REATOR MULTIPROPÓSITO BRASILEIRO RELATÓRIO GRUPO1 02/10/2008

REATOR MULTIPROPÓSITO BRASILEIRO RELATÓRIO GRUPO1 02/10/2008 1. Radioisótopos para uso em Saúde - Injetáveis A Medicina Nuclear tem como campo de atuação a aplicação clínica de materiais radioativos no diagnóstico e terapia de pacientes. Os radioisótopos, que podem ser produzidos em Reatores Nucleares ou Aceleradores de Partículas, como o Cíclotron, são escolhidos pelas suas características de decaimento favoráveis e podem ser utilizados na sua forma química mais simples ou, então, incorporados a uma variedade de substâncias ou moléculas sintetizadas, escolhidas pelas propriedades bioquímicas, fisiológicas e metabólicas favoráveis, tornando-se, assim, um fármaco adequado ou radiofármaco. O Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN), vinculado à Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), órgão do Ministério da Ciência e Tecnologia (MCT), é o centro, no Brasil, responsável pela produção e distribuição de radioisótopos e radiofármacos para uso em Medicina Nuclear. A própria história da Medicina Nuclear no Brasil é extremamente ligada a estas atividades do IPEN. O IPEN iniciou as atividades de produção de radioisótopos, para uso na Medicina Nuclear, no final de 1959, distribuindo a primeira partida de 131 I, produzido no Reator Nuclear IEA-R1, do próprio Instituto, para diagnóstico da função tireoidiana. Ao longo dos anos, e com o avanço das técnicas diagnósticas e terapêuticas, novos radioisótopos produzidos em Reator Nuclear e seus radiofármacos foram incorporados à prática médica. Dentre eles destaca-se o gerador de 99 Mo- 99m Tc, que fornece o radioisótopo mais utilizado em diagnóstico em Medicina Nuclear, o 99mTc, que marca facilmente uma série de conjuntos de reativos liofilizados (kits). Estes kits, marcados com 99m Tc, hoje em número de 15 produzidos no IPEN, permitem a visualização e estudo dinâmico do funcionamento de uma série de órgãos e sistemas no corpo humano. O 131 I se estabeleceu para o diagnóstico e terapia de problemas relacionados à glândula tireóide. Moléculas marcadas com 131 I, como a MIBG- 131 I e hipuran- 131 I permitem o diagnóstico e terapia de outras doenças. Moléculas marcadas com 51 Cr também foram incorporadas à produção rotineira do IPEN. Mais recentemente, uma classe de radioisótopos emissores de partículas β - se tornaram extremamente importantes em aplicações terapêuticas. Atualmente o IPEN produz radiofármacos preparados com 153 Sm, 177 Lu e 90 Y para aplicações terapêuticas. Outros radioisótopos de interesse futuro para o preparo de radiofármacos, produzidos no Reator Nuclear, são o 166 Ho e o 188 Re, na forma do gerador de 188 W- 188 Re. Além deles, as microesferas marcadas com 166 Ho, 90 Y e 32 P tem uso potencial em Medicina Nuclear. Hoje o 32 P é distribuído em 2 formas químicas diferentes para aplicações em pesquisas biológicas. Nas condições atuais do Reator IEA-R1 do IPEN, hoje se produz 100% da demanda de 153 Sm e cerca de 50% da demanda de 131 I. 1

1.1. Mo-99 Método de produção: O Mo-99 (66 h) será produzido pela reação de fissão nuclear do U-235, utilizando alvos de U-235 com baixo enriquecimento (LEU). A metodologia a ser empregada será a desenvolvida pela Argentina, cuja cooperação e parceria será buscada. A metodologia emprega como alvos placas de U-Al de LEU (19,90%), com dissolução básica. Cada alvo contém cerca de 1,4g de U-235 com dimensões de 1,5 mm de espessura, 35 mm de largura e 130 mm de altura. O processo leva cerca de 15 horas, com rendimento entre 65 e 70%. O tempo total de irradiação é de 120 horas com fluxo médio de 2x10 14 n.cm -2.s -1. A atividade específica é maior que 5000 Ci/g Mo (carregador). Demanda atual: Produção semanal atendendo a demanda de 455 Ci com calibração para segunda-feira as 08:00. Considerando que o Mo-99 começa a ser processado para a produção dos geradores na quinta-feira anterior, às 08:00, isto significa que a atividade necessária será de 1250 Ci. Considerando um período de resfriamento dos alvos de U- 235 de 12 horas e cerca de 15 horas de processamento e purificação do Mo-99 cujo rendimento é de cerca de 70%, será necessária uma atividade total de cerca de 3000 Ci de Mo-99 no fim da irradiação (EOI). Demanda futura: Aumento de 50% em 7 anos. Evolução da Distribuição de Gerador de Tecnécio 25.000.000 Atividade (mci) 20.000.000 15.000.000 mci 10.000.000 5.000.000-2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 Ano 2

Necessidades para produção: A Tabela 1 mostra os cenários de produção de Mo-99 quando da irradiação de 1 g de U-235 por alvo de U-Al. Tabela 1: Cenários de produção de Mo-99 Tempo de Fluxo térmico Atividade de Mo-99 Número de alvos irradiação (horas) (n.cm -2.s -1 ) (Ci) no EOI para 3000 Ci 120 2x10 14 237 13 144 2x10 14 257 12 168 2x10 14 279 11 120 5x10 14 593 5 144 5x10 14 644 4,5 168 5x10 14 698 4,3 Se a massa de U-235 for de 1,4 g por alvo, os números de alvos diminuem para 9 no pior caso acima e 3 no melhor caso. Deve-se lembrar que esses números refletem a demanda atual de Mo-99. Atividade específica: o Mo-99 deve ter atividade específica maior que 5000 Ci/g Mo (carregador). Sistema de Produção: As celas de processamento de Mo-99 devem ser instaladas no próprio prédio do Reator, que deve contar também com estrutura para o controle de qualidade do Mo-99. Depois de liberado, o Mo-99 será transportado em blindagens adequadas para o IPEN. É necessário a criação de uma planta piloto de produção de Mo-99 no IPEN, para que seu desenvolvimento siga em paralelo com a construção do Reator. 1.2. I-131 Método de produção: O I-131 (8 d) será produzido pela reação de fissão nuclear do U- 235, utilizando alvos de U-235 com baixo enriquecimento (LEU). A metodologia a ser empregada será a desenvolvida pela Argentina, cuja cooperação e parceria será buscada. A produção do I-131 é encarada como um subproduto da produção do Mo-99. Demanda atual: Produção semanal atendendo a demanda de 40 Ci com calibração para quarta-feira as 08:00. Considerando que o I-131 começa a ser processado para a também na quinta-feira anterior, às 08:00, isto significa que a atividade necessária será de 70 Ci. Considerando um período de resfriamento dos alvos de U-235 de 12 horas e cerca de 15 horas de processamento e purificação do I-131 cujo rendimento é de cerca de 70%, será necessária uma atividade total de cerca de 100 Ci de I-131 no fim da irradiação (EOI). 3

Demanda futura: Aumento de 180% em 7 anos. Evolução da Distribuição de I-131 (em solução e em cápsula) 2.500.000 2.000.000 mci 1.500.000 1.000.000 500.000-2000 2001 2002 2003 2004 2005 2006 2007 2008 Ano Atividade (mci) Necessidades para produção: A Tabela 2 mostra os cenários de produção de I-131 quando da irradiação de 1 g de U-235 por alvo de U-Al. Tabela 2: Cenários de produção de I-131 Tempo de Fluxo térmico Atividade de I-131 Número de alvos irradiação (horas) (n.cm -2.s -1 ) (Ci) no EOI para 3000 Ci 120 2x10 14 53 2 144 2x10 14 62 2 168 2x10 14 72 2 120 5x10 14 133 1 144 5x10 14 155 1 168 5x10 14 180 1 Fica claro que em qualquer cenário de produção de Mo-99 será produzida atividade suficiente de I-131 para atender a demanda atual e os cenários de produção futura. Atividade específica: o I-131 deve ter atividade específica maior que 6 Ci/mg I. Sistema de Produção: As celas de processamento de Mo-99 e I-131 devem ser instaladas no próprio prédio do Reator, que deve contar também com estrutura para o controle de qualidade do I-131. Depois de liberado, o I-131 será transportado em blindagens adequadas para o IPEN. É necessária a criação de uma planta piloto de produção de Mo-99 e I-131 no IPEN, para que seu desenvolvimento siga em paralelo com a construção do Reator. 1.3. Cr-51 Método de produção: O Cr-51 (27,7 d) será produzido pela reação 50 Cr(n,γ) 51 Cr, irradiando-se alvos de Cr enriquecido em 50 Cr (80%) 4

Demanda atual: Produção quinzenal atendendo a demanda de 100 mci. Demanda futura: Pouco aumento de demanda, estável. Necessidades para produção: A Tabela 3 mostra os cenários de produção de Cr-51 quando da irradiação de 1 mg de Cr-50. Tabela 3: Cenários de produção de Cr-51 Tempo de irradiação Fluxo térmico (n.cm -2.s -1 ) Atividade de Cr-51 (mci) no (horas) EOI 120 2x10 14 98 168 2x10 14 134 120 5x10 14 245 168 5x10 14 335 A demanda atual de Cr-51 pode ser atingida sem problemas, e a atividade específica requerida pode ser atingida se os alvos forem irradiados em 2 ou mais ciclos de 5 ou 7 dias de irradiação. Atividade específica: o Cr-51 deve ter atividade específica maior que 500 mci/mg Cr. 1.4. P-32 Método de produção: O P-32 (14,2 d) será produzido pela reação 32 S(n,p) 32 P, irradiando-se alvos de S natural (abundância do 32 S natural de 95,02%). Demanda atual: Produção quinzenal atendendo a demanda de 250 mci. Demanda futura: Pouco aumento de demanda, estável. Necessidades para produção: A irradiação de 1 g de S natural com fluxo de nêutrons rápidos de 1x10 14 n.cm -2.s -1 levará a produção de 707 mci de P-32 e 945 mci de P-32 para tempos de irradiação de 120 e 168 horas, respectivamente. A demanda atual de P- 32 pode ser atingida sem problemas. Atividade específica: o P-32, livre de carregador, tem atividade específica teórica de 290 Ci/g P. 5

1.5. Sm-153 Método de produção: O Sm-153 (46,3 h) será produzido pela reação 152 Sm(n, γ) 153 Sm, irradiando-se alvos de Sm enriquecido em 152 Sm (96%). Demanda atual: Produção quinzenal atendendo a demanda de 3 Ci. Demanda futura: Incerto Necessidades para produção: A irradiação de 15 mg de 152 Sm com fluxo de nêutrons térmicos de 1x10 13 n.cm -2.s -1 por 48 horas no Reator IEA-R1 do IPEN atende toda a demanda de Sm-153. No novo Reator a demanda, mesmo com uma projeção de aumento muito grande, será alcançada facilmente, em quaisquer cenários. Atividade específica: o Sm-153 deve ter atividade específica maior que 200 mci/mg Sm. 1.6. Lu-177 Método de produção: O Lu-177 (6,71 d) será produzido pela reação 176 Lu(n, γ) 177 Lu, irradiando-se alvos de Lu enriquecido em 176 Lu (> 40%). Demanda atual: Produção semanal atendendo a demanda de 2 Ci. Demanda futura: Aumento grande de demanda, algo como 50% a cada 5 anos. Necessidades para produção: Para se atingir a atividade específica mínima de 21 Ci Lu-177/mg de Lu deve-se irradiar o alvo de Lu enriquecido em um fluxo de 5x10 14 n.cm -2.s -1 por cerca de 10 dias. Outro cenário é a irradiação em um fluxo de 2x10 14 n.cm -2.s -1 por 40 dias com enriquecimento de Lu-176 de no mínimo 60%. Atividade específica: o Lu-177 deve ter atividade específica maior que 21 Ci/mg Lu.. 6

1.7. Ho-166 Método de produção: O Ho-166 (26,9 h) será produzido pela reação 165 Ho(n,γ) 166 Ho, irradiando-se alvos de Ho natural, que tem 100% do isótopo Ho-165. Demanda atual: Atualmente o Ho-166 não é produto de catálogo do IPEN. Existe um interesse grande neste radioisótopo para marcação de microesferas para terapia de hepatocarcinomas. Demanda futura: Incerta Necessidades para produção: Ao se irradiar 1 mg de Ho natural com um fluxo de nêutrons de 2x10 14 n.cm -2.s -1 por 5 dias será produzido 1,23 Ci de Ho-166, atividade específica mais do que suficiente para a marcação de microesferas.. Atividade específica: o Ho-166 deve ter atividade específica maior que 100 mci/mg Ho.. 1.8. Y-90 Método de produção: O Y-90 (64 h) pode ser produzido de 2 maneiras: livre de carregador, através de um gerador 90 Sr (30 anos)/ 90 Y ou pela reação 89 Y(n,γ) 90 Y. A demanda de marcação de moléculas hoje atendida pelo IPEN necessita que o Y-90 seja produzido livre de carregador. O pai do Y-90, o Sr-90, é produto de reprocessamento do combustível de U, o que não faz parte do planejamento estratégico do RMB. Para marcação de microesferas a ativação neutrônica pode ser considerada. Demanda atual: Produção semanal atendendo a demanda de 100 mci. Demanda futura: Incerta Necessidades para produção: Ao se irradiar 1 mg de Y natural com um fluxo de nêutrons de 2x10 14 n.cm -2.s -1 por 5 dias será produzido 34 mci de Y-90, subindo para 99 mci com o fluxo de 5x10 14 n.cm -2.s -1 por 7 dias, atividade suficiente para a marcação de microesferas.. Atividade específica: não definida 7

1.9. W-188 Método de produção: O W-188 (69,4 d), pai de importante radioterápico, o Re-188 (16,9 h), é produzido pela reação de dupla captura 186 W(2n,γ) 188 W. Demanda atual: Demanda futura: incerta Necessidades para produção: Ao se irradiar 1 g de W-186 com um fluxo de nêutrons de 2x10 14 n.cm -2.s -1 por 60 dias será produzido 60 mci de W-188, suficiente para determinados tipos de geradores. Atividade específica: A atividade específica necessária para os geradores é de 1 Ci W- 188/ g W-186, que só é conseguido com fluxos acima de 1x10 15 n.cm -2.s -1. Porém, é possível produzir geradores com sistema de concentração de Re-188 usando W-188 de baixa atividade específica, de pelo menos 20 mci W-188/mg W-186. 2. Radioisótopos para uso em Saúde - Braquiterapia 2.1. IODO-125 (60 d) Importância: Utilizado principalmente no tratamento de câncer de próstata, cerebral, oftálmico e de pulmão. Representa nos EUA a maior parte dos tratamentos de câncer de próstata em substituição ao tratamento cirúrgico. Consumo atual: aproximadamente 3.000 sementes mês, porém sem o pagamento do tratamento pelo SUS. Totalizando aproximadamente 4,0 Ci/mês. Consumo esperado: expectativa de demanda pela produção nacional de 8.000 sementes mês, necessitando de 9,5~10,0 Ci/mês. Necessidades para produção: 5,0g de Xe-124 para 15 h de irradiação durante 3 a 5 dias num fluxo térmico aproximado de 5.10 12 n/cm 2.s produzirá aproximadamente 8,0Ci de iodo-125. Com limite superior de produção de 6,0g de Xe-124 com fluxo térmico de 2.10 13 n/cm 2.s por até 5 dias por 15h/dia. Por dispositivo de irradiação. A reação de produção será 124 Xe(n,γ) 125 Xe => 125 Xe(β + ) 125 I Atividade específica: Como o material será posteriormente manipulado quimicamente, não há necessidade de um valor de atividade específica. Atividade total: até 10,0Ci por mês. 8

Sistema de Produção: O dispositivo de irradiação é composto por duas câmaras interligadas, sendo a primeira localizada no núcleo do reator e a segunda, dentro da piscina do reator, porém afastada do fluxo de nêutrons. Estas duas câmaras devem ser refrigeradas por nitrogênio líquido e gelo-seco. Na segunda câmara, o iodo-125 será retirado por lavagem com solução aquosa. Esta lavagem já é feita dentro de uma glovebox. Ou seja, a câmara dois é retirada do sistema e colocada dentro da glove-box a cada lote de produção. Recomenda-se que todo o sistema esteja numa caixa de contenção estanque, caso haja vazamento de gás. 2.2. IRÍDIO-192 (74 d) Importância: Utilizado na forma de fios e de pellets para tratamento de câncer. Consumo atual: existem cerca de 64 equipamentos para tratamento de câncer, que utilizam estas fontes, operando no país. Cada equipamento necessita de 3 a 4 trocas de fontes por ano. Totalizando hoje 3.840 Ci/ano. Consumo esperado: por comunicação oral com pessoas da área, seria recomendável que o país tivesse aproximadamente 200 equipamentos operacionais. Totalizando uma expectativa de demanda de 12.000 Ci/ano. Necessidades para produção: cada pellet tem aproximadamente 0,0225g de irídio enriquecido em irídio-191. Com enriquecimento de 80%, precisaremos de 220 horas de irradiação num fluxo de 7.10 14 n/cm 2.s ou 300 horas num fluxo de 5.10 14 n/cm 2.s ou 870 horas num fluxo de 2.10 14 n/cm 2.s. A reação de produção será 191 Ir(n,γ) 192 Ir. Atividade específica: Atividade esperada de 667 Ci/g de material. Atividade total: até 12.000 Ci por ano. Sistema de Produção: O dispositivo de irradiação é composto por um motor rotativo ligado ao equipamento de irradiação com prateleiras onde serão acomodados os coelhos. 3. Radioisótopos para uso em Indústria 3.1. IRÍDIO-192 Industrial Importância: Utilizado na forma de discos para gamagrafia industrial. Consumo atual: O IPEN/CNEN-SP é o único fornecedor atual do material no Brasil, assim, os discos são adquiridos irradiados da MDS Nordion, e montadas as fontes no instituto. Anualmente, a demanda é de aproximadamente 24.000 Ci. 9

Consumo esperado: nos últimos anos, tem-se percebido um crescimento na utilização deste material de aproximadamente 20%, assim, espera-se uma demanda 30.000Ci/ano. Necessidades para produção: cada disco tem aproximadamente 0,0325g de irídio. Precisaremos de aproximadamente 120 horas de irradiação num fluxo de 7.10 14 n/cm 2.s ou 220 horas num fluxo de 5.10 14 n/cm 2.s ou 450 horas num fluxo de 2.10 14 n/cm 2.s. A reação de produção será 191 Ir(n,γ) 192 Ir. Atividade específica: Atividade esperada de 15 Ci/disco de material. Ou de 463 Ci/g. Atividade total: até 30.000 Ci por ano. Sistema de Produção: por ser um disco, muito fino, o dispositivo de irradiação não necessita estar ligado a um motor rotativo, como no caso médico. Assim, não é requerido nenhum dispositivo especial de irradiação. Recomenda-se somente que os discos sejam irradiados faceando o núcleo do reator. 3.2. COBALTO-60 (5,27a) Importância: Se pudermos produzir fontes com atividade da ordem de curies, utilizaremos o reator RMB para confeccionar lápis de cobalto-60 para irradiadores. Numa produção com atividade na faixa de milicuries de cobalto, podemos utilizar na indústria para medidores de nível e de espessura, para perfilagem de colunas de destilação. Consumo atual: Caso o reator RMB nos possibilite a produção de lápis de cobalto-60 para irradiadores, o consumo atual do irradiador multi-propósito do IPEN/CNEN-SP consome por ano aproximadamente 200.000 Ci. E os outros irradiadores nacionais aproximadamente 650.000 Ci/ano somente para reposição das fontes dos irradiadores existentes. Ou seja, espera-se aproximadamente de 850.000 a 1.000.000 Ci/ano. Este consumo é anual causado pelo decaimento do cobalto, ou seja, estes valores serão o necessário para manter os irradiadores operando e não o consumo necessário para novos irradiadores e/ou aumento de potência dos irradiadores existentes. Atualmente, as fontes de até 300 mci são produzidas no reator IEA-R1, sendo a demanda atual aproximadamente 10 fontes por ano, com atividade total de 2,0 Ci/ano. Consumo esperado: Estão sendo construídos pelo menos mais dois irradiadores no país, e pelo crescimento do mercado de processamento por irradiação, pode-se esperar um aumento no número de irradiadores a serem implantados. Com os irradiadores atuais, produzidos e em construção, espera-se uma demanda de aproximadamente 1.500.000 Ci/ano. Porém, a expectativa de crescimento do mercado é de até 25% ano. Podendo atingir em pouco tempo a demanda requerida pelo grupo de até 2.000.000 Ci/ano. Espera-se um aumento de pelo menos 30% na utilização de fontes de até 300mCi. Assim, e a expectativa de demanda é de 2,5Ci/ano. Necessidades para produção: Cada lápis de cobalto tem aproximadamente 145g de material com pureza 99,98%, logo, para produzir cada lápis com 17.400Ci precisaremos 10

de 1.300 horas de irradiação num fluxo de 7.10 14 n/cm 2.s ou 1.800 horas num fluxo de 5.10 14 n/cm 2.s ou 4.600 horas num fluxo de 2.10 14 n/cm 2.s. Cada fonte de cobalto tem aproximadamente 0,12g de material com pureza de 99,995%, com isso, para produzir a fonte industrial de maior atividade (300mCi) precisaremos de 28 horas de irradiação num fluxo de 7.10 14 n/cm 2.s ou 40 horas num fluxo de 5.10 14 n/cm 2.s ou 100 horas num fluxo de 2.10 14 n/cm 2.s. A reação de produção será 59 Co(n,γ) 60 Co. Atividade específica: Atividade esperada de 120 Ci/g de material para os lápis. Atividade total: até 2.000.000 Ci por ano. Sistema de Produção: O dispositivo de irradiação é composto por um motor rotativo ligado ao equipamento de irradiação com prateleiras onde serão acomodados os coelhos. 4. Traçadores Radioisótopos utilizados pelo Grupo de Aplicações da Tecnologia de Traçadores, do IPEN-CNEN/SP, no controle e otimização de processos industriais e na proteção do meio ambiente. Atualmente, destacam-se os seguintes radiotraçadores: Hg- 203 (47 d), Br-82 (35 h) e I-131 (8 d). Importância Os três principais radioisótopos (Hg-203, Br-82 e I-131) são os mais utilizados em aplicações de radiotraçadores, para estudos em processos industriais e no meio ambiente, tais como: Quantificação da massa de mercúrio imobilizado em células eletrolíticas, das indústrias de fabricação de soda e cloro, que utilizam mercúrio metálico no processo de fabricação. A massa desse mercúrio precisa ser periodicamente quantificada e nesses casos o Hg-203 é aplicado como radiotraçador, com grandes vantagens sobre qualquer outro método convencional; e Determinações de vazões e Distribuição de Tempo de Residência (DTR) em rios, lagos, tanques de estações de tratamento de esgotos e reatores de processos industriais. Aplicam-se os radioisótopos Br-82 ou I-131, cuja escolha entre um e outro é sempre feita em função do tempo previsto para a duração do trabalho, características químicas do meio e de detecção da radiação. Consumo atual Atualmente, o consumo anual é de: 15 Ci de Hg-203 0,2 Ci de Br-82 11

0,2 Ci de I-131 Consumo estimado Manter-se o consumo atual, com ligeiro crescimento para o Hg-203, o qual se estima em 24 Ci por ano. Necessidades para produção Os envólucros soldados em alumínio (coelhos), contendo ampolas de quartzo com Hg-203 serão irradiados durante 4,5 horas ao fluxo de 2x10 14 n.cm -2.s -1. Quanto ao Br-82 o tempo de irradiação será de 27 minutos. Atualmente, o I-131 é solicitado diretamente da Diretoria de Radiofarmácia DIRF/CR. Atividades específica Hg-203 = 0,1 Ci/g Br-82 = 0,4 Ci/g I-131 = 0,01 Ci/ml Atividade total Hg-203 = 1,25 Ci (mês), 15 Ci (ano) Br-82 = 0,02 Ci (mês), 0,2 Ci (ano) I-131 = 0,02 Ci (mês), 0,2 Ci (ano) Sistema de produção Para o Br-82 e Hg-203, as quantidades requeridas são acondicionadas em ampolas de quartzo e enviadas ao Reator Nuclear para irradiação em envólucros de alumínio (coelhos). Atualmente, o I-131 é solicitado diretamente da Diretoria de Radiofarmácia DIRF/CR. Além disso, existe a necessidade de novos radiotraçadores sólidos, liquídos e gasosos, tais como, Ar-41, Kr-85, La-140, K-42, S-35, Xe-133, entre outros, utilizados no controle e otimização de processos, nas indústrais químicas, petromquímicas e de petróleo. 12