Made available in DSpace on 2014-10-09T12:49:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:41Z (GMT). No. of bitstreams: 1 09989.pdf: 9314793 bytes, checksum: 6fb909f5947fa9bbf203caf7cb958c21 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / 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

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 2014-10-09T12:49:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:41Z (GMT). No. of bitstreams: 1 09989.pdf: 9314793 bytes, checksum: 6fb909f5947fa9bbf203caf7cb958c21 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / 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 Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2017-11-09T11:12:40Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-11-09T11:12:40Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A dosimetria in vivo têm se tornado um papel importante para o tratamento da irradiação total da pele dentro de um rigoroso programa de garantia de qualidade que deve ser parte integrante nos departamentos radioterápicos. A dosimetria em TSI é difícil, devido à complexidade do tratamento em avaliar a uniformidade da dose e medir a dose absorvida em profundidades rasas em toda extensão da superfície cutânea, tendo como consequência uma ampla variação na distribuição da dose. Os TLDs tem provado ser muito úteis para a distribuição e verificação da dose prescrita para o paciente, pois a dose pode diferir de local para local devido a geometria do corpo do paciente, sobreposições de estruturas e assimetrias do campo de radiação. A utilização de TLDs in vivo pode identificar variações da dose prescrita por apresentarem uma grande exatidão e precisão nas medidas. Nos setores de radioterapia vêm sendo empregado vários tipos de dosímetros, os mais utilizados são o Flureto de Lítio (TLD-100), onde obtém uma longa história neste tipo de aplicação. Novos materiais dosímetricos vêm ganhado grande importância na aplicação da dosímetria de feixes clínicos de elétrons, como o Sulfato de Cálcio dopado com Disprósio (TL) e o Óxido de Alumínio dopado com Carbono (OSL), este trabalho avalia o desempenho dosímetrico dos respectivos dosímetros termoluminescentes e a luminescência opticamente estimulada na aplicação da dosímetria de feixes clínicos de elétrons utilizados na irradiação total da pele. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Radiação gama com energias maiores que 1,25 MeV são usualmente encontradas em ambientes de reatores, aceleradores de partículas e campos de radiação de origem cósmica. Nestas energias, a resposta de um dosímetro varia fortemente com a espessura de material absorvedor, até atingir um valor máximo conhecido como espessura de equibl^rio de partículas carregadas. O objetivo principal do presente trabalho foi a determinação experimental do perfil de dose absorvida por uma amostra de alumínio, para várias energias de feixes de raios gama, de forma a obter uma relação entre a energia média do campo de radiação gama e a espessura de equilíbrio de partículas carregadas para o alumínio. Os dosímetros foram irradiados com radiação gama produzida pela captura de neutrons térmicos em 23 materiais alvos no arranjo experimental montado no canal tangencial do reator do IPEN-CNEN/SP. Na determinação da camada de equilíbrio de partículas carregadas, foi ajustada aos dados experimentais uma função semi-empirica que permitiu obter a espessura de ETPC (Equilíbrio Transitório de Partículas Carregadas) para cada espectro de radiação gama utilizado neste trabalho, com energia média variando no intervalo de 3,26 a 7,85 MeV. Os resultados experimentais do presente trabalho permitiram obter uma relação entre a energia média do campo de radiação gama e a espessura de ETPC, que apresenta uma excelente concordância com o alcance corrigido dos elétrons gerados naquela energia. / Gamma radiation with energies greater than 1.25 MeV are usually produced in reactor environments, particle accelerators and in cosmic radiation fields. For these energies, the response of a dosimeter heavily vary with the absorber material thickness, up to attain a maximum value named as charged particle equilibrium thickness. The main gol of this paper was the experimental determination of the absorbed dose profile in an aluminum sample for several energies of gamma ray beam, in order to obtain a relationship between the average energy of the gamma radiation field and the charged particle equilibrium thickness. The dosimeters were irradiated with gamma radiation produced by thermal neutron capture in 23 target materials in the experimental arrangement mounted at the tangential beam hole of the BPEN-CNEN/SP reactor. For the determination of the charged particle equilibrium thickness, it was fitted to the experimental data a semi-empirical fimction which allowed to obtain the thickness of CTPE ( Charged Particle Transient Equilibrium ) for each gamma radiation spectrum used in this work, with average energy varying in the interval from 3.26 to 7.85 MeV. The experimental results of the present paper allowed to obtain a relationship between average energy of the radiation field and the CTPE thickness, which presents an excellent agreement with the corrected range for electrons produced in that energy.

Radiação gama com energias maiores que 1,25 MeV são usualmente encontradas em ambientes de reatores, aceleradores de partículas e campos de radiação de origem cósmica. Nestas energias, a resposta de um dosímetro varia fortemente com a espessura de material absorvedor, até atingir um valor máximo conhecido como espessura de equibl^rio de partículas carregadas. O objetivo principal do presente trabalho foi a determinação experimental do perfil de dose absorvida por uma amostra de alumínio, para várias energias de feixes de raios gama, de forma a obter uma relação entre a energia média do campo de radiação gama e a espessura de equilíbrio de partículas carregadas para o alumínio. Os dosímetros foram irradiados com radiação gama produzida pela captura de neutrons térmicos em 23 materiais alvos no arranjo experimental montado no canal tangencial do reator do IPEN-CNEN/SP. Na determinação da camada de equilíbrio de partículas carregadas, foi ajustada aos dados experimentais uma função semi-empirica que permitiu obter a espessura de ETPC (Equilíbrio Transitório de Partículas Carregadas) para cada espectro de radiação gama utilizado neste trabalho, com energia média variando no intervalo de 3,26 a 7,85 MeV. Os resultados experimentais do presente trabalho permitiram obter uma relação entre a energia média do campo de radiação gama e a espessura de ETPC, que apresenta uma excelente concordância com o alcance corrigido dos elétrons gerados naquela energia. / Gamma radiation with energies greater than 1.25 MeV are usually produced in reactor environments, particle accelerators and in cosmic radiation fields. For these energies, the response of a dosimeter heavily vary with the absorber material thickness, up to attain a maximum value named as charged particle equilibrium thickness. The main gol of this paper was the experimental determination of the absorbed dose profile in an aluminum sample for several energies of gamma ray beam, in order to obtain a relationship between the average energy of the gamma radiation field and the charged particle equilibrium thickness. The dosimeters were irradiated with gamma radiation produced by thermal neutron capture in 23 target materials in the experimental arrangement mounted at the tangential beam hole of the BPEN-CNEN/SP reactor. For the determination of the charged particle equilibrium thickness, it was fitted to the experimental data a semi-empirical fimction which allowed to obtain the thickness of CTPE ( Charged Particle Transient Equilibrium ) for each gamma radiation spectrum used in this work, with average energy varying in the interval from 3.26 to 7.85 MeV. The experimental results of the present paper allowed to obtain a relationship between average energy of the radiation field and the CTPE thickness, which presents an excellent agreement with the corrected range for electrons produced in that energy.

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2017-11-09T11:51:03Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-11-09T11:51:03Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O tratamento utilizando Radioterapia em Arco Modulado Volumétrico é a modalidade mais moderna de radioterapia conformacional de forma que, com superposição de vários campos, as distribuições de dose forneçam uma perfeita conformação ao tumor, diminuindo a probabilidade de complicações nos tecidos normais adjacentes. Nesse sentido, muitos esforços estão sendo investidos para melhorar a conformidade de distribuição de dose, bem como a integração de técnicas de imagem para rastreamento de tumores e correção de variações inter e intrafração. Para isso, um intenso acompanhamento da qualidade dos processos e um programa de garantia de qualidade são fundamentais para a segurança dos pacientes e o cumprimento da legislação vigente; além do uso de diferentes metodologias de dosimetria para inter comparação e validação dos resultados. Este trabalho tem por objetivo avaliar e comparar o desempenho dos dosímetros OSL de óxido de alumínio (Al2O3:C) fabricados pela Landauer Inc. com os fabricados pela Rexon™ na dosimetria de feixes clínicos de fótons de energias altas empregados em radioterapia com tratamento em arco modulado volumétrico (VMAT) utilizando diferentes objetos simuladores. Os dosímetros foram caracterizados para radiação gama do 60Co e para feixes clínicos de fótons de 6 MV típicos de tratamentos por VMAT em condições de equilíbrio eletrônico e de dose máxima respectivamente. Testes de desempenho das leitoras TL e OSL utilizadas e repetibilidade das amostras foram avaliadas. Após realizados todos os testes, os dosímetros foram irradiados na simulação de diferentes tratamentos radioterápicos por VMAT e suas respostas comparadas ao sistema de planejamento. Todos os tipos de dosímetros apresentaram resultados satisfatórios na verificação das doses desse tipo de simulação de planejamento. Os dosímetros de Al2O3:C apresentaram resultados compatíveis entre si e validados pelos outros dosímetros e câmara de ionização. Em relação a melhor técnica, o sistema comercial OSL InLight apresenta maior praticidade e versatilidade para uso e aplicação na rotina clínica. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:10Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:49Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP