Made available in DSpace on 2014-10-09T12:26:53Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:00:48Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Neste trabalho foi desenvolvido um software que calcula, de forma automatizada, o valor da difusividade térmica em função da temperatura em materiais. A técnica de Termografia no Infravermelho foi utilizada para a aquisição dos dados de distribuição de temperatura em função do tempo, os quais foram utilizados para ajustar uma função de temperatura encontrada por meio da equação de calor homogênea, aplicando as condições de contorno do problema. Para isso, uma câmera termográfica operando no infravermelho distante (8 m - 9 m) foi calibrada para captar temperaturas entre 185º C e 1300º C, e aquisição com frequência de 300 Hz. Foram empregadas como material de avaliação, 10 amostras de esmalte e 10 amostras de dentina, com dimensões de 4 x 4 x 2 mm, obtidas de dentes incisivos inferiores bovinos, as quais foram irradiadas de forma pontual com o laser pulsado de Er:Cr;YSGG (l = 2,78 m), por 10 segundos. Durante as irradiações, foi efetuado o registro das temperaturas atingidas nas amostras que começou 2 segundos antes da irradiação e continuou por mais 2 segundos após o término daquelas. Após as irradiações, as sequências de imagens térmicas digitalizadas obtidas foram processadas no software desenvolvido durante este trabalho, que gerou um arquivo com os dados da difusividade térmica em função da temperatura atingida, assim como forneceu os valores da difusividade térmica para o intervalo de decaimento da temperatura após cada pulso laser. O resultado médio de difusividade térmica obtido para o esmalte dental neste trabalho foi 0,0084±0,001 cm2/s para a região de temperatura de 220-550ºC. Este valor é aproximadamente constante até a temperatura de 550 ºC. O valor médio de difusividade térmica obtido para a dentina foi de 0,0015 0,0004 cm2/s na região de temperatura de 300-360 ºC, porém a difusividade térmica para a dentina aumenta para temperaturas mais altas. De acordo com os resultados obtidos, pode-se concluir que o uso da termografia no infravermelho, associado ao software desenvolvido, apresenta-se como um método eficiente para a determinação dos valores de difusividade térmica em função da temperatura de diferentes materiais. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:24Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:02:10Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Um dos componentes mais importantes de um Reator Nuclear é o Combustível Nuclear. Atualmente, o mais avançado combustível comercial, cuja aplicabilidade nos reatores brasileiros vem sendo desenvolvida pelo IPEN desde 1985, é o siliceto de urânio U3Si2. Este é formado por placas combustíveis com núcleos de dispersão (onde o material físsil (U3Si2) é disperso homogeneamente em uma matriz de alumínio) revestidos por alumínio. Tal combustível é produzido no Brasil com tecnologia totalmente nacional, resultado do esforço realizado pelo grupo de fabricação de combustíveis nucleares (CCN Centro do Combustível Nuclear) do IPEN. Diante da necessidade do aumento da potência do reator IEA-R1 e da construção do Reator Multipropósito Brasileiro (RMB), para a produção de radioisótopos principalmente para fins na área da medicina , haverá significativo aumento na produção deste combustível nuclear no IPEN. Em face desta conjuntura, faz-se necessário o desenvolvimento de técnicas de qualificação mais modernas e automatizadas. Visando a este objetivo, neste trabalho foi desenvolvido um novo método computacional de medição de espessuras de núcleos e revestimentos de placas combustíveis, o qual é capaz de realizar tais medidas em tempo menor e com dados estatísticos mais significativos, quando comparado com o método atual de medição. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:24:18Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:29Z (GMT). No. of bitstreams: 1 00613.pdf: 1081974 bytes, checksum: e5db2bcc8582f1c49a35565db5d7f94f (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IEA/D / Escola Politecnica, Universidade de Sao Paulo - POLI/USP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:32:58Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:11Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Metodologias recentes de planejamento dependem fortemente de imagens de tomografia computadorizada e a tendência é que os procedimentos de dosimetria interna na terapia usando medicina nuclear também sejam baseados em imagens, tais como, imagens de ressonância magnética (RM) e tomografia computadorizada (TC), que extraem informações anatômicas e histológicas, bem como, imagens funcionais ou mapas de atividades, provenientes de PET e SPECT. Estas informações, associadas a um software de transporte de radiação, são utilizadas para estimar a dose interna em pacientes submetidos a tratamento em medicina nuclear. Este trabalho visa a re-engenharia do SCMS, que é um software de interface entre o código MCNP e as imagens médicas, que carregam as informações do paciente em tratamento. Em outras palavras, as informações necessárias contidas nas imagens são interpretadas e apresentadas em um formato específico para o código MCNP, que executa a simulação do transporte de radiação. Portanto, o usuário não precisa compreender o complexo processo de introdução de parâmetros do MCNP, pois o SCMS é responsável por construir automaticamente dados anatômicos do paciente, bem como, os dados da fonte radioativa. O SCMS foi originalmente desenvolvido em Fortran-77 e neste trabalho, ele foi reescrito em uma linguagem orientada a objetos (JAVA). Novas funcionalidades e opções de dados também foram incorporadas ao software. Assim, o novo software tem uma série de melhorias, tais como interface gráfica intuitiva e um menu para a seleção do espectro de energia correspondente a um radioisótopo específico, armazenado em um banco de dados XML. A nova versão também trabalha com uma maior quantidade de materiais e o usuário pode especificar uma região de interesse na tomografia computadorizada para o cálculo da dose absorvida. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:24:14Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:58Z (GMT). No. of bitstreams: 1 01274.pdf: 6822170 bytes, checksum: 76fb84bfa82403bd4c192a27a3ca181b (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IEA/D / Escola Politecnica, Universidade de Sao Paulo - POLI/USP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:34:53Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:18Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O presente trabalho tratou do estudo dos riscos apresentados pelos radioisótopos após serem submetidos aos efeitos da detonação de um artefato explosivo. O estudo permitiu a obtenção de dados baseados em pesquisas bibliográficas, documentais, cálculos e softwares, possibilitando análises das consequências resultantes de artefatos explosivos contendo radioisótopos. O objetivo deste trabalho foi a obtenção de conhecimentos quanto à potencialidade destrutiva do explosivo denominado emulsão, composto principalmente por nitrato de amônia, bem como das propriedades do cobalto, iodo e do irídio que farão parte da carga destes explosivos. Supomos que à emulsão fossem acrescentadas as atividades de 1,5.102 TBq de cobalto-60, 3,7.10-3 TBq de iodo-131 e 3,7 TBq de irídio-192 que são suas atividades representativas em radioterapia, medicina nuclear e gamagrafia respectivamente. Avaliamos a progressão da pluma radioativa a partir do epicentro da explosão, possibilitando análises dos valores das doses, da distribuição e do alcance, a partir do epicentro, dos radioisótopos estudados. A simulação da progressão da pluma radioativa foi realizada por cálculos e simulação computacional fazendo uso dos programas Blast/FX Explosive Effects Analysis Software e The HotSpot Health Physics Codes - Version 2.07.2. No trabalho só foram estudadas as doses resultantes da exposição externa considerando que todo material radioativo volatizou. Foi deixado para estudos futuros calcular as doses internas e no pulmão bem como as doses resultantes de estilhaços radioativos produzidos na explosão. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:57Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:16Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06145.pdf: 4965019 bytes, checksum: afa11bbe0d27b123a27cffcd90fa9286 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:44:06Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:59Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06910.pdf: 5255495 bytes, checksum: 2b74036eb572f767eaeba0ba5d1da193 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:37:11Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:54Z (GMT). No. of bitstreams: 1 04607.pdf: 2576039 bytes, checksum: 603b16c8476069d7b49cc9e583ab15bc (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-06-11T17:44:49Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-06-11T17:44:49Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo (FAPESP) / O presente trabalho abordou o sistema de Tomografia por Coerência Óptica (OCT) e sua aplicação à área de microfluídica. Para tanto, foram realizados testes de caracterização física de circuitos microfluídicos, utilizando modelos 3D (tridimensionais) construídos a partir de imagens de OCT destes circuitos. A técnica foi, assim, avaliada como potencial ferramenta de auxílio na aferição de microcanais. Indo além, este trabalho estuda e desenvolve técnicas de análise para fluxos microfluídicos, em especial técnicas baseadas no padrão de speckle. Em primeiro momento, métodos já existentes foram estudados e aprimorados, como o Speckle Variance OCT, em que foi obtido um ganho de 31% em tempo de processamento. Outros métodos, como o LASCA (Laser speckle Contrast Analysis), baseados na autocorrelação de speckle, são adaptados às imagens de OCT. Derivado do LASCA, o método de análise desenvolvido baseado na autocorrelação de intensidade motivou o desenvolvimento de um arranjo de OCT próprio e software de aquisição customizado, com taxa de amostragem da ordem de 8 kHz. O método proposto foi, então, capaz de distinguir fluxos volumétricos variados, e seus limites de detecção foram testados, comprovando sua viabilidade de aplicação para análise de movimento browniano e fluxos volumétricos abaixo de 10 μl/min. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP / FAPESP:13/05492-9