Diss. (sammanfattning) Linköping : Linköpings universitet, 2007. / Härtill 4 uppsatser. I publikationen felaktig serieuppgift: Linköping studies in health sciences ; 989.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:46:41Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:33Z (GMT). No. of bitstreams: 1 07611.pdf: 2728562 bytes, checksum: f4e2c166198e6ed56d8ad3f09429fc60 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:28:01Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:26Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:33:20Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:27Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-06-09T18:28:55Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-06-09T18:28:55Z (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 2014-10-09T12:46:41Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:33Z (GMT). No. of bitstreams: 1 07611.pdf: 2728562 bytes, checksum: f4e2c166198e6ed56d8ad3f09429fc60 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:28:01Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:26Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A instalação do IPEN para pesquisas em BNCT (Terapia por Captura de Nêutrons em Boro) utiliza o canal de irradiação número 3 do reator IEA-R1, no qual tem-se um campo misto de radiação nêutrons e gama. As pesquisas em andamento necessitam que o campo de radiação, na posição de irradiação de amostra, tenha na composição os nêutrons térmicos maximizados e os componentes de nêutrons epitérmicos, rápidos e radiação gama minimizados. Este trabalho foi desenvolvido com o objetivo de avaliar se o campo de radiação atual na instalação é adequado aos trabalhos em BNCT. Para cumprir com este objetivo, uma metodologia para dosimetria de nêutrons térmicos e radiação gama em campos mistos de altas doses, que não era disponível no IPEN, foi implantada no Centro de Engenharia Nuclear do IPEN, utilizando dosímetros termoluminescentes TLDs 400, 600 e 700. Para as medidas de fluxo de nêutrons térmicos e epitérmicos foram utilizados detetores de ativação de ouro aplicando a técnica de razão de cádmio. Um simulador antropomórfico cilíndrico composto de discos de acrílico foi desenvolvido e testado na instalação e para obter valores teóricos do fluxo de nêutrons e a dose ao longo do simulador antropomórfico foi utilizado o código computacional DOT 3.5. Na posição correspondente a aproximadamente metade do comprimento do cilindro do simulador antropomórfico, foram obtidos os seguintes valores: fluxo de nêutrons térmicos (2,52 ± 0,06).108n/cm2s, epitérmicos (6,17 ± 0,26).107n/cm2s, dose absorvida devido a nêutrons térmicos de (4,2 ± 1,8)Gy e devido a radiação gama (10,1 ± 1,3)Gy. Os valores obtidos mostram que os fluxos de nêutrons térmicos e epitérmicos são adequados para os estudos em BNCT, porém, a dose devido a radiação gama está elevada, indicando que a instalação deve ser aprimorada. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:33:20Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:27Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A técnica de captura de nêutrons em Boro é uma técnica promissora de tratamento de câncer, ela usa do alto LET das partículas provenientes da reação 10B(n,α)7Li para destruir as células cancerígenas. O desenvolvimento desta técnica começou em meados da década de 50 e até hoje ela é alvo de estudos e pesquisas em diversos centros espalhados pelo mundo, no Brasil construiu-se uma instalação que tem como objetivo realizar pesquisas em BNCT, esta instalação está localizada junto ao canal de irradiação número três do reator nuclear de pesquisa IEA-R1 e possui uma blindagem biológica projetada para atender as normas de radioproteção. Esta blindagem biológica foi desenvolvida para permitir que se realizem experimentos com o reator ligado a potência máxima, fazendo com que não seja necessário ligar e desligar o reator para se irradiar amostras. Entretanto quando se abre o canal de irradiação o background do salão de experimentos do salão de experimentos aumenta e esta variação de background inviabiliza a realização das medidas do grupo de pesquisa em difração de nêutrons que utiliza o canal de irradiação número seis. Este trabalho tem como objetivo acrescentar melhorias na blindagem a fim de reduzir ao máximo essa variação de background fazendo com que seja possível realizar medidas na instalação de pesquisas em BNCT sem interferir nas medidas do grupo de pesquisa do canal de irradiação seis. Para isto, utilizou o código MCNP5, dosímetros termoluminescentes e detectores de ativação tipo folha para planejar melhorias na blindagem biológica. Calculou-se com o auxílio do código uma melhoria que consegue reduzir em média o fluxo térmico em 71,2 ± 13 % e verificou-se experimentalmente uma redução média de 70 ± 9 % na dose devido aos nêutrons térmicos. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-06-09T18:28:55Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-06-09T18:28:55Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A Terapia por Captura de Nêutrons pelo Boro (BNCT) é uma técnica radioterapêutica, que visa o tratamento de alguns tipos de câncer, em que sua energia útil é proveniente da reação nuclear promovida pela incidência de nêutrons térmicos no isótopo de 10B. No Brasil existe uma instalação, localizada junto ao canal de irradiação número 3 do Reator de Pesquisas IEA-R1 do IPEN, que foi projetada para o desenvolvimento de pesquisas em BNCT. Para uma aplicação adequada da técnica é necessário que o feixe de irradiação na posição de amostra, seja composto predominantemente por nêutrons térmicos com reduzida contaminação dos componentes do feixe, correspondente aos nêutrons epitérmicos e rápidos e à radiação gama. Este trabalho tem como objetivo monitorar e avaliar o feixe de irradiação na posição de irradiação de amostras, através do uso de detectores de ativação (folhas de ativação), e a partir de simulações utilizando o código de transporte de radiação, MCNP, avaliar mudanças na instalação, mais especificamente no conjunto de filtros e moderadores, para que se aprimore as condições de irradiação na instalação. O trabalho propos uma nova metodologia de cálculo para estudos de otimização do feixe a partir do recurso de redução de variância presente no MCNP, o wwg (weight window generation). Com os resultados obtidos através da adoção de um conjunto maior de folhas de ativação, foi possível a discriminação experimental do feixe de nêutrons em 5 faixas de energia e concluir que a instalação para estudos em BNCT do IPEN possui fluxo de nêutrons térmicos de 108 n/cm2.s, intensidade suficiente para que os estudos na área possam ser realizados com grande potencial de alteração de suas componentes conforme demanda experimental. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

京都大学 / 0048 / 新制・課程博士 / 博士(医学) / 甲第20227号 / 医博第4186号 / 新制||医||1019(附属図書館) / 京都大学大学院医学研究科医学専攻 / (主査)教授 増永 慎一郎, 教授 宮本 享, 教授 伊佐 正 / 学位規則第4条第1項該当 / Doctor of Medical Science / Kyoto University / DFAM