Made available in DSpace on 2014-10-09T12:34:01Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:40Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A presença de material de alto número atômico adjacente ao tecido mole aumenta localmente a dose absorvida pelo tecido quando submetido à radiação. Este efeito ocorre devido aos fotoelétrons ejetados do material de alto número atômico. Dosímetros de gel polimérico com partículas de ouro foram utilizados para investigar este efeito. Foram realizados cálculos analíticos para estimar o aumento de dose e simulações com o método de Monte Carlo. A irradiação de amostras de gel polimérico (GP) puro e com 0,005 gAu/gGP utilizando um feixe de raios X produzido por um potencial de 150 kV filtrado com 4 mmAl e 5 mmCu resultou em uma dose absorvida pelas amostras com ouro aproximadamente 20% maior que a dose absorvida pelas amostras de gel polimérico puro. Os cálculos analíticos e a simulação com o método de Monte Carlo resultaram em um aumento de aproximadamente 30% na dose absorvida. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:27:56Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:00:14Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / As lesões dermatológicas submetidas à terapia com fontes de radiação podem apresentar diferentes padrões de malignidade. Os tumores de pele mais comumente encontrados nos serviços de radioterapia são os carcinomas. A radioterapia de lesões dermatológicas é realizada com feixes de radiação de baixa penetração como os raios-X de ortovoltagem, feixes de elétrons e fontes radioativas (192Ir, 198Au, e 90Sr) arranjadas em moldes superficiais ou aplicadores metálicos. O presente trabalho teve como objetivo analisar o perfil de distribuição de dose terapêutica produzida por fontes de radiação utilizadas em procedimentos radioterápicos em lesões superficiais da pele. As medidas experimentais, para as análises dosimétricas das fontes de radiação, foram comparadas com cálculos obtidos no sistema computacional baseado no Método de Monte Carlo. Os resultados obtidos com os cálculos computacionais através do código MCNP-4C apresentaram uma boa concordância com as medidas experimentais. As comparações das medidas experimentais com os cálculos obtidos através do código MCNP-4C, foram utilizadas para validar os cálculos e assim possibilitar o uso de dados de simulação para aplicação em casos clínicos de rotina. A comparação entre diferentes modalidades podem fornecer um indicativo dos procedimentos mais adequados em cada caso clínico. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:26Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:36Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Profissionais da área aeronáutica, como pilotos e comissários de bordo, são submetidos a doses de radiação de origem cósmica, que podem ser maiores do que as doses médias dos trabalhadores da indústria nuclear. A diversidade de partículas de altas energias presentes no campo de radiação a bordo das aeronaves torna complexa a mensuração da dose e requer cuidados especiais em relação aos sistemas de dosimetria a serem empregados nesta área. A Força Aérea Brasileira, por meio de seu Instituto de Estudos Avançados (IEAv /DCTA), em conjunto com o Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN / CNEN -SP) vem estudando o assunto desde 2008. Um protótipo de detector de radiação passivo para medições em aeronaves foi previamente construído e testado em condições de voo e de laboratório. O detector é capaz de medir a grandeza dosimétrica conhecida como dose absorvida (usando dosímetros passivos), que serão posteriormente correlacionados ao equivalente de dose ambiente e à dose efetiva recebidos por profissionais da área aeronáutica. Neste contexto, uma abordagem teórica por meio de simulações Monte Carlo com os códigos computacionais MCNP5 e MCNPX, foi usada para modelar e caracterizar a resposta do detector em determinadas condições experimentais. Este trabalho apresenta os resultados preliminares da modelagem computacional, com ênfase especial na comparação entre a grandeza fundamental dose absorvida (mensurada e simulada) e sua relação com o equivalente de dose ambiente e dose efetiva para este detector. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:49:27Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:02:24Z (GMT). No. of bitstreams: 1 09986.pdf: 6615782 bytes, checksum: dc120ce5e0935317e081d62e879b1cb6 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / 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 2014-10-09T12:52:39Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:02:17Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O presente trabalho teve como objetivo o estudo de um sistema de coincidências 4?(PS)?-?, para a medida absoluta de atividade, empregando cintiladores plásticos, em geometria 4?. Além de experimentos no sistema de coincidências, foram feitas também simulações utilizando o Método de Monte Carlo, por meio dos programas PENELOPE e ESQUEMA. Estas simulações tiveram como objetivo estabelecer a curva de extrapolação do método de coincidência 4??-? e comparar com os dados experimentais. Uma nova geometria foi proposta para o sistema de coincidências, onde foi acrescentada uma segunda fotomultiplicadora ao sistema anterior. Este procedimento objetivou melhorar a coleção de luz do cintilador plástico, uma vez que este sistema apresentava limitações na energia mínima detectada, em razão da presença de ruído eletrônico e baixo ganho. Os resultados mostram que houve uma melhoria na relação sinal-ruído, com redução na energia mínima detectável. Além disso, observou-se um aumento na eficiência de detecção. Com estas modificações, tornou-se viável a padronização de radionuclídeos que emitem elétrons ou raios-X de baixa energia, ampliando o número de radionuclídeos padronizáveis com este tipo de sistema. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:32:58Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:11Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Metodologias recentes de planejamento dependem fortemente de imagens de tomografia computadorizada e a tendência é que os procedimentos de dosimetria interna na terapia usando medicina nuclear também sejam baseados em imagens, tais como, imagens de ressonância magnética (RM) e tomografia computadorizada (TC), que extraem informações anatômicas e histológicas, bem como, imagens funcionais ou mapas de atividades, provenientes de PET e SPECT. Estas informações, associadas a um software de transporte de radiação, são utilizadas para estimar a dose interna em pacientes submetidos a tratamento em medicina nuclear. Este trabalho visa a re-engenharia do SCMS, que é um software de interface entre o código MCNP e as imagens médicas, que carregam as informações do paciente em tratamento. Em outras palavras, as informações necessárias contidas nas imagens são interpretadas e apresentadas em um formato específico para o código MCNP, que executa a simulação do transporte de radiação. Portanto, o usuário não precisa compreender o complexo processo de introdução de parâmetros do MCNP, pois o SCMS é responsável por construir automaticamente dados anatômicos do paciente, bem como, os dados da fonte radioativa. O SCMS foi originalmente desenvolvido em Fortran-77 e neste trabalho, ele foi reescrito em uma linguagem orientada a objetos (JAVA). Novas funcionalidades e opções de dados também foram incorporadas ao software. Assim, o novo software tem uma série de melhorias, tais como interface gráfica intuitiva e um menu para a seleção do espectro de energia correspondente a um radioisótopo específico, armazenado em um banco de dados XML. A nova versão também trabalha com uma maior quantidade de materiais e o usuário pode especificar uma região de interesse na tomografia computadorizada para o cálculo da dose absorvida. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:33:08Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:21Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O presente trabalho teve como objetivo a padronização em atividade do radionuclídeo 177Lu, um importante radiofármaco utilizado no tratamento de câncer neuroendócrino. Este radionuclídeo se desintegra por emissão beta acompanhada de várias emissões gama simultâneas, o que tornou possível a aplicação do método de coincidência 4πβ-γ. Para a detecção da radiação beta, foi utilizado um detector proporcional (PC), com geometria 4π e dois cintiladores de NaI(Tl) para a detecção da radiação gama. Os sinais gerados nos detectores passaram por amplificadores, discriminadores e módulos atrasadores, para serem enviados a um analisador multicanal. Para este experimento, foi utilizado um sistema de coincidências que aplica um módulo TAC (Time to Amplitude Converter), o qual converte diferença de tempo em amplitude de pulso. Para obter-se a variação na eficiência beta, foram acrescentados absorvedores de Collodion nas partes superior e inferior da fonte radioativa. Desta forma, foi possível extrapolar o valor para eficiência beta igual a 100%, obtendo assim a atividade da fonte radioativa. A curva de extrapolação experimental foi comparada com a previsão teórica, obtida por meio do método de Monte Carlo. Além da padronização em atividade do 177Lu, também foram determinadas as suas probabilidades de emissão gama por decaimento para cada uma das principais transições gama, por meio de um espectrômetro de HPGe, previamente calibrado. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:41:49Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Esse trabalho avalia a metodologia utilizada pelo Laboratório de Monitoração in vivo (LMIV) do IPEN na calibração dos detectores de NaI(Tl) pelo código PENELOPE- penEasy, baseado no Método de Monte Carlo. Inicialmente, foram realizadas simulações sem o simulador antropomórfico com o objetivo de encontrar uma geometria que representasse adequadamente os detectores para exames de corpo inteiro e de tireoide. A aquisição dos dados experimentais foi realizada pelo software GENIE, que é utilizado na rotina do laboratório e as áreas dos fotopicos foram calculadas pelos softwares GENIE e GNUPLOT e pelo método descrito no Ciemat Technical Report, que também fornece os valores de eficiência de fotopico. Fontes de 60Co, 137Cs, 152Eu, 207Bi e 241Am calibradas foram utilizadas nas medições. Os resultados mostraram que o software GENIE é apropriado para ser utilizado nas calibrações de rotina e fontes que possuam picos isolados e definidos pelo detector de NaI(Tl), são ideais para serem utilizadas nas calibrações em eficiência. A simulação MC indica que é possível substituir calibrações experimentais por simulações utilizando uma geometria simplificada do detector de NaI(Tl), mas as grandezas relevantes como a fonte, o detector e o sistema eletrônico devem ser conhecidos com detalhes para que as fontes de erros sistemáticos sejam as menores possíveis. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:37:24Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:08:31Z (GMT). No. of bitstreams: 1 02030.pdf: 8691192 bytes, checksum: ad86831849e25d23427f44ea6beba5ed (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP