Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:12Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:51:51Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:32Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:51:42Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:37Z (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 2014-11-10T10:59:52Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-11-10T10:59:52Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-04-08T12:56:51Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-04-08T12:56:51Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:50:59Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:57Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Irradiadores comerciais de grande porte são projetados para processarem grandes quantidades de produtos com altas doses, por exposição à radiação gama. A irradiação em escala industrial é efetuada de forma dinâmica, em que os produtos percorrem um caminho em torno de uma fonte de radiação, geralmente de 60Co, cuja atividade é da ordem de TBq a PBq (kCi a MCi). A dose será diretamente proporcional ao tempo transcorrido pelo material para percorrer este trajeto em torno da fonte. Entretanto, em algumas situações, principalmente para pesquisas ou processos de validação de clientes seguindo a norma ISO 11137, se faz necessário irradiar pequenas amostras com doses fracionadas na posição de irradiação estática. Nesta posição as amostras são colocadas dentro da sala de irradiação a uma distância fixa da fonte e as doses recebidas são determinadas utilizando-se dosímetros. Portanto, a dose somente será conhecida depois da irradiação, pela leitura dos mesmos. Entretanto, em irradiadores industriais, diferentes tipos de produtos com diferentes densidades atravessam o caminho entre a fonte e a posição de irradiação estática, onde estão as amostras. Conseqüentemente, a taxa de dose variará dependendo da densidade do produto, que está sendo irradiado dinamicamente. Uma metodologia adequada seria monitorar a dose recebida pelas amostras em tempo real, medindo a dose por meio de um detector de radiação, com uma melhor precisão e exatidão. Neste trabalho foi desenvolvida uma câmara de ionização cilíndrica de 0.9 cm3, para monitorar as altas doses recebidas por amostras em tempo real, na posição de irradiação estática de um irradiador gama de 60Co. Os gases de nitrogênio e de argônio a pressão de 10exp5 Pa (1 bar) foram utilizados para preencherem a câmara de ionização e determinar uma configuração de trabalho apropriada, para o detector ser utilizado em medidas de altas doses. Cabos de isolação mineral foram soldados diretamente ao corpo da câmara de ionização, para a transmissão do sinal gerado pelo detector até a eletrônica associada, distante cerca de 20 m. O sinal obtido foi cerca de 100 vezes maior do que o ruído de fundo. Este sistema dosimétrico foi testado em um irradiador gama de categoria I e na posição de irradiação estática de um irradiador de grande porte, em que diferentes taxas de dose foram obtidas utilizando materiais absorvedores. Foi encontrada uma boa linearidade do detector entre a dose e a carga, independentemente das diferentes taxas de dose. As incertezas de todas as curvas ficaram abaixo dos +/- 5 %, valor de incerteza máxima recomendada para um sistema dosimétrico de rotina. A câmara de ionização desenvolvida se mostrou adequada para ser utilizada como um dosímetro em tempo real, independente da degradação do espectro causada pela absorção dos fótons da fonte de 60Co, pelo material em irradiação dinâmica. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:12Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Estudos recentes têm identificado a presença de diversos poluentes emergentes em ambientes aquáticos. A ocorrência em diferentes matrizes ambientais tem sido continuamente relatada, o que evidencia a necessidade de estudos de toxicidade. O DEET (N,N-dietil-meta-toluamida) é o princípio ativo mais utilizado em repelentes de insetos e está presente em diversas formulações comercialmente disponíveis. Além dos poluentes químicos, os organismos aquáticos estão sujeitos à exposição da radiação ionizante proveniente de fontes naturais ou em proximidades de instalações de usinas nucleares. O presente estudo avaliou a toxicidade do DEET em organismos irradiados e não irradiados com radiação gama de 60Co, e os efeitos que a radiação causa sob os lisossomos de hemócitos do mexilhão Perna perna. Para isso, foram realizados ensaios de toxicidade aguda para identificar a concentração de DEET e a dose de radiação gama passíveis de causar mortalidade, e posteriormente ensaios de citotoxicidade avaliando a estabilidade da membrana lisossômica em organismos expostos ao DEET e radiação ionizante. De acordo com os resultados obtidos nos ensaios de toxicidade aguda, a concentração de DEET que causa mortalidade em 50% dos organismos expostos (CL50) é de 114,27 mg L-1, e a dose de radiação que causa mortalidade (DL50) é de 1068 Gy. Nos os ensaios de citotoxicidade obteve-se a concentração de efeito não observado (CENO) para organismos irradiados e não irradiados de 0,0001 mg L-1 e a concentração de efeito observado (CEO) em concentrações acima desta. A CI25(72h) para organismos não irradiados foi de 0,0003 mg L-1 e a CI50(72h) foi de 0,0008 mg L-1 para organismos irradiados e não irradiados. Apesar das concentrações de efeito encontradas no presente estudo terem sido mais altas que as ambientais, estão na mesma ordem de grandeza e também deve-se levar em consideração os possíveis efeitos sinérgicos do DEET com outros contaminantes presentes em ambiente aquático. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:51:51Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:32Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho apresenta uma metodologia de cálculo para a obtenção de doses em estruturas do olho humano, como: esclera, coróide, retina, nervo óptico, corpo vítreo, câmara anterior, lente, além do tumor devido ao tratamento com placas oftálmicas. Construiu-se um modelo de olho humano com suas principais estruturas e dimensões fieis, além de um modelo matemático para uma placa de Co-60 e uma placa de sementes de I-125, levando-se em conta tamanho e disposição geométrica das fontes reais, com o código de Monte Carlo MCNP-4C. Esse modelo é capaz de calcular as distribuições de dose axiais e radiais para qualquer ponto do olho e para cada uma de suas estruturas. Construiu-se, também, um simulador de acrílico para o olho. Esse simulador é formado por uma esfera de acrílico fatiada em lâminas de 1 mm de espessura para simular as mesmas condições de simulação realizada pelos código MCNP-4C, fornecendo as doses axiais e radiais em filmes radiográficos. O simulador foi utilizado para validar os cálculos realizados com o código MCNP-4C. Os dados obtidos desse modelo matemático servirão para montar um banco de dados de doses para todas as estruturas do olho, posições e tamanhos de tumores e quaisquer placas oftálmicas utilizadas para tratamento. Esse banco de dados será a parte principal para a construção de um “software” nacional para cálculos de dose, que poderá fazer parte de um sistema de planejamento confiável para ser utilizado em radioterapia/braquiterapia. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:51:42Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:37Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A extrusão do polietileno linear de baixa densidade (LLDPE) é limitada por um defeito de processamento conhecido como fratura do fundido, que é um defeito de superfície no polímero extrudado. Esta torna-se áspera, resultando na perda do lustro e em uma mudança de determinadas propriedades de superfície. O objetivo deste trabalho foi obter um copolímero do politetrafluoroetileno reciclado com uma olefina que possa melhorar o processo de extrusão do LLDPE. O copolímero é obtido por meio da irradiação do PTFE reciclado sob atmosfera inerte para obter os radicais livres e, posteriormente, adicionado o monômero olefínico visando a sua enxertia na matriz polimérica (PTFE). Após um tempo de contacto, faz-se um tratamento térmico para a recombinação e eliminação dos radicais, ambos sob atmosfera reativa e/ou inerte. Foram utilizados três monômeros olefínicos, acetileno, etileno e 1,3-butadieno. O monômero 1,3-butadieno mostrou-se mais efetivo na enxertia. Os resultados foram caracterizados pela espectroscopia de absorção na região do infravermelho com transformadas de Fourier (FTIR), análise termogravimétrica (TGA) e termogravimetria derivada (DTG). O copolímero obtido foi misturado nas concentrações de 0,2 a 2,0 % em massa com o LLDPE. As propriedades reológicas desta mistura foram determinadas com um reômetro de torque. Os resultados demonstram que o processo utilizado fornece um copolímero que, usado como aditivo ao LLDPE, melhora o processo de extrusão eliminando o defeito de processamento conhecido como fratura do fundido. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2014-11-10T10:59:52Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-11-10T10:59:52Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Sendo o método mais preciso para estimar a dose absorvida em radioterapia, o Método de Monte Carlo (MMC) tem sido amplamente utilizado no planejamento de tratamento radioterápico. No entanto, a sua eciência pode ser melhorada para aplicações clínicas de rotina. Nesta dissertação é apresentado o código CUBMC, um código de Monte Carlo que simula o transporte de fótons para cálculo de dose, desenvolvido na plataforma CUDA (Compute Unified Device Architecture). A simulação de eventos físicos é baseada no algoritmo presente no código PENELOPE, e as tabelas de seção de choque utilizadas são geradas pela rotina MATERIAL, também presente no código PENELOPE. Os fótons são transportados em objetos simuladores descritos por voxels. Existem duas abordagens distintas utilizadas para a simulação. A primeira delas obriga o fóton a realizar uma parada toda vez que cruza a fronteira de um voxel, a segunda e pelo Método de Woodcock, onde o fóton ignora a existência de fronteiras e é transportado em um meio homogêneo fictício. O código CUBMC tem como objetivo ser uma opção de código simulador que, ao utilizar a capacidade de processamento paralelo de unidades de processamento gráfico (GPU), apresente alto desempenho em máquinas compactas e de baixo custo, podendo assim ser aplicado em casos clínicos e incorporado a sistemas de planejamento de tratamento em radioterapia. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP