Made available in DSpace on 2014-10-09T12:49:59Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:02:43Z (GMT). No. of bitstreams: 1 09608.pdf: 4456870 bytes, checksum: 7029deaa1ca99f712b8a29825c470ebd (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:27:52Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:48Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-04-08T12:38:10Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-04-08T12:38:10Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

A dosimetria in vivo é a verificação final da dose real administrada ao paciente e tornou-se atualmente necessária devido ao aumento da complexidade e da sofisticaçã das técnicas radioterápicas. A finalidade deste trabalho foi apresentar, verificar e avaliar alguns procedimentos básicos, práticos e viáveis para a implementação da dosimetria in vivo com dosímetros termoluminescentes na verificação de dose em um serviço de radioterapia. Para o estabelecimento do sistema dosimétrico termoluminescente, alguns testes e medições foram realizados, incluindo o procedimento de inicialização, a determinação da homogeneidade do grupo de dosímetros, a determinação do fator de correção individual de cada dosímetro, a determinação da faixa de linearidade do sistema e do coeficiente de calibração. Medições em um objeto simulador antropomórfico foram realizadas para garantir que os métodos utilizados são satisfatórios antes que estes fossem usados para medições em pacientes. Medições de dose em um paciente foram feitas em um tratamento de câncer de próstata. A metodologia proposta pode ser usada como parte de um programa de garantia de qualidade em um serviço de radioterapia. / In vivo dosimetry is the ultimate check of the actual dose delivered to an individual patient and has become a procedure actually necessary due to increasing complexity and sophistication of radiotherapy techniques. The purpose of the present work was to present, verify and evaluate some basic, practical and viable procedures for the implementation of in vivo dosimetry with thermoluminescent dosimeters for patient dose verification at a radiotherapy service. For the setting up of the thermoluminescent dosimetric system, several tests and measurements were carried out including the initialisation procedure, the determination of the batch homogeneity, the determination of individual correction factor of each dosimeter, the determination of linearity range of the system and its calibration coefficients. Anthropomorphic phantom measurements were taken to ensure that the methods are satisfactory before they are used for patients measurements. Patient dose measurements were carried out in a prostate cancer treatment. The proposed methodology can be used as a part of a quality assurance program in a radiotherapy service.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:40:59Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:12Z (GMT). No. of bitstreams: 1 03971.pdf: 6395832 bytes, checksum: 1ba307bbba2500ce19a93c570d8687bf (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:46:49Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:58:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:53:02Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:58:56Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Com o objetivo de monitorar o crescente número de trabalhadores potencialmente expostos à radiação de nêutrons, foi projetado e desenvolvido um dosímetro individual para campos mistos nêutron-gama. O dosímetro proposto foi caracterizado para o espectro de energia de uma fonte de Amerício-Berílio e para o intervalo de dose de interesse da proteção radiológica (até 20 mSv). Para tanto utilizou-se a dosimetria termoluminescente de albedo e a dosimetria de traços nucleares, técnicas consagradas na literatura internacional, empregando materiais de fabricação nacional e de baixo custo. Um policarbonato comercial, denominado SS-1, foi caracterizado para aplicação como detector sólido de traços nucleares. Os parâmetros para revelação química e ampliação dos traços, assim como a metodologia de avaliação dos detectores foram determinados. Estudou-se a resposta dos detectores TLD-600, TLD-700 e SS-1 em campos mistos nêutrongama de uma fonte de Amerício-Berílio e definiu-se um algoritmo para cálculo da dose de nêutrons e de radiação gama. A razão entre as respostas para nêutrons térmicos, de albedo e rápidos permite analisar o espectro ao qual o dosímetro foi submetido e corrigir a resposta do detector de traços para variações no ângulo de incidência da radiação. O novo dosímetro está pronto e apresenta desempenho para ser usado como dosímetro de nêutrons no Brasil. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:26:53Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:00:05Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Neste trabalho as principais características dosímetricas da solução Fricke Xilenol Gel (FXG) foram estabelecidas para futura aplicação clínica na dosimetria de elétrons. As curvas de dose resposta para feixes de nêutrons térmicos para pesquisa em Terapia por Captura de Nêutrons (BNCT) e feixes elétrons de aplicação industrial também foram determinadas. A técnica padrão de leitura utilizada foi espectrofotometria. Para o feixe clínico as reprodutibilidades intra e inter-lotes da solução FXG são melhores que 1,4 % e 5,1 % respectivamente, o comportamento da resposta para o intervalo de dose entre 0,2 e 40 Gy é linear e independente da energia e da taxa de dose para o intervalo estudado. Devido aos efeitos da oxidação natural do FXG o tempo ótimo entre o preparo e a irradiação é de 24h e o comportamento da curva de dose resposta não se altera no período estudado para a variação da absorvância líquida do dosímetro. Para o estudo com o campo de nêutrons as curvas de dose resposta do FXG apresentaram comportamento linear em todo intervalo de dose estudado, e para campos industriais de elétrons o comportamento é exponencial decrescente. De acordo com os resultados obtidos para os feixes de radiação estudados, não houve alteração na posição das bandas características do espectro de absorção do FXG. Como testes adicionais, foi determinada a viabilidade do uso do método de leitura do FXG por imagens fotográficas digitais e aplicação do FXG na dosimetria para braquiterapia intracavitária. O bom desempenho do dosímetro FXG nos testes realizados indica que este pode ser utilizado na avaliação tridimensional da dose em tratamento radioterápicos. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:49:59Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:02:43Z (GMT). No. of bitstreams: 1 09608.pdf: 4456870 bytes, checksum: 7029deaa1ca99f712b8a29825c470ebd (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:27:52Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:48Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Uma metodologia dosimétrica foi estabelecida, para determinação das doses recebidas em extremidades por indivíduos ocupacionalmente expostos à radiação beta, com detectores de Al2O3:C e sistema leitor microStar, da Landauer, associados à técnica de luminescência opticamente estimulada (OSL). As principais etapas do trabalho foram: caracterização do material dosimétrico Al2O3:C utilizando a técnica de OSL; estabelecimento de um método para avaliação de dose em extremidades; determinação de taxas de dose de fontes de radiação beta; aplicação do método estabelecido em um teste prático com indivíduos ocupacionalmente expostos à radiação beta durante uma simulação de procedimento de calibração de aplicadores clínicos; validação do método desenvolvido por meio de comparação das doses obtidas no teste prático pela técnica de OSL com doses obtidas pela técnica de TL. Os resultados mostram que os detectores de Al2O3:C e a técnica de OSL podem ser utilizados em monitoração individual de extremidades e radiação beta. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP