Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-04-08T12:56:51Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-04-08T12:56:51Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O objetivo deste trabalho foi estabelecer uma metodologia de calibração em termos de dose absorvida na água para câmaras de ionização de placas paralelas a serem utilizadas em feixes de radiação X de energia baixa (10 kV a 100 kV) para fins terapêuticos. Atualmente, no Brasil nenhum laboratório de calibração está oferecendo este tipo de serviço. Para o estabelecimento desta metodologia de calibração foram utilizadas duas câmaras de ionização PTW modelos 23344. Ambas as câmaras foram caracterizadas e testadas qualitativamente segundo recomendações de normas internacionais. Os testes de caracterização realizados foram: a medição da taxa de dose mínima efetiva, a curva de saturação, a eficiência da coleção de íons, a resposta quanto ao efeito da polaridade e a linearidade da câmara com a resposta. Os testes de controle de qualidade aplicados foram: estabilidade em curto e longo prazos, fuga de corrente sem irradiação, fuga de corrente após-irradiação e tempo de estabilização. Para a implantação da metodologia, foram estabelecidas as qualidades de radiação de T-10 a T-100, seguindo as recomendações do código de prática da AIEA. Desta forma, foi possível determinar a grandeza de referência, dose absorvida na água, utilizando-se as duas câmaras de ionizações e em todas as qualidades estabelecidas. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-06-22T11:34:19Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-06-22T11:34:19Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A Radioterapia em arco modulado volumétrico (VMAT) é uma das modalidades mais avançadas em teleterapia para o tratamento de câncer. Os diversos avanços tecnológicos, bem como a evolução das técnicas de tratamento tornaram o VMAT como uma das modalidades de estado da arte para o tratamento de alguns cânceres. Parte deste avanço é creditada à melhoria na acurácia e na prescrição de dose absorvida recomendada ao paciente ao longo dos anos. Este avanço permite que atualmente seja possível realizar os cálculos dosimétricos, por meio de sistemas de planejamento computadorizado, considerando as heterogeneidades dos pacientes, tais como: tecidos e órgãos com composições diferentes da água (meio de referência em radioterapia), contorno do paciente individualizado e o movimento dos tumores com a respiração. Tais avanços demandam o controle de qualidade destas ferramentas, com objetivo de assegurar que todo o processo de tratamento seja satisfatório e acurado. A comunidade dispõe poucos sistemas experimentais capazes de avaliar, considerando os níveis de incerteza, se os sistemas de planejamento computadorizados são aptos a considerar a movimentação dos alvos nos tratamentos com VMAT. Neste trabalho serão apresentados os resultados obtidos empregando um objeto simulador Fricke Xylenol Gel, com capacidade de mensurar as diferenças introduzidas pela movimentação, utilizando Imagem por Ressonância Magnética - MRI e comparando qualitativamente e quantitativamente os resultados. São discutidas as principais etapas de desenvolvimento deste objeto simulador, seus resultados experimentais, conclusões. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

La thèse présente le développement de capteurs CMOS pour un futur dosimètre électronique neutrons. A côté des systèmes passifs largement répandus, les dosimètres actifs existants ne donnent pas satisfaction, alors qu'ils sont fermement recommandés par une directive européenne (IEC 1323). Le groupe RaMsEs de l'IPHC développe un nouveau concept de dosimètre électronique personnel neutrons à base de capteurs CMOS. Au cours de cette thèse, le circuit intégré AlphaRad2, à très bas bruit et très faible consommation électrique, a été implémenté dans une technologie commerciale. Il intègre un réseau de micro-diodes sur une surface sensible de 6.55 cm2 avec sa chaîne de traitement sur le même substrat de silicium. Des simulations physiques ont permis d'étudier le processus de collection de charge et d'optimiser l'efficacité de collection. La géométrie du capteur est un compromis entre la collection des électrons secondaires et de la capacité totale du détecteur. Le circuit de lecture comprend un amplificateur de charge (CSA), un circuit de mise en forme (shaper) et un discriminateur pour une réponse digitale. Nous présentons une analyse théorique complète du circuit, les paramètres de dessin, ainsi que des tests électriques et des tests en sources de rayonnement. La sensibilité effective du système est au niveau de la particule unique (proton ou alpha), grâce à un très bon rapport signal à bruit. Une série complète de mesures en sources de photons, de neutrons et de particules chargées a permis de démontrer une bonne efficacité aux neutrons rapides et surtout une excellente réjection gamma grâce à l'application d'un seuil électronique approprié.

Submitted by Pedro Silva Filho (pfsilva@ipen.br) on 2017-11-22T16:27:19Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-11-22T16:27:19Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho consiste no desenvolvimento de um detector composto por um calorímetro com núcleo de água para dosimetria de feixes de 60Co e 137Cs com média intensidade. Além do calorímetro, foi também dimensionada a instrumentação, a metodologia de calibração e a medição de temperatura. O trabalho foi dividido em 4 etapas distintas: escolha do melhor projeto como base para desenvolvimento do calorímetro, dimensionamento de parâmetros e ajuste fino do projeto, construção e calibração. Durante o desenvolvimento deste trabalho foi construída uma Unidade de Tratamento de Água que permite a produção da água que o calorímetro emprega. Em seguida foi construído o calorímetro em sí com os conceitos das etapas anteriores. O equipamento foi testado tanto nas instalações da GMR quanto no CTR do IPEN, obtendo taxas de dose na água com fontes de 137Cs e 60Co com diversas atividades (3,3 TBq, 15,54 TBq e 7 TBq) e em algumas distâncias. Foram obtidas taxas de dose que variavam de 2 mGy/s até 15 mGy/s, dependendo do tipo de fonte e SDD escolhida. O projeto contou com simulações de códigos como MCNP5 e FLUENT 14 e foram essenciais na construção do equipamento. O objetivo deste trabalho foi aprimorar a infraestrutura do LCI, desenvolvendo um detector que deverá aumentar a gama dos serviços prestados pelo LCI com um tipo de medição dosimétrica ainda inexistente no país. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2016-12-21T15:11:54Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-12-21T15:11:54Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A Terapia por Captura de Nêutrons, NCT (Neutron Capture Therapy) é uma técnica radioterápica em que a energia útil do tratamento vem da energia liberada em uma reação nuclear e não do feixe primário, como comumente utilizado em outros procedimentos radioterápicos. O Boro, por constituir-se em um elemento de baixa toxicidade e por apresentar um isótopo (10B) com alta seção de choque para a reação 10B(n,α)7Li tem sido o elemento mais utilizado nas pesquisas que visam o aprimoramento e a promoção desta técnica, derivando daí o termo BNCT (Boron Neutron Capture Therapy). Para fins de pesquisa em BNCT foi construída ao longo de um dos extratores de feixes (BH - Beam Hole) do reator IEA-R1 uma instalação, onde filtros e moderadores são posicionados entre o núcleo do reator e a posição de irradiação com o objetivo de modular o feixe de irradiação, otimizando a componente útil do feixe, os nêutrons térmicos, e reduzindo os contaminantes, raios gama e nêutrons em outras faixas energéticas. Tem-se realizado estudos visando a implementação de melhorias na caracterização e otimização do feixe obtido nesse arranjo instalado no BH-3. Atualmente a monitoração dos nêutrons é feita através de folhas de ativação, e a componente gama pelo TLD-400. Uma nova metodologia de monitoração tem sido estudada pelo grupo. A referida técnica consiste em usar TLDs de tipos diferentes, ou seja, que possuam sensibilidades distintas aos nêutrons térmicos, em virtude de diferenças na concentração dos isótopos de Lítio. No estudo dessa nova metodologia têm sido usados os TLD-600 e TLD-700. Este trabalho propõe uma metodologia usando o par TLD-100 e TLD-700. Inicialmente foi verificada a reprodutibilidade das respostas dos TLDs 700, 400 e 100 frente a campos gama puro e campos mistos, gama e nêutron. Campos estes obtidos em arranjos usando fontes de 60Co e 241AmBe. A partir de simulações usando o VI MCNP5 foi projetado e construído um Irradiador de campos mistos, que permitiu expor os dosímetros em campos mistos com diferentes espectros energéticos. As condições criadas no irradiador permitiram verificar, como a resposta do TLD é modificada pelas mudanças no espectro energético de um campo misto gama e nêutrons de baixo fluxo. O irradiador de campo misto permitiu condições para estabelecer uma relação entre o formato da curva termoluminescente e a composição do campo misto. A relação estabelecida relaciona o fluxo relativo e a razão entre a resposta das duas regiões de interesse dos TLDs 700 e 100. A partir de campos mistos com condições controladas, esse trabalho permitiu verificar a viabilidade do uso do par de TLD-100 e TLD-700 para monitoração de nêutrons térmicos na instalação de BNCT. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP