36 mm diameter and they can be cut in any needed length. They can be used in several types of cancer. The linear activity is between 1 mCi/cm (37 MBq/cm) and 4 mCi/cm (148 MBq/cm) with variations of 10% in 50 cm maximum. This activity values classified the treatment and low dose rate (0,4 à 2 Gy/h). The propose of this work is to present a waste management system in a cancer treatment radioactive sources production laboratory. Methodology and 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 waste activity is adds to 8mCi (2.96x108 Bq) per wire. According to the CNEN-NN 6.08 standard, that presents the discharge levels, the limit is 1 kBq.kg-1 (2.7x10-5 mCi.kg-1). The radioactive waste generated during the I192 wires production has a weakly activity of 9.7 GBq.g-1. According to the standards, this activity is too high to be discarded into the environment. The waste must be managed following the ALARA principal using the R&R (retain e retard) system, that means, temporary storage and posterior discharge. Since every 4 months, maintenance is performed inside the hot cell used for production, the waste must be removed. Using the equation: 𝐴 = 𝐿 λ (1 − 𝑒−λt), the total calculated activity is 1.68 x 1016 Bq and 4.8 g mass at the end of each 4 months period. This amount is stored inside a shielding device that has 212.37 cm3 volume. The waste will take 9.8 years (calculated by 𝐴 = 𝐴0(𝑒−λt)) to decay to the discharge levels. To store 30 devices during 10 years, a space with 6,370 cm3 is necessary. The laboratory has enough space for this storage. Thus, the radioactive waste management can be performed through the R&R (retain and retard) system safely.
Caracterização de embalados de rejeitos radioativos utilizando Microshield
2019 - SILVA, RODRIGO A. da; SUKADOLNIK, MIKAELL P.; TESSARO, ANA P.G.; SOUZA, DAIANE C.B. de; VICENTE, ROBERTO
Na extração de petróleo, há presença significativa de material radioativo de origem natural e, por isso, as empresas que realizam esse trabalho devem atender as normas de proteção radiológica estabelecidas pela Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN). Determinar a concentração radioisotópica em rejeitos radioativos é um passo fundamental no processo de caracterização dos rejeitos e é essencial no tratamento, no transporte e na eliminação deles. Este estudo consistiu na utilização de medidas das taxas de dose e cálculos para estimativa do conteúdo radioativo presente em tambores com rejeitos provenientes da indústria de petróleo. Foi utilizado o programa para cálculo de blindagem Microshield. Os principais resultados obtidos foram os valores de taxa de dose e a espectrometria de emissão gama. O método baseado na medição das taxas de exposição em torno de embalados fornece boas aproximações quando as informações sobre emissores gama presentes nos embalados de rejeitos são obtidos por espectrometria gama.
Caracterização de rejeitos radioativos sólidos na produção de sementes de iodo-125 para braquiterapia
2017 - 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.
Waste management protocols for iridium-192 sources production laboratory used in cancer treatment in Brazil
2017 - 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.
Application of radiological imaging methods to radioactive waste characterization
2013 - TESSARO, ANA P.G.; SOUZA, DAIANE C.B. de; VICENTE, ROBERTO
Wipe sampling - review of the literature
2011 - SOUZA, DAIANE C.B. de; VICENTE, ROBERTO