Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:16Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:21Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Doses absorvidas e doses efetivas podem ser calculadas utilizando códigos computacionais de transporte de radiação. A qualidade desses cálculos depende dos dados nucleares, no entanto, são raras as informações sobre as diferenças nas doses causadas por diferentes bibliotecas. O objetivo desse estudo é comparar os valores de dose (absorvida e efetiva) obtidos utilizando diferentes bibliotecas de dados nucleares devido a uma fonte externa de nêutrons na faixa de 10-11 a 20 MeV. As bibliotecas de dados nucleares são: JENDL 4.0, JEFF 3.1.1 e ENDF/B-VII.0. Cálculos de doses foram realizados utilizando o código MCNPX considerando o modelo antropomórfico da ICRP-110. As diferenças nos valores das doses absorvidas utilizando as bibliotecas JEFF 3.1.1 e a ENDF/B.VII são pequenas, em torno de 1%, porém os resultados obtidos com a JENDL 4.0 apresentam diferenças de até 85 % compara aos resultados da ENDF/B-VII.0 e JEFF 3.1.1. Diferenças nas doses efetivas são em torno de 1,5% entre ENDF/B-VII.0 e JEFF 3.1.1, e 11 % entre ENDF/B-VII.0 e JENDL 4.0. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:26:35Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Neste trabalho foram determinados experimentalmente os índices espectrais 28r* e 25d* e o fator de eficiência de contagem gama através da técnica de varredura gama de varetas combustíveis no reator nuclear IPEN/MB-01. A vantagem deste método experimental consiste no fato de terem sido eliminados a maioria dos fatores de correção advindos dos cálculos, permanecendo somente os fatores de rendimento médio de fissão e a fração de fissão no 235U na determinação do 25d*. Os experimentos foram efetuados com luvas de cádmio de diferentes espessuras: 0,55 mm, 1,10 mm e 2,20 mm. As incertezas experimentais inferiores a 1% e a excelente caracterização dos dados geométricos e materiais do reator IPEN/MB-01 permitem utilizar os resultados obtidos como benchmark para a validação de bibliotecas de dados nucleares. Sendo assim, foi utilizado o programa MCNP-5 com as bibliotecas de dados nucleares: ENDF/B-VI.8, ENDF/B-VII.0, JENDL-3.3 e JEFF-3.1. A comparação entre os valores advindos dos cálculos e os resultados experimentais mostrou que houve progressos sensíveis com as bibliotecas de dados nucleares atuais. Os desvios entre a comparação dos valores calculados e os resultados experimentais são inferiores a 2 %, sendo que o melhor desempenho foi obtido com a biblioteca de dados nucleares ENDF/B-VII.0 e a incerteza máxima na comparação dos resultados foi de -1,4 %, para as bibliotecas de dados nucleares JEFF-3.1 e JENDL-3.3. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:51Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:05Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06110.pdf: 5239500 bytes, checksum: 175d6a6c784cd8fbadb485e4c6d90285 (MD5) / Tese(Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:26:15Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:38Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho apresenta um estudo da Física dos Sistemas dirigidos por Fontes Externas (ADS). É apresentada a definição de alguns parâmetros estáticos e cinéticos da Física do reator que são importantes na avaliação e definição destes sistemas. O objetivo é demonstrar que há diferenças nestes parâmetros quando o sistema está no nível crítico ou subcrítico. Além disso, o trabalho mostra as diferenças observadas nos parâmetros para diferentes modelos de cálculo. São mostradas nesta dissertação duas metodologias de cálculo: Gandini&Salvatores e Dulla e são calculados alguns destes parâmetros utilizando as duas metodologias. O código determinístico de transporte ANISN é utilizado no cálculo destes parâmetros. Numa configuração subcrítica do Reator IPEN/MB-01 dirigido por uma fonte externa de nêutrons são calculados alguns parâmetros físicos. No final do trabalho são apresentadas as conclusões obtidas através destes cálculos. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-02-03T11:46:20Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-02-03T11:46:20Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Doenças cardiovasculares (DCVs) são uma das maiores causas de morte ao redor do mundo, de acordo com a Organização Mundial da Saúde (OMS). Sabe-se que, alterações do nível das lipoproteínas plasmáticas, que são responsáveis pelo transporte do colesterol pela corrente sanguínea, estão relacionadas com o desenvolvimento de doenças cardiovasculares. Por essa razão conhecer os parâmetros biocinéticos das lipoproteínas plasmáticas e quantificá-los é importante para corrigir e aprofundar estudos relacionados às doenças associadas a alterações no nível das lipoproteínas. O objetivo principal deste trabalho é fornecer um modelo biocinético e estimar as doses radiométricas para o 3H-Colesterol, um traçador radioativo empregado em estudos fisiológicos e metabólicos. O modelo utilizado neste trabalho foi baseado em [SCHWARTZ e col., 2004] quanto à distribuição do colesterol pelas lipoproteínas e no modelo gastrointestinal do [ICRP 30, 1979]. As doses distribuídas nos compartimentos do modelo e nos órgãos e tecidos de um adulto padrão descritos no [ICRP 106, 2008] foram calculadas utilizando a metodologia MIRD (Medical Internal Radiation Dose) e a análise compartimental realizada pelo programa computacional Matlab®. Os coeficientes de doses foram estimados para um phantom de um homem padrão (73 kg) descrito no [ICRP 60, 1991]. As doses estimadas tanto para o modelo quanto as estimadas para outros órgãos foram baixas e não ultrapassaram a maior dose obtida que foi no intestino grosso superior, como sendo 46,8 μGy. Esses parâmetros poderão ser utilizados como auxilio em trabalhos que necessitem de pareceres dos comitês de ética, quanto ao uso do 3H-Colesterol como traçador radioativo. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-02-03T12:06:00Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-02-03T12:06:00Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho apresenta a análise neutrônica do combustível a dispersão de UMo-Al em relação ao aumento da densidade de urânio e faz uma comparação com o combustível de U3Si2-Al. Neste estudo, a densidade de urânio do U3Si2-Al é variada de 3,0 à 5,5 gU/cm3 e a do UMo-Al entre 4,0 à 7,5 gU/cm3 e com a porcentagem em massa de molibdênio com 7 e 10 %. Neste trabalho também é proposta a aplicação de veneno queimável metálico no cerne do combustível de UMo-Al, uma vez que este combustível é metálico e é analisada a utilização de gadolínio (Gd) e európio (Eu) como veneno queimável. A utilização do Gd como veneno queimável foi analisada com o fator de multiplicação infinito (k∞) através do programa celular HRC desenvolvido pelo IPEN e composto pelos códigos HAMMERTECHNION para a analise de célula, ROLAIDS para o cálculo de auto blindagem dos actinídeos e CINDER-2 empregado para a fissão e transmutação dos actinídeos. O núcleo do reator simulado foi similar ao do RMB (Reator Multipropósito Brasileiro) composto por um arranjo de 5x5 posições com 23 elementos combustíveis e dois blocos de alumínio. Para o európio, foram utilizados os programas SERPENT e CITATION. Os cálculos de queima foram realizados considerando uma potência de 30 MW durante três ciclos do RMB de 97 dias. Os resultados obtidos mostram que a porcentagem em massa do molibdênio têm uma grande influência no comportamento neutrônico devido a seção de choque de absorção do molibdênio ser considerável. Portanto, foi escolhida a porcentagem de 7 % de Mo para os estudos com veneno queimável. Para o núcleo proposto, o európio mostrou-se melhor, pois apresenta uma queima mais gradual que o gadolínio. Foi realizada uma simulação com o programa SERPENT com adição de 6 % de silício, o que mostrou que a adição de Si não causa mudança significativa no ciclo de operação do reator. Para validação da metodologia de cálculo, foi elaborada uma especificação técnica e fabricadas 12 miniplacas combustíveis de UMo-Al sem veneno queimável. As miniplacas foram irradiadas no núcleo do reator IPEN/MB-01, em quatro configurações de núcleo, para obtenção da reatividade inserida. Os resultados simulados obtidos para a inserção de reatividade pelas miniplacas nos diversos núcleos analisados apresentaram alta concordância com os resultados experimentais. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-04-08T12:52:45Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-04-08T12:52:45Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A braquiterapia é a modalidade de tratamento radioterápico que utiliza fontes radioativas seladas a uma distância curta do tumor, diminuindo o risco de aplicação de uma dose indesejável em tecidos sadios adjacentes. Para que a braquiterapia seja confiável, é necessário estabelecer um programa de práticas dosimétricas visando a determinação da dose ideal de radiação para esta prática radioterápica. Neste trabalho apresenta a aplicação de duas metodologias destinadas à dosimetria utilizando filmes radiocrômicos. Medidas experimentais foram realizadas com filmes EBT3 em objetos simuladores composto de material homogêneo e heterogêneo (pulmão, osso e tecidos moles) construídos especialmente para medidas de dose em braquiterapia. Os processamentos e analises das imagens resultantes do procedimento experimental foram realizados com o software IMAGEJ e MATLAB. Os resultados foram avaliados a partir de comparações medidas experimentais de dose e obtidas por simulações pelo Método de Monte Carlo. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-06-22T11:21:31Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-06-22T11:21:31Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O tratamento de câncer possui diversas modalidades. Uma delas é a utilização de fontes de radiação como principal protagonista do tratamento. A radioterapia e a medicina nuclear são exemplos desse tipo de tratamento. Por utilizarem a radiação ionizante como principal ferramenta para a terapia, há a necessidade de se efetuar diversas simulações do tratamento a fim de maximizar a dose nos tecidos tumorais sem ultrapassar os limites de dose nos tecidos sadios circunvizinhos. Os sistemas utilizados na simulação desses tipos de terapia recebem o nome de Sistemas de Planejamento Dosimétrico. A medicina nuclear e a radioterapia possuem seus próprios sistemas de planejamento dosimétricos devido a grande diversidade das informações necessárias às suas simulações. Os sistemas de planejamento em radioterapia são mais consolidados do que os de medicina nuclear e por tal motivo um sistema que aborde tanto os casos de radioterapia como de medicina nuclear contribuiria para significativos avanços na área de medicina nuclear. Dessa forma, o objetivo do trabalho foi modelar um Sistema de Planejamento Dosimétrico com o uso do código de Monte Carlo MCNP6 Monte Carlo N-Particle Transport Code que permitisse incorporar os casos de radioterapia e medicina nuclear e que fosse extensível a novos tipos de tratamentos. A modelagem desse sistema resultou na construção de um Framework, orientado a objetos, nomeado IBMC o qual auxilia no desenvolvimento de sistemas de planejamento que necessitam interpretar grandes quantidades de informações com o objetivo de escrever o arquivo base do MCNP6. O IBMC permitiu desenvolver de maneira rápida e prática sistemas de planejamento para radioterapia e medicina nuclear e os resultados foram validados com sistemas já consolidados. Ele também mostrou alto potencial para desenvolver sistemas de planejamento de novos tipos de tratamentos que utilizam a radiação ionizante. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-06-22T14:06:41Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-06-22T14:06:41Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / As expectativas da Organização Mundial de Saúde para o ano de 2030 são que o número de mortes por câncer seja de aproximadamente 13,2 milhões, evidenciando a elevada parcela desta doença no problema de saúde mundial. Com relação ao câncer de próstata, de acordo com o Instituto Nacional do Câncer, o número de casos diagnosticados no mundo em 2012 foi de aproximadamente 1,1 milhão, enquanto que no Brasil os dados indicam a incidência de 68 mil novos casos. O tratamento deste tipo de neoplasia pode ser realizado com cirurgia (prostatectomia) ou radioterapia. Dentre a radioterapia, podemos destacar a técnica de braquiterapia, a qual consiste na introdução (implante) de pequenas fontes radioativas (sementes) no interior da próstata, onde será entregue um valor elevado de dose no volume de tratamento e baixa dose nos tecidos ao redor. No Brasil, a classe médica estima uma demanda de aproximadamente 8000 sementes/mês, sendo o custo unitário de cada semente de pelo menos U$ 26,00. A Associação Americana de Físicos na Medicina publicou alguns documentos descrevendo quais parâmetros e análises devem ser realizadas para avaliações da distribuição de dose, como por exemplo, os parâmetros Constante de taxa de dose, Função radial e Função de anisotropia. Estes parâmetros podem ser obtidos através de medidas experimentais da distribuição de dose ou por simulações computacionais. Neste trabalho foram determinados os parâmetros dosimétricos da semente OncoSeed-6711 da empresa Oncura-GEHealthcare e da semente desenvolvida pelo Grupo de Dosimetria de Fontes de Braquiterapia do Centro de Tecnologia das Radiações (CTR IPEN-CNEN/SP) por simulação computacional da distribuição de dose utilizando o código MCNP5, baseado no Método de Monte Carlo. A semente 6711 foi modelada, assim como um sistema dosimétrico constituído por um objeto simulador cúbico de 30x30x30 cm3 preenchido com água. Os valores obtidos da semente 6711 foram comparados com alguns apresentados na literatura, onde o parâmetro Constante de taxa de dose apresentou erro relativo em relação ao valor publicado no TG- 43 de 0,1%, sendo que os outros parâmetros analisados também apresentaram boa concordância com os valores publicados na literatura. Deste modo, pode-se considerar que os parâmetros utilizados nas simulações (espectro, modelagem geométrica e avaliação de resultados) estão compatíveis com outros estudos, sendo estes parâmetros também utilizados nas simulações da semente do IPEN. Considerando as análises de incerteza estatística, os valores obtidos da semente do IPEN são semelhantes aos valores da semente 6711. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-07-01T11:08:37Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-07-01T11:08:37Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP