Ionizing radiation has a harmful potential to humans, so the protection of workers and public individuals is fundamental for the safe use of radiation in different practical purpose. Therefore, is necessary to set exposure limits to radiation using dosimetric quantities such as equivalent dose and effective dose. However equivalent and effective dose are not directly measured, so it is necessary calculate conversion coefficients (CC¡¦s) which relates this quantities with measured quantities such as particles fluence. In the literature exposure scenarios are, in general, built with simulator in the standing posture, but exposure of individuals to radiation can occur in other posture, so the aim of this work is calculate and compare the absorbed dose-to-fluence conversion coefficients (DT/ ¶) and effective dose-to-fluence conversion coefficients (E/ ¶) for the female hybrid simulator (UFHADF) in the standing and sitting posture and for the male hybrid simulator (UFHADM) in the standing posture using the Monte Carlo code MCNPX for monoenergetic protons from 2 MeV to 10 GeV and in the antero posterior (AP), postero anterior (PA), right lateral (RLAT), left lateral (LLAT), rotational (ROT) and isotropic (ISO) exposure scenarios. Comparing the CC¡¦s between standing and sitting posture of UFHADF simulator, it was observed that in the AP and PA irradiation geometry the relative differences in the head, chest and the superior abdomen organs were not relevant. However in the others irradiation geometries, for some organs in the abdomen and chest region differences in CC¡¦s were observed. The organs that presented more differences in CC¡¦s were uterus (538 % in RLAT geometry), bladder (80 % in ROT geometry) and ovaries (2861 % in LLAT geometry) since this organs are located in the lower abdominal region, in which the position of legs and arms are different between standing and sitting posture. Calculate the DT/ ¶ e E/ ¶ nconversion coefficients using simulator in the sitting posture is important to estimate more precisely the dose in individuals exposed to radiation in actual scenarios. / As radiacoes ionizantes tem um potencial danoso aos seres humanos e, por isso, a protecao de trabalhadores e de individuos do publico e essencial para o uso seguro das mesmas nos diversos fins praticos. Desta forma, e necessario estabelecer limites de exposicao com relacao a estes tipos de radiacao e, para tanto, sao utilizadas grandezas dosimetricas como a dose equivalente e a dose efetiva. Como a dose equivalente e a dose efetiva nao sao medidas diretamente faz-se necessario o calculo de coeficientes de conversao (CC¡¦s) em ambito computacional, pois eles relacionam estas grandezas com grandezas mensuraveis, como a fluencia de particulas. Como na literatura os cenarios de exposicao sao, em geral, construidos com simuladores implementados na postura vertical e nem sempre a exposicao de individuos a radiacao ocorre nessa postura, esse trabalho tem como finalidade, utilizar o codigo de transporte de radiacao Monte Carlo MCNPX e o simulador antropomorfico adulto feminino UFHADF nas posturas vertical e sentada e o simulador masculino UFHADM na postura vertical para obter e comparar os coeficientes de conversao para dose absorvida (DT) e dose efetiva (E) em termos da fluencia (£X) (DT/£X e E/£X) para protons monoenergeticos de 2 MeV ate 10 GeV, para os cenarios de irradiacao antero-posterior (AP), postero-anterior (PA), lateral direito (RLAT), lateral esquerdo (LLAT), rotacional (ROT) e isotropico (ISO). Na comparacao dos CC¡¦s entre o simulador UFHADF nas posturas vertical e sentada, foi observado que a diferenca relativa entre os CC¡¦s nos orgaos da regiao da cabeca, do torax e do abdomen superior nao foram relevantes nas geometrias de irradiacao AP e PA. Ja nas demais geometrias de irradiacao, para alguns orgaos da regiao do abdomen e torax diferencas nos CC¡¦s foram observadas. Os orgaos que mais apresentaram diferencas nos CC¡¦s foram o utero (538 % na geometria RLAT), a bexiga (80 % na geometria ROT) e os ovarios (2861 % na geometria LLAT) que se localizam na regiao abdominal inferior, regiao onde ha a diferenca na posicao das pernas e bracos do simulador. Assim, o calculo dos coeficientes de conversao DT/ ¶ e E/ ¶ utilizando simuladores antropomorficos na postura sentada e importante para uma estimativa mais precisa da dose em individuos submetidos a cenarios reais de exposicao a radiacao.

Este trabalho apresenta uma metodologia, baseada no método de Galerkin, para quantificar a incerteza no problema de flexão estocástica da viga de Euler-Bernoulli repousando em fundação de Pasternak. A incerteza nos coeficientes de rigidez da viga e da fundação é representada por meio de processos estocásticos parametrizados. A limitação em probabilidade dos parâmetros randômicos e a escolha adequada do espaço de soluções aproximadas, necessárias à posterior demonstração de unicidade e existência do problema, são consideradas por meio de hipóteses teóricas. O espaço de soluções aproximadas de dimensão finita é construído pelo produto tensorial entre espaços (determinístico e randômico), obtendo-se um espaço denso no espaço das soluções teóricas. O esquema de Wiener-Askey dos polinômios do caos generalizados é utilizado na representação do processo estocástico de deslocamento da viga. O método dos elementos finitos estocásticos é apresentado e empregado na solução numérica de exemplos selecionados. Os resultados, em termos de momentos estatísticos, são comparados aos obtidos por meio de simulações de Monte Carlo. / This study presents a methodology, based on the Galerkin method, to quantify the uncertainty in the stochastic bending problem of an Euler-Bernoulli beam resting on a Pasternak foundation. The uncertainty in the stiffness coefficients of the beam and foundation is represented by parametrized stochastic processes. The probability limitation on the random parameters and the choice of an appropriated approximate solution space, necessary for the subsequent demonstration of uniqueness and existence of the problem, are considered by means of theoretical hypothesis. The finite dimensional space of approximate solutions is built by tensor product between spaces (deterministic and randomic), obtaining a dense space in the theoretical solution space. The Wiener-Askey scheme of generalizes chaos polynomials is used to represent the stochastic process of the beam deflection. The stochastic finite element method is presented and employed in the numerical solution of selected examples. The results, in terms of statistical moments, are compared to results obtained through Monte Carlo simulations.

Ionizing radiation has a harmful potential to humans, so the protection of workers and public individuals is fundamental for the safe use of radiation in different practical purpose. Therefore, is necessary to set exposure limits to radiation using dosimetric quantities such as equivalent dose and effective dose. However equivalent and effective dose are not directly measured, so it is necessary calculate conversion coefficients (CCs) which relates this quantities with measured quantities such as particles fluence. In the literature exposure scenarios are, in general, built with simulator in the standing posture, but exposure of individuals to radiation can occur in other posture, so the aim of this work is calculate and compare the absorbed dose-to-fluence conversion coefficients (DT/ ) and effective dose-to-fluence conversion coefficients (E/ ) for the female hybrid simulator (UFHADF) in the standing and sitting posture and for the male hybrid simulator (UFHADM) in the standing posture using the Monte Carlo code MCNPX for monoenergetic protons from 2 MeV to 10 GeV and in the antero posterior (AP), postero anterior (PA), right lateral (RLAT), left lateral (LLAT), rotational (ROT) and isotropic (ISO) exposure scenarios. Comparing the CCs between standing and sitting posture of UFHADF simulator, it was observed that in the AP and PA irradiation geometry the relative differences in the head, chest and the superior abdomen organs were not relevant. However in the others irradiation geometries, for some organs in the abdomen and chest region differences in CCs were observed. The organs that presented more differences in CCs were uterus (538 % in RLAT geometry), bladder (80 % in ROT geometry) and ovaries (2861 % in LLAT geometry) since this organs are located in the lower abdominal region, in which the position of legs and arms are different between standing and sitting posture. Calculate the DT/ e E/ nconversion coefficients using simulator in the sitting posture is important to estimate more precisely the dose in individuals exposed to radiation in actual scenarios. / As radiacoes ionizantes tem um potencial danoso aos seres humanos e, por isso, a protecao de trabalhadores e de individuos do publico e essencial para o uso seguro das mesmas nos diversos fins praticos. Desta forma, e necessario estabelecer limites de exposicao com relacao a estes tipos de radiacao e, para tanto, sao utilizadas grandezas dosimetricas como a dose equivalente e a dose efetiva. Como a dose equivalente e a dose efetiva nao sao medidas diretamente faz-se necessario o calculo de coeficientes de conversao (CCs) em ambito computacional, pois eles relacionam estas grandezas com grandezas mensuraveis, como a fluencia de particulas. Como na literatura os cenarios de exposicao sao, em geral, construidos com simuladores implementados na postura vertical e nem sempre a exposicao de individuos a radiacao ocorre nessa postura, esse trabalho tem como finalidade, utilizar o codigo de transporte de radiacao Monte Carlo MCNPX e o simulador antropomorfico adulto feminino UFHADF nas posturas vertical e sentada e o simulador masculino UFHADM na postura vertical para obter e comparar os coeficientes de conversao para dose absorvida (DT) e dose efetiva (E) em termos da fluencia (X) (DT/X e E/X) para protons monoenergeticos de 2 MeV ate 10 GeV, para os cenarios de irradiacao antero-posterior (AP), postero-anterior (PA), lateral direito (RLAT), lateral esquerdo (LLAT), rotacional (ROT) e isotropico (ISO). Na comparacao dos CCs entre o simulador UFHADF nas posturas vertical e sentada, foi observado que a diferenca relativa entre os CCs nos orgaos da regiao da cabeca, do torax e do abdomen superior nao foram relevantes nas geometrias de irradiacao AP e PA. Ja nas demais geometrias de irradiacao, para alguns orgaos da regiao do abdomen e torax diferencas nos CCs foram observadas. Os orgaos que mais apresentaram diferencas nos CCs foram o utero (538 % na geometria RLAT), a bexiga (80 % na geometria ROT) e os ovarios (2861 % na geometria LLAT) que se localizam na regiao abdominal inferior, regiao onde ha a diferenca na posicao das pernas e bracos do simulador. Assim, o calculo dos coeficientes de conversao DT/ e E/ utilizando simuladores antropomorficos na postura sentada e importante para uma estimativa mais precisa da dose em individuos submetidos a cenarios reais de exposicao a radiacao.

Cardiac procedures are the most common within the interventional radiology (IR) and they can provide high medical and occupational exposures, since, in most cases these procedures are time consuming and complexes. Although the use of X-rays is justified in this case, it is important to make an assessment of radiation doses and associated risk to patients and medical staff. The aim of this study was to build a computational model of exposure composed of an adult patient, a cardiologist and a nurse, in a typical cardiac scenario in IR and, then, estimate absorbed doses in organs and tissues, and through this dosimetric quantity, determine equivalent doses, the effective dose and cancer risk associated with exposure. The estimated dosimetric quantities were normalized by the kerma-area product (KAP). In this study, the results are presented in conversion coefficient (CC) for radiation dose and cancer risk. The radiographic parameters used in the Monte Carlo simulations were: peak voltages between 60 and 120 kVp, inherent filtration of 3.5 mm Al and a field area 10 cm x 10 cm. Eight beam projections were used: antero-posterior (AP), postero-anterior (PA), right anterior oblique (RAO90o), left anterior oblique (LAO90o), cranial (CRAN30o), caudal (CAUD30o), left anterior oblique and right anterior oblique (LAO45o and RAO45o). The radiation transport code used was MCNPX 2.7.0, in which was incorporated three anthropomorphic phantoms were incorporated with a source of X-rays emitting photons isotropically in the patient´s chest region and all common objects inside the room in IR. The anthropomorphic phantoms used to represent the cardiologist and the patient were the MASH and the nurse was simulated by the FASH phantom. Energy spectra were generated using the SRS 78 program. Two irradiation scenarios named I and II were created. In I, the operating table had no lead curtain and suspended shields of lead glass and, in II, these protection devices were considered. The average effective dose of CCs for the eight projections used in cardiac procedures angiography and coronary angioplasty was: patient 2,5E-01 mSv/Gy.cm2; cardiologist 2,0E-01(I) and 4,7E-02 ÊSv/Gy.cm2 (II) and nurse 2,4E-02 (I) and 1,8E-02 ÊSv/Gy.cm2 (II).The effective risk of cancer in 10-4/Gy.cm 2 was: 1.2 for the patient, 2,6 E-03 (I) and 4.9 E-04 (II) for the cardiologist and 5.2 E-04 (I) and 4.0 E-04 (II) for the nurse. The results presented in this study are consistent with the experimental values obtained in the literature. Thus, we believe that results improve or extend the existing data and will be a useful reference tool for professionals of radiation protection, the scientific community and especially for the physicians themselves who are exposed routinely. / Os procedimentos cardiacos sao os mais frequentes dentro da radiologia intervencionista (RI) e podem proporcionar elevadas exposicoes medicas e ocupacionais, uma vez que, na maioria dos casos, os procedimentos sao demorados e complexos. Embora o uso de raios X nestes casos seja justificado, e importante fazer uma avaliacao das doses dessa radiacao e dos riscos associados tanto em pacientes quanto nos profissionais envolvidos. O objetivo deste estudo foi criar um modelo computacional de exposicao composto por um paciente adulto, um medico cardiologista e uma enfermeira, em um cenario tipico cardiaco em RI e, posteriormente, estimar as doses absorvidas nos orgaos e tecidos e, por meio desta grandeza, determinar as doses equivalentes, a dose efetiva e os riscos de cancer associados a exposicao. As grandezas estimadas foram normalizadas pelo produto kerma-area (PKA). Os resultados obtidos estao apresentados no formato de coeficiente de conversao (CCs) de dose de radiacao e de risco de cancer. Os parametros radiograficos utilizados nas simulacoes Monte Carlo foram: tensoes de pico entre 60 - 120 kVp, filtracao inerente de 3,5 mm Al, area do campo 10 cm x 10 cm. Foram utilizadas oito projecoes de feixe: antero-posterior (AP), postero-anterior (PA), obliquo anterior direito (RAO90o), obliquo anterior esquerdo (LAO90o), cranial (CRAN30o), caudal (CAUD30o), obliquo anterior esquerdo e obliquo anterior direito (LAO45o e RAO45o). O codigo de transporte de radiacao utilizado foi o MCNPX-2.7.0, no qual foram incorporados os tres simuladores antropomorficos, uma fonte de raios X emitindo fotons isotropicamente na regiao do torax do paciente e todos os objetos comuns no interior da sala de RI. O simulador antropomorfico utilizado para representar o cardiologista e o paciente foi o MASH e para simular a enfermeira foi utilizado a FASH. Os espectros de energia foram gerados utilizando o programa SRS 78. Foram criados dois cenarios de irradiacao denominados de I e II. Em I, a mesa cirurgica nao possuia cortina de chumbo e nem tinha protetores suspensos de vidro plumbifero e, em II, estes dispositivos de protecao foram considerados. As medias dos CCs de dose efetiva para as oito projecoes usadas em procedimentos cardiacos de angiografia e angioplastia coronaria foi: paciente 2,5E-01 mSv/Gy.cm2; cardiologista 2,0-E01(I) e 4,7E-02 ÊSv/Gy.cm2 (II) e enfermeira 2,4E-02 (I) e 1,8E-02 ÊSv/Gy.cm2 (II). O risco efetivo de cancer em 10-4/Gy.cm2 foi de 1,2 para o paciente, 2,6E-03 (I) e 4,9E-04 (II) para o cardiologista e 5,2E-04 (I) e 4,0E-04 (II) para a enfermeira. Os resultados apresentados neste estudo sao consistentes com os valores experimentais descritos na literatura. Tais resultados ampliam o conhecimento ja existente sobre doses em radiologia intervencionista e propiciam uma ferramenta util de consulta para os profissionais de radioprotecao, para a comunidade cientifica e, sobretudo, para os proprios medicos que se expoem rotineiramente.

Dosimetric quantities are necessary for evaluate the human exposures to radiation quantitatively and to describe relationships between the dose and biological effects caused by the interaction of radiation with the organs and tissues, providing a basis for estimating risks in radiological protection. Anthropomorphic simulators are threedimensional representations of the human body and coupled to a radiation transport code provides conversion coefficients for estimating the equivalent and effective doses through physical quantities, such as air kerma (Kair). In most published papers the exposure scenarios consist of simulators implemented in the standing posture. In this work we developed exposure scenarios in the Visual Monte Carlo (VMC) code using a female adult voxel simulator in standing and sitting postures. The simulator was irradiated by a plane source of monoenergetic photons with energy from 10 keV to 2 MeV in the antero-posterior (AP), postero-anterior (PA), right lateral (RLAT) and left lateral (LLAT) irradiation geometries. The conversion coefficients for equivalent and effective doses in terms of air kerma (H/Kair and E/Kair) were calculated for both scenarios and compared. The results show that the relative difference of conversion coefficients for the organs of the head and thorax was not significant (less than 5%) since the anatomic position of the organs is the same in both postures. The relative difference is more significant for organs of abdominal region, such as the ovaries (71% for photon energy of 20 keV), the bladder (39% at 60 keV) and the uterus (37% at 100 keV), especially when the simulator is irradiated in AP geometry. In this same irradiation geometry, the conversion coefficients E/Kair presented relative differences until 27% (at 10 keV), due to a change in absorbed dose of organs with relevant wT , which are located in the anterior portion of the simulator. Thus, the calculation of conversion coefficients HT / Kair and E/Kair using anthropomorphic simulators in different postures is important for more precisely estimating of individual dose in real scenarios of radiation exposure. / Grandezas dosimétricas são necessárias para avaliar exposições dos seres humanos à radiação de modo quantitativo e para descrever relações entre a dose e os efeitos biológicos causados pela interação da radiação com os órgãos e tecidos, fornecendo uma base para estimativas de riscos em proteção radiológica. No âmbito computacional, os simuladores antropomórficos são representações tridimensionais do corpo humano que quando acoplados a um código de transporte de radiação fornecem coeficientes de conversão para estimativa de dose equivalente e dose efetiva através de grandezas físicas, como por exemplo, o kerma no ar (Kar). Na literatura, os cenários de exposição são, em geral, formados por simuladores implementados na postura vertical (em pé). Neste trabalho, foram elaborados cenários de exposição no código Visual Monte Carlo utilizando um simulador voxel adulto feminino nas posturas vertical e sentada. O simulador foi irradiado por uma fonte plana de fótons monoenergéticos de 10 keV a 2 MeV nas geometrias de irradiação antero-posterior (AP), postero-anterior (PA), lateral direita (RLAT) e lateral esquerda (LLAT). Os coeficientes de conversão de dose equivalente e dose efetiva em termos do kerma no ar (HT/Kar e E/Kar ) foram calculados para ambos cenários e comparados. Os resultados mostram que a diferença relativa entre os coeficientes de conversão HT /Kar?? para os órgãos da cabeça e do tórax não foi significante (menor que 6%) devido à posição anatômica dos órgãos ser a mesma para ambas posturas. Entretanto, a diferença relativa é significante para órgãos da região abdominal inferior, como ovários (71% para fótons de 20 keV), bexiga (39% em 60 keV) e útero (37% em 100 keV), principalmente quando o simulador é irradiado na geometria AP. Nesta mesma geometria, os coeficientes de conversão E/Kar apresentaram diferenças mais evidentes (27% em 10 keV), devido uma mudança na dose absorvida de órgãos com fatores de ponderação teciduais (wT ) relevantes, situados na porção anterior do simulador. Assim, o cálculo dos coeficientes de conversão HT /Kar e E/Kar utilizando simuladores antropomórficos em diferentes posturas é importante para estimar mais precisamente a dose em indivíduos submetidos a cenários reais de exposição à radiação.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:28:43Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:57:15Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho apresenta as medidas das taxas de reação nuclear ao longo da direção radial da pastilha combustível por irradiação e posterior espectrometria gama de um fino disco de UO2 com enriquecimento de 4,3% no reator IPEN/MB- 01. A partir de sua irradiação, a taxa de captura radioativa e de fissão foram medidas em função do raio do disco utilizando um detector HPGe. Colimadores de chumbo foram utilizados para esse fim. O disco de UO2 é inserido no interior de uma vareta combustível desmontável e esta é então colocada na posição central do núcleo do reator IPEN/MB-01 e irradiada durante uma hora sob um fluxo de nêutrons de aproximadamente 9 x 108 n/cm2s. Na espectrometria gama, 10 colimadores com diâmetros diferentes foram utilizados, consequentemente, as reações nucleares de captura radioativa que ocorrem nos átomos de 238U e as fissões que ocorrem em ambos 235U e 238U são mensuradas em função de 10 regiões distintas do disco combustível. Correções de eficiência geométrica devido à introdução dos colimadores no sistema de detecção HPGe foram estimados usando o código MCNP-4C. Alguns valores calculados da taxa de reação nuclear de captura radioativa e fissão obtidos pela metodologia de Monte Carlo, utilizando o código MCNP-4C, são apresentados e comparados aos dados experimentais apresentando boa concordância. Além de taxas de reação nuclear, os índices espectrais 28ρ e 25δ foram obtidos para cada raio do disco combustível. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:36:04Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:49Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O presente trabalho tem como objetivo a padronização de 68Ga, um emissor de pósitrons de meia-vida curta, usado em PET (Tomografia por Emissão de Pósitrons). A padronização do 68Ga foi realizada em um sistema de coincidência 4πβ-γ, que consiste de um detector proporcional em geometria 4π a gás fluente acoplado a um detector de cristal semicondutor HPGe, para a detecção de raios gama. A aquisição de dados foi realizada por meio de um Sistema de Coincidência por Software (SCS), desenvolvido no Laboratório de Metrologia Nuclear (Laboratório de Metrologia Nuclear - LMN) no IPEN-CNEN / SP. Os resultados finais foram obtidos a partir de um ajuste de curva multiparamétrica aplicando-se uma metodologia que leva em consideração a matriz de covariância combinando os resultados experimentais com aqueles determinados pela simulação Monte Carlo. / 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 Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-11-11T16:39:02Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-11-11T16:39:02Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O reator de pesquisas IEA-R1 opera em regime de 40 h semanais à potência de 4,5 MW. Nestas condições, os cestos disponíveis para o armazenamento dos elementos combustíveis irradiados possuem menos de metade da sua capacidade inicial. Assim, nestas condições de operação, teremos apenas cerca de seis anos de capacidade para armazenamento. Considerando que a vida útil desejada do IEA-R1 seja de pelo menos mais 20 anos, será necessário aumentar a capacidade de armazenamento de combustível irradiado. Dr. Henrik Grahn, especialista da Agência Internacional de Energia Atômica sobre o armazenamento molhado (em piscinas de estocagem), ao visitar o reator IEA-R1 (setembro/2012) fez algumas recomendações. Entre elas, a concepção e instalação de cestos fabricados com aço inoxidável borado e internamente revestidos com uma película de alumínio, de modo que a corrosão dos elementos combustíveis não ocorresse. Após uma revisão da literatura sobre opções de materiais disponíveis para esse tipo de aplicação chegamos ao BoralcanTM fabricado pela 3M devido suas propriedades. Este trabalho apresenta estudos sobre a análise de criticalidade com o código computacional MCNP-5 utilizando duas bibliotecas americanas de dados nucleares avaliados (ENDF/B-VI e ENDF/B-VII) comparativamente. Estas análises demonstraram a possibilidade de dobrar a capacidade de armazenamento de elementos combustíveis, no mesmo espaço ocupado pelos cestos atuais, atendendo a demanda do reator de pesquisas IEA-R1 e também satisfazendo os requisitos de segurança da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e da Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA). / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2016-12-21T11:30:16Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-12-21T11:30:16Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O sucesso de uma radioterapia depende do correto planejamento da dose a ser entregue ao volume alvo. Na braquiterapia, modalidade da radioterapia onde um radioisótopo selado é implantado intracavitariamente ou intersticialmente no paciente, há menos avanços em sistemas de planejamento de tratamento computacionais do que na teleterapia, amplamente mais utilizada nos serviços típicos. Porém, a braquiterapia, quando aplicável, é preferível por poupar tecidos sadios vizinhos de uma dose desnecessária. O AMIGOBrachy, um sistema de planejamento para braquiterapia de interface amigável, compatibilidade com outros sistemas comerciais em uso e integrado ao código MCNP6 (Monte Carlo N-Particle Transport Code v. 6) foi desenvolvido no Centro de Engenharia Nuclear do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (CEN-IPEN) e atualmente está em processo de validação. Este trabalho contribuiu para este processo, avaliando três diferentes casos clínicos através do AMIGOBrachy com o formalismo do TG43 da AAPM (Associação Americana de Física Médica), protocolo que rege a dosimetria em braquiterapia, e comparando seus resultados com as distribuições de dose calculadas por outros sistemas comerciais consagrados: Varian BrachyVision TM (Varian Medical Systems; Palo Alto, CA, EUA) e Nucletron Oncentra® (Elekta; Estocolmo, Suécia). Os resultados obtidos estão dentro de uma faixa de concordância de ±10%, estando mais discrepantes em regiões muito próximas do aplicador, onde os sistemas de planejamento comerciais e o AMIGOBrachy divergem devido aos diferentes métodos de cálculo. Em pelo menos dois terços da região de interesse, porém, a dose concordou em uma faixa de ±3% para os três casos. Também foram realizadas simulações utilizando o formalismo do TG186 da AAPM, que considera heterogeneidades no tecido, para avaliar o impacto dos mesmos na dose. Em adição ao processo de validação, também foi realizado um estudo em braquiterapia oftálmica para posterior inserção de um módulo adicional ao AMIGOBrachy; para isso, um modelo de olho humano foi desenvolvido utilizando geometria UM (Unstructured Mesh), para validação com o código MCNP6, que apenas nesta versão demonstra um novo recurso capaz de simular uma geometria híbrida: parcialmente analítica, parcialmente UM. O modelo considera dez diferentes estruturas no olho humano: esclera, coroide, retina, corpo vítreo, córnea, câmara anterior, lente, nervo óptico, parede do nervo óptico, e um tumor definido de forma arbitrária crescendo da superfície externa do globo ocular em direção ao seu centro. Os resultados foram comparados com um modelo de olho puramente analítico modelado com o MCNP6 e tomado como referência. Os resultados foram satisfatórios em todas as simulações desenvolvidas, exceto para as estruturas do nervo óptico e sua parede, que devido ao seu pequeno tamanho e distância da fonte, mostraram erros relativos maiores, mas ainda menores que 10%, e não representam problema de preocupação clínica uma vez que recebem doses muito pequenas. Discutiu-se também a eficácia e problemas encontrados nessa nova capacidade do código MCNP de simular geometrias híbridas, uma vez que é recente e ainda apresenta deficiências, que tiveram que ser contornadas no presente trabalho. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP