RUANYTO WILLY CORREIA
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Resumo IPEN-doc 29454 Avaliação do método produtivo de placas de epóxi com fósforo-32 para o tratamento do câncer espinhal e intracranial por braquiterapia2022 - SILVA, J.T.; NOGUEIRA, B.R.; ANGELOCCI, L.V.; SOUZA, C.D.; TEODORO, L.E.; SOUZA, P.D.; RODRIGUES, B.T.; CORREIA, R.W.; SANTOS, H.N. dos; ZEITUNI, C.A.; ROSTELATO, M.E.A braquiterapia é uma modalidade de radioterapia utilizada no tratamento do câncer. Nessa modalidade, a fonte radioativa é posiciona junto ao tumor ou bem próxima a ele. A dose de radiação é entregue de forma contínua em um período curto de tempo (fontes temporárias) ou em períodos mais longos durante todo o decaimento radioativo do material (fontes permanentes). A maior vantagem da braquiterapia, é o fato da fonte estar bem próxima ao tumor o que significa que a região alvo recebe a maior parte da dose protegendo os tecidos sadios adjacentes à região tumoral. Shtrombakh et. al. trabalharam com césio-137 e verificaram que o uso do epóxi para a imobilização de fontes radiativas ocorreu sem vazamento por dois anos de testes. Pesquisas realizadas nos Estados Unidos por Folkert et. al. mostraram que placas flexíveis incorporadas com fósforo-32 são alternativas para o tratamento de câncer do sistema nervoso central na fase intraoperatória. No presente trabalho foi avaliada a uniformidade da placa de resina epóxi a partir de uma metodologia desenvolvida no Laboratório de fontes para Braquiterapia do IPEN/CNEN- SP. Vários testes foram realizados para determinar o melhor molde para a fabricação da placa. Concluiu-se que o politetrafluoretileno (PTFE), que comercialmente é conhecido como teflon foi o que obteve melhor resultado, devido a facilidade para desenformar a fonte após o processo de cura da resina. As placas de epóxi foram produzidas a resina 2220 e catalisador 3154 (Avipol), à proporção de 2:1 (massa). Para simular o material radioativo, ácido clorídrico (HCl) equivalente a 5 % da massa total (resina + catalisador) é acrescentado. O processo de cura da resina epóxi foi durante 24 h sob temperatura ambiente. As espessuras das placas foram medidas chegando-se a um valor médio de 0,300 mm ± 0,070. As medidas foram efetuadas com micrômetro medindo-se 10 pontos de cada placa. As medidas de largura e comprimento não foram realizadas, pois esses parâmetros não influenciam na uniformidade da dose. Para que a distribuição da atividade do fósforo-32 fosse estipulada, uma simulação por Método de Monte Carlo utilizando o código MCNP foi realizada. A variação máxima de dose ao longo da placa, considerando uma espessura totalmente uniforme de 0,300 mm, resultou em < 0,5 % até 0,5 cm antes da borda. O resultado da simulação mostra que com uma placa de espessura uniforme, a tendência da distribuição de dose seja homogênea. Pautando-se nos resultados, as placas de polímero epóxi se mostram viáveis para o uso em braquiterapia, sendo que o próximo passo do trabalho será os testes com material radioativo, a avaliação por métodos dosimétricos físicos e computacionais.Dissertação IPEN-doc 28020 Análise da pureza radioativa de iodo-125 produzido no reator nuclear IEA-R1 pelo método de espectrometria gama e comparação com a exigência internacional2021 - CORREIA, RUANYTO W.Com a finalidade de otimizar a produção, a irradiação e a quantificação de iodo-125 utilizado na confecção de sementes de iodo para braquiterapia, uma metodologia teórico-experimental foi aplicada baseada no procedimento proposto por COSTA, O. L., 2015, em que iodo-125 é obtido via ativação neutrônica no reator nuclear IEA-R1 a partir da irradiação de xenônio-124 encapsulado em compartimentos de alumínio. Após todo o preparo das amostras seguindo o processo descrito, iniciou-se o processo de irradiação sob o fluxo de nêutrons da ordem de 1013 nêutrons.cm-2.s-1 por diferentes períodos de tempo. Foram irradiadas seis cápsulas (duas contendo Xe-124 natural e quatro contendo Xe-124 enriquecido 99,9%) a fim de comparar a atividade total produzida variando o parâmetro de enriquecimento da amostra. Depois de serem irradiadas, as capsulas foram abertas e lavadas em meio alcalino aquecido para extração do iodo depositado nas paredes internas. As soluções geradas foram armazenadas em diferentes frascos padrões de acrílico, nomeadas e quantificadas via espectrometria gama com Detector de Germânio Hiperpuro (HPGe ORTEC modelo GEM-C5970-B) para determinação da pureza do radionuclídeo de interesse. Para calibração do HPGe foi aplicada uma metodologia experimental utilizando uma fonte de calibração certificada de bário-133 com atividade bem conhecida em que as eficiências dos fotopicos energéticos foram medidos entre 0 - 667 keV. As curvas de eficiência foram determinadas para uma faixa de energia que cobrissem toda a região de interesse espectral para o iodo-125 e seus subprodutos gerados na reação nuclear, além disso, elas foram construídas para diferentes distâncias da janela do detector e dimensões do frasco padrão de análise. No processo de ativação, iodo-126 foi formado como subproduto indesejado, esse radionuclídeo foi quantificado e sua atividade determinada. Finalmente, foi possível determinar a pureza radionuclídica do iodo-125 e compará-la com as exigências internacionais de qualidade que regulam a produção de medicamentos radioativos.