Made available in DSpace on 2014-10-09T12:30:45Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:02Z (GMT). No. of bitstreams: 1 01366.pdf: 2764676 bytes, checksum: eb0ee3f52111d5d6caca21c0dc82fd30 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:30:45Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:02Z (GMT). No. of bitstreams: 1 01366.pdf: 2764676 bytes, checksum: eb0ee3f52111d5d6caca21c0dc82fd30 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:17Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:03:03Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:17Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:03:03Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A principal contribuição para a exposição externa aos seres humanos provem da radioatividade natural presente em solos, principalmente do 40K e das séries do 238U e 232Th. No presente trabalho foram determinadas as concentrações de atividade de 226Ra (série do 238U) , 232Th e 40K em amostras superficiais de areia coletadas mensalmente em 11 locais ao longo da Praia de Camburi durante o ano de 2011, selecionados para cobrir toda a extensão da praia. As amostras seladas foram medidas por espectrometria gama, após um tempo de espera de aproximadamente 30 dias, para que fosse atingido o equilíbrio radioativo nas séries do 238U e 232Th. A concentração de atividade do 226Ra foi determinada pela média ponderada das concentrações do 214Pb e do 214Bi, a concentração de atividade do 232Th pela média ponderada das concentrações do 212Pb, do 212Bi e do 228Ac. A atividade do 40K foi determinada pela sua única transição gama de 1460,8 keV. Para todas as amostras, as concentrações foram corrigidas pelos fatores de autoatenuação gama. A partir destas concentrações foram avaliados os índices radiológicos, atividade equivalente em rádio (Raeq), índice de concentração de atividade (Iγ), índice de risco à exposição gama externo (Hext), índice de risco à exposição gama interno (Hint), taxa de dose gama absorvida no ar (D) em nGy.h-1 e dose efetiva anual (E) em mSv.a-1. No local estudado foi realizada uma avaliação da correlação das concentrações de atividade de 226Ra, 232Th e 40K com os fatores geológicos, geográficos, climatológicos (precipitação pluviométrica e temperatura) e oceanográficos (variação da altura das marés). Devido à presença forte de monazita, a concentração de 232Th é mais elevada do que a concentração de 226Ra e 40K. As concentrações de atividade encontradas variaram de 4 Bq.kg-1 a 1380 Bq.kg-1 para o 226Ra, de 9 Bq.kg-1 a 7453 Bq.kg-1 para o 232Th e de 6 Bq.kg-1 a 504 Bq.kg-1 para o 40K. A variação encontrada para o Raeq foi de 20 Bq.kg-1 a 12077 Bq.kg-1 , para o Iγ foi de 0,07 a 42,08, para o Hext foi de 0,05 a 32,61, para o Hint foi de 0,06 a 36,34 e para a taxa de dose absorvida no ar foi de 9 nGy.h-1 a 5160 nGy.h-1. As baixas concentrações de atividade de 226Ra,232Th e 40K em todos os pontos no mês de abril estão possivelmente relacionadas aos valores máximos da variação da altura das marés e da precipitação pluviométrica. A temperatura média de Vitória durante o ano de 2011 não interfere diretamente nas variações observadas nas concentrações de atividade de 226Ra,232Th e 40K das areias. Foi realizada uma avaliação da dose efetiva anual para um indivíduo do público que frequenta a Praia de Camburi durante 8 horas diárias em 1 mês, em janeiro ou em julho, e todas as doses encontradas estão abaixo do limite de 1 mSv.a-1, recomendado pela ICRP 60 para público em geral. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Pedro Silva Filho (pfsilva@ipen.br) on 2017-11-23T11:10:00Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-11-23T11:10:00Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O processamento por radiação gama para beneficiamento de produtos tem se tornado uma tecnologia aceita mundialmente. Tem como aplicações a esterilização de produtos médicos, a irradiação de alimentos e produtos agrícolas, a modificação de materiais poliméricos e biomateriais, a preservação de objetos de patrimônio cultural, a esterilização de tecidos humanos para transplante, a mudança de cor em gemas, dentre outros. Desde 2004, o Irradiador Multipropósito de Cobalto-60 do Centro de Tecnologia das Radiações do IPEN tem sido utilizado no estudo e aperfeiçoamento dessas aplicações com objetivos de pesquisa e no estabelecimento de aplicações rotineiras. Este, embora concebido para trabalhar no modo contínuo de irradiação, é utilizado no modo estacionário mais indicado para irradiações de materiais delicados ou de pesquisa. Neste trabalho foram validadas e verificadas experimentalmente as adequações dos métodos à irradiação estacionária; bem como as interrupções para medição de doses em dosímetros de polimetilmetacrilato em processos fracionados, onde seu uso se mostrou adequado para taxas de dose maiores que 2kGy·h-1. A descrição do processo de carga das fontes mostra a importância do seu planejamento e seu impacto na distribuição de taxas de dose. Os mapeamentos das doses e taxas de dose permitiram localizar regiões de valores homogêneos e máximos. Foi estabelecido um procedimento de irradiação de tecidos para aloenxertia utilizando monitoração dosimétrica externa. Foram levantados os custos e despesas de irradiação, aplicáveis a instalações governamentais. O balanço energético da piscina de armazenamento das fontes permitiu calcular o fluxo de calor do sistema e definir as condições máximas de operação sem trocador de calor. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:01Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:33Z (GMT). No. of bitstreams: 1 19174.pdf: 31751 bytes, checksum: 7f1e1ac2bd5fcea7b8edbb1e6ba7a12b (MD5) / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:01Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:33Z (GMT). No. of bitstreams: 1 19174.pdf: 31751 bytes, checksum: 7f1e1ac2bd5fcea7b8edbb1e6ba7a12b (MD5) / A Terapia de Captura de Nêutron por Boro (BNCT) é uma terapia de combate ao câncer bimodal, na qual a energia útil da terapia vem da reação nuclear que ocorre pelo Boro quando irradiado com nêutrons térmicos. No IPEN há uma instalação de pesquisas em BNCT, na qual o feixe de radiação contendo nêutrons é proveniente do reator IEA-R1. Como condição desta terapia é necessário realizar a dosimetria do feixe de radiação, que atualmente é feito com o uso de folhas de ativação, para cálculo do fluxo de nêutrons, e do dosímetro TLD 400, para estimativa da dose gama. Para campos mistos de nêutrons e gamas, a Comissão Internacional de Unidades e Medidas (ICRU) recomenda o uso de dosímetros com sensibilidades distintas para as componentes do feixe, como o caso do par TLD 600 e TLD 700 que apresentam sensibilidades distintas a nêutrons térmicos, devido à diferente quantidade do isótopo 6Li em sua composição, o qual apresenta uma alta seção de choque para nêutrons térmicos. Este trabalho constou da realização de simulações e experimentos visando a implementação da metodologia de dosimetria utilizando o par TLD 600 e TLD 700 e sua comparação com a metodologia atualmente utilizada pelo grupo de pesquisa em BNCT, que utiliza o TLD 400. Portanto, foi realizado um estudo das respostas de cada um destes TLDs a partir de irradiações em diferentes campos e sempre utilizando simulações com o MCNP para fornecer a discriminalização das componentes de dose depositadas em cada TLD. Foram realizadas varias irradiações em campo de gama puro e em campo misto de nêutrons e gamas para o estudo da reprodutibilidade destes TLDs. Este estudo mostrou que mesmo TLDs do mesmo tipo têm sensibilidades distintas, e assim foi criado um Fator de Normalização para cada um dos TLDs, eliminando assim a necessidade de selecionamento. Foi realizado um estudo sobre a diferença das respostas destes TLDs devido à diferentes campos. Este estudo mostrou ser possível estimar o fluxo relativo entre gamas e nêutrons a partir da relação existente entre as duas regiões de interesse dos TLDs 600 e 700. Também foi possível observar que o TLD 700 apresenta resposta para nêutrons, e se a recomendação da ICRU for seguida, a resposta devido à radiação gama será superestimada. Foram obtidas as curvas de calibração dose resposta destes TLDs para campos de gamas puro e campos mistos. Este trabalho propõe o uso desta metodologia com o uso do par TLD 600 e TLD 700, por apresentar maior precisão de resposta frente a atual metodologia que utiliza o TLD 400, porém precauções devem ser tomadas para evitar que a dose gama seja superestimada. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

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 Pedro Silva Filho (pfsilva@ipen.br) on 2017-11-22T17:07:51Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-11-22T17:07:51Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho tem como objetivo investigar a concentração de impurezas radioativas gama emissoras presentes nas soluções dos radiofármacos produzidos no Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN em São Paulo. Para que este radiofármaco possa ser utilizado adequadamente, sua qualidade deve ser avaliada de acordo com os procedimentos estabelecidos de acordo com os \"Requisitos Gerais para a Competência de Laboratórios de Teste e Calibração\", ISO / IEC 17025: 2005 e pelas \"Boas Práticas de Fabricação\" (BPF), controladas pela ANVISA (Agência Nacional de Vigilância Sanitária), no Brasil. Para determinar a atividade, dos radiofármacos das impurezas gama emissoras, foi utilizado um espectrômetro gama de alta resolução em duas distâncias fonte-detector; uma de 18 cm e outra de 1,7 cm. Para a distância de 18 cm, o espectrômetro HPGe foi calibrado com energias gama entre 81 kev e 1408 kev, medindo ampolas seladas de 60Co, 133Ba, 137Cs e 152Eu, padronizadas no Laboratório de Metrologia Nuclear (LMN) do IPEN. Para impurezas com baixas atividades, utilizou a distância fontedetector de 1,7 cm. A esta distância, o efeito soma em cascata é muito elevado, tornando difícil a medição das ampolas de calibração padrão, com isso, a curva de eficiência do espectrômetro foi obtida por um código de simulação de Monte Carlo, desenvolvido no IPEN. Neste código, todos os detalhes do sistema de detecção são modelados e as curvas de resposta para raios X e raios gama são calculadas pelo código de transporte de radiação MCNPX. Os espectros gama foram analisados pelo programa Alpino, que aplica o método de integração numérica da área sob os fotopicos de absorção total. Para as impurezas gama emissoras não detectadas visualmente, os limites de detecção foram calculados a partir da taxa de contagem de fundo, sob a área do pico de interesse. As soluções radioativas analisadas foram 67Ga,99Mo, 99mTc, 111In, 131I, 153Sm, 177Lu e 201Tl. Os resultados da relação entre a atividade do radionuclídeo em análise e as impurezas identificadas apresentaram acordo com os certificados de análise dos fabricantes, assim como, com as especificações da ANVISA. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP