RUANYTO WILLY CORREIA
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Resumo IPEN-doc 30012 Cálculo da contaminação de iodo-126 na produção do iodo-1252023 - MEDEIROS, I.; TALACIMON, C.; TEODORO, L.; RIGO, M.; RODRIGUES, P.; CORREIA, R.; ROSERO, W.; ROSTELATO, M.; ZEITUNI, C.Introdução: O interesse no radionuclídeo iodo-125 baseia-se em sua variabilidade em aplicações médicas, dentre elas a braquiterapia. Ele pode ser gerado em reator nuclear, porém neste processo forma-se também o iodo-126, subproduto indesejável. Este trabalho tem como objetivo avaliar a contaminação do iodo-126 no iodo-125 gerado no reator IEA-R1 do IPEN, para ser utilizado em sementes para tratamento de câncer. Materiais e Métodos: Para obter o iodo-125, irradiou-se cápsulas contendo o gás xenônio-124 no reator IEA-R1. Recuperou-se o gás de interesse por meio de uma solução de hidróxido de sódio (NaOH). As amostras foram analisadas por um detector de germânio hiperpuro (HPGe) para verificar a proporção de iodo-125 e iodo-126 gerados. Nota-se que o iodo-126 gera gamas de 388,6 keV e 668,3 keV que atrapalha o uso do iodo-125 em aplicações médicas. Resultados e Discussões: O iodo-125 produzido apresentou pureza radionuclídica maior que 99%. É necessário que a quantidade de iodo-126 seja no máximo de 0,9%. Conclusões: A produção no reator IEA-R1, as cápsulas de irradiação adotadas e o sistema de detecção se mostraram adequados. A validação deste processo mostra que o IPEN possui autonomia para produzir iodo-125 e utilizá-lo em aplicações da medicina nuclear.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.Capítulo IPEN-doc 28747 Análise da pureza radioativa de iodo-125 produzido no reator nuclear IEA-R1 pelo método de espectrometria gama e comparação com a exigência internacional2022 - CORREIA, RUANYTO W.; ZEITUNI, CARLOS A.Neste trabalho, uma metodologia teórico-experimental foi desenvolvida para análise de iodo-125 por espectrometria gama no Detector de Germânio de Alta Pureza (HPGe) da ORTEC. As amostras de iodo-125 foram produzidas por ativação neutrônica no reator nuclear IEA-R1 a partir de xenônio-124 encapsulado em compartimentos de alumínio sob o fluxo da ordem de 5x1013 nêutrons.cm-2.s-1 por um período de 60 horas. Depois de serem irradiadas, as capsulas foram abertas e lavadas em meio alcalino para extração do iodo depositado nas paredes internas. A amostra final foi armazenada em frascos padrões de acrílico para a análise em espectrometria gama. Para calibração do HPGe as eficiências no fotopico foram medidas entre 0 e 700 keV usando uma fonte de calibração certificada (bário-133) com atividade bem conhecida. A curva de eficiência foi determinada para uma faixa de energia que cobrisse a região de interesse para o iodo-125e os subprodutos gerados na reação nuclear. No processo de ativação, iodo-126 foi formado como subproduto indesejado, e esse radionuclídeo foi medido. Com o detector calibrado, foi feita a análise da pureza radionuclídica das amostras para certificar os padrões de qualidade internacionais estabelecidos para medicamentos radioativos.Artigo IPEN-doc 28351 New model for an epoxy-based brachytherapy source to be used in spinal cancer treatment2021 - SILVA, JOSE T.; SOUZA, CARLA D. de; ANGELOCCI, LUCAS V.; ROSERO, WILMMER A.A.; NOGUEIRA, BEATRIZ R.; CORREIA, RUANYTO W.; ZEITUNI, CARLOS A.; ROSTELATO, MARIA E.C.M.The present work described the cold fabrication of a P-32 radioactive source to be used in CNS cancer using epoxy resin. The epoxy plaque fabricated with Teflon mold presented better agreement. MCNP simulation evaluated the radiation dose. Special attention was given to factors that can impact dose distribution. Average dose was 16.44 ± 2.89% cGy/s. Differences of less than 0.01 cm in thickness within the plaque lead to differences of up to 12% in the dose rate.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.