JAMILLE DA SILVEIRA ALMEIDA

JAMILLE DA SILVEIRA ALMEIDA

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Dosimetric characterization of 3D printed for 137Cs gamma rays
2021 - ALMEIDA, J.S.; VILLANI, D.; POTIENS, M.P. A.; WILLEGAIGON, J.
The aim this paper is characterize materials for 3D printed with different infill percentages for 137Cs gamma rays. The RAISE 3D PRO2 printer was used to print PLA and ABS plates. Using a 137Cs source, the attenuation coefficient was obtained by the transmission method and results compared with PMMA. The readings were performed by a Radcal ionization chamber, model 10X6-6. The results of attenuation coefficients show that the PLA filament demonstrated a equivalent behavior to PMMA. The PLA plates exhibits an increase in radiation transmission when reduces the infilling, and ABS printing achieved same results for all infills.
Evaluation of biokinetics and dosimetry in [131I]-NaI therapies
2020 - LIMA, B.L.; ALMEIDA, J.S.; POTIENS, M.P.A.; PELISSONI, R.A.; SAPIENZA, M.T.; BUCHPIGUEL, C.A.; WILLEGAIGNON, J.
This study evaluate the possibility of restricting the current image quantification (ROI) from the whole body to a small area in thigh for therapy planning. Whole body planar images were obtained from 13 patients after the administration of 131I tracer dose, and OLINDA/EXM software was used for internal dose calculation. The average value of half-life time was 16.46 ± 3.45 h in whole body quantification, compared to 14.07 ± 2.89 h in thigh. The average absorbed dose in bone marrow from the whole body quantification was 0.0519 ± 0.0250 mGy/MBq, whilst the absorbed dose provided by the thigh quantification represented 87% of this value, with up to 95% in time reduction for dose calculation. Such doses become similar when a correction factor of 1.13 is applied in thigh dose results (p=0.67), which is within the variation coefficient assumed to internal dosimetry (20%). This study shows the possibility of a significant time reduction in internal dose calculation applied to therapy planning.
Dosimetric characterization of 3D printed for 137Cs gamma rays
2019 - ALMEIDA, J.S.; VILLANI, D.; POTIENS, M.P.A.; WILLEGAIGON, J.
The aim this paper is characterize materials for 3D printed with different infill percentages for 137Cs gamma rays. The RAISE 3D PRO2 printer was used to print PLA and ABS plates. Using a 137Cs source, the attenuation coefficient was obtained by the transmission method and results compared with PMMA. The readings were performed by a Radcal ionization chamber, model 10X6-6. The results of attenuation coefficients show that the PLA filament demonstrated a equivalent behavior to PMMA. The PLA plates exhibits an increase in radiation transmission when reduces the infilling, and ABS printing achieved same results for all infills.
Evaluation of biokinetics and dosimetry in [131I]-NaI therapies
2019 - LIMA, B.L.; ALMEIDA, J.S.; POTIENS, M.P.A.; PELISSONI, R.A.; SAPIENZA, M.T.; BUCHPIGUEL, C.A.; WILLEGAIGON, J.
Standardization of 32P radioactive solution
2017 - MARQUES, C.P.; KOSKINAS, M.F.; ALMEIDA, J.S.; YAMAZAKI, I.M.; DIAS, M.S.
The standardization solution using three different methods is presented. The disintegration rate was determined by the CIEMAT/NIST and TDCR methods in liquid scintillator systems and self-absorption extrapolation method using 4(PC)- system. The results obtained for the activity of the 32P solution were compared and they agree within experi- mental uncertainties.
Gamma-ray impurities of 111In, 201Tl, 177Lu and 99mTc determined by means of a HPGE spectrometer
2017 - KOSKINAS, MARINA F.; ALMEIDA, JAMILLE da S.; MOREIRA, DENISE S.; SEMMLER, RENATO; DIAS, MAURO da S.
This work aims to present the radioactive impurities gamma rays emitters detected in some radiopharmaceuticals widely applied to diagnosis and therapy purposes, supplied to nuclear medicine services in Brazil by the Radiopharmaceutical Center(CR) of Nuclear and Energy Research Institute, IPEN, in São Paulo. The analysis was undertaken by means of an HPGe gamma spectrometer. The radiopharceuticals analyzed were: 111In, 201Tl, 177Lu and 99mTc.
Estudo das impurezas radioativas gama emissoras presentes nos radiofármacos produzidos no IPEN-CNEN/SP
2017 - ALMEIDA, JAMILLE da S.
Este trabalho tem como objetivo investigar a concentração de impurezas radioativas gama emissoras presentes nas soluções dos radiofármacos produzidos no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN em São Paulo. Para que este radiofármaco possa ser utilizado adequadamente, sua qualidade deve ser avaliada de acordo com os procedimentos estabelecidos de acordo com os \"Requisitos Gerais para a Competência de Laboratórios de Teste e Calibração\", ISO / IEC 17025: 2005 e pelas \"Boas Práticas de Fabricação\" (BPF), controladas pela ANVISA (Agência Nacional de Vigilância Sanitária), no Brasil. Para determinar a atividade, dos radiofármacos das impurezas gama emissoras, foi utilizado um espectrômetro gama de alta resolução em duas distâncias fonte-detector; uma de 18 cm e outra de 1,7 cm. Para a distância de 18 cm, o espectrômetro HPGe foi calibrado com energias gama entre 81 kev e 1408 kev, medindo ampolas seladas de 60Co, 133Ba, 137Cs e 152Eu, padronizadas no Laboratório de Metrologia Nuclear (LMN) do IPEN. Para impurezas com baixas atividades, utilizou a distância fontedetector de 1,7 cm. A esta distância, o efeito soma em cascata é muito elevado, tornando difícil a medição das ampolas de calibração padrão, com isso, a curva de eficiência do espectrômetro foi obtida por um código de simulação de Monte Carlo, desenvolvido no IPEN. Neste código, todos os detalhes do sistema de detecção são modelados e as curvas de resposta para raios X e raios gama são calculadas pelo código de transporte de radiação MCNPX. Os espectros gama foram analisados pelo programa Alpino, que aplica o método de integração numérica da área sob os fotopicos de absorção total. Para as impurezas gama emissoras não detectadas visualmente, os limites de detecção foram calculados a partir da taxa de contagem de fundo, sob a área do pico de interesse. As soluções radioativas analisadas foram 67Ga,99Mo, 99mTc, 111In, 131I, 153Sm, 177Lu e 201Tl. Os resultados da relação entre a atividade do radionuclídeo em análise e as impurezas identificadas apresentaram acordo com os certificados de análise dos fabricantes, assim como, com as especificações da ANVISA.
Impurity determination in 153Sm by means of a High Purity Germanium spectrometer
2016 - ALMEIDA, JAMILLE da S.; KOSKINAS, MARINA F.; MARQUES, CAIO P.; MOREIRA, DENISE S.; DIAS, MAURO da S.
Neste trabalho, a impureza radionuclídica de longa duração 152Eu, presente na solução de 153Sm, foi medida por meio de um espectrômetro de HPGe, calibrado na faixa de energia entre 81 e 1408 keV por meio de soluções padronizadas em ampolas seladas de 60Co, 133Ba, 137Cs e 152Eu. A razão entre as atividades do 152Eu e do 153Sm resultou 5,2x10-6. Este valor é menor que o limite estabelecido pelo controle de qualidade.
Standardization of 32P radioactive solution
2016 - MARQUES, CAIO P.; KOSKINAS, MARINA F.; ALMEIDA, JAMILLE da S.; YAMAZAKI, IONE M.; DIAS, MAURO da S.
The standardization of 32P radioactive solution using three different methods is presented. The disintegration rate was determined by the CIEMAT/NIST and TDCR methods in liquid scintillator systems and self-absorption extrapolation method using PC) system. The results obtained for the activity of the 32P solution were compared and they agree within the experimental uncertainties.