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Resposta de monitores de radiação para a grandeza equivalente de dose ambiente, H*(10)Grecco, Cláudio Henrique dos Santos, Instituto de Engenharia Nuclear 12 1900 (has links)
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Previous issue date: 2001-12 / Monitores de radiação são equipamentos utilizados no mundo inteiro para avaliar se um
determinado local com presença de radiação ionizante apresenta condições seguras para as
pessoas que freqüentam este local. Os monitores de radiação devem ser ensaiados segundo
normas internacionais ou nacionais com vistas a qualificá-los para uso.
Este trabalho descreve uma metodologia e procedimentos para avaliar as respostas
energética e angular de qualquer monitor de radiação para a grandeza equivalente de dose
ambiente, H*(10), segundo recomendações de normas ISO e IEC. A metodologia e os
procedimentos foram aplicados no Monitor Inteligente de Radiação modelo MIR 7026,
desenvolvido pelo Instituto de Engenharia Nuclear (IEN), para avaliar e adequar sua resposta
para H*(10), qualificando-o como um medidor do valor da grandeza equivalente de dose
ambiente.
Os ensaios foram executados no Laboratório Nacional de Metrologia das Radiações
Ionizantes (LNMRI), do Instituto de Radioproteção e Dosimetria (IRD), e os resultados
obtidos mostraram que o Monitor Inteligente de Radiação MIR 7026 pode ser utilizado como
um medidor de H*(10), atendendo assim aos requisitos da norma IEC 60846. A incerteza
expandida encontrada na determinação das respostas energética e angular do MIR 7026, em
todas as qualidades de radiação utilizadas neste trabalho, foi de 4,5 % a um nível de confiança
de 95 %.
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Utilização de ambientes virtuais na estimativa de dose de radiação em instalações nuclearesAugusto, Silas Cordeiro, Instituto de Engenharia Nuclear 03 1900 (has links)
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Previous issue date: 2008-03 / A integridade física das pessoas ao circular em áreas sujeitas a radiação pode ser preservada se observadas certas regras. Entre estas regras estão limites seguros de nível de radiação, de proximidade da fonte radioativa, de tempo de exposição à mesma, e a combinação desses fatores. Neste sentido, treinamentos e simulações prévias de procedimentos operacionais a serem executados em áreas sujeitas a radiação ajudam programar melhor a circulação nessas áreas, minimizando a dose recebida. Por outro lado, Realidade Virtual é uma tecnologia capaz de ser aplicada nas diversas áreas, permitindo realizar treinamentos e simulações de ambientes reais e cenários hipotéticos, com bom grau de realismo, sem no entanto correr os riscos inerentes a atividade real. Como o ambiente virtual não apresenta quaisquer riscos para a saúde, é possível treinar os trabalhadores, antecipadamente, para vários cenários de operação ou manutenção. Neste ambiente virtual a distribuição da taxa de dose pode ser visualizada e a dose acumulada pelo operador, representado e simulado no ambiente por um personagem virtual (avatar), exibida. Consequentemente, as tarefas a serem executadas podem ser melhor planejadas, avaliando as ações e o desempenho dos trabalhadores de forma a diminuir as falhas e os riscos à sua saúde. Finalmente, este trabalho apresenta uma ferramenta para construção e navegação em ambientes virtuais, permitindo assim o treinamento das atividades em instalações nucleares, com a simulação de fontes radioativas e a medição da dose de radiação acumulada pelos operadores nestas instalações. Para este fim é proposta uma metodologia para a modificação e adaptação de um núcleo de jogo livre. / The physical integrity of people when walking in places subjected to radiation can be preserved by following some rules. Among these rules are safe limits of radiation level, proximity of radiation sources, time of exposition to radiation sources, and a combination of these factors. In this way, previous training and simulations of operation proceedings to be executed in places subjected to radiation help to better prepare the course in such places, minimizing the absorbed dose. On the other hand, Virtual Reality is a technology applicable in several areas, enabling the training and simulation of real places and hypothetical scenarios, with a good level of realism, but without danger if compared to the same activities in the real world. As a virtual environment doesn’t presents any health risks, it’s possible to train workers beforehand to several operation or maintenance scenarios. In this virtual environment, the dose tax distribution can be visualized, and the dose absorbed by the worker, represented and simulated in the virtual environment by a virtual character (avatar) can be shown. Therefore, the tasks to be done can be better planned, evaluating the workers actions and the performance so to reduce failures and health risks. Finally, this work presents a tool to build and navigate in virtual environments, enabling the training of activities in nuclear facilities. To that end is proposed a methodology to modify and adapt a free game engine.
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Avaliação da efetividade da segunda dose da vacina BCG contra tuberculose em crianças e adolescentes na Região Metropolitana de RecifeDANTAS, Odimariles Maria Souza January 2004 (has links)
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Previous issue date: 2004 / A vacina BCG (bacilo de Calmette e Guerin), única e mais antiga usada mundialmente para controle da tuberculose, tem sua história cheia de controvérsias e dúvidas sobre sua eficácia ou efetividade. Utilizada pela primeira vez em 1921 como uma grande esperança para controlar uma doença que dizimava populações sem que se tivesse poder de controle sobre a mesma, veio posteriormente sofrer uma grande perda de credibilidade, com o acidente de Lübeck em 1930, na Alemanha, onde um grande número de crianças morreu após terem recebido a vacina BCG. Acidente depois esclarecido, quando descoberto que foi utilizado na preparação da vacina não o bacilo atenuado de Calmette e Guèrin, mas uma cepa virulenta do bacilo de Köch.
A autora se propõe nesse artigo fazer uma breve reflexão sobre a vacina BCG, as controvérsias sobre sua efetividade e ou eficácia, descrita nos vários desenhos de estudo realizados no Brasil e no mundo, sem pretensão de esgotar o assunto e sobre as novas vacinas que vêm sendo avaliadas ainda em fase experimental
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Avaliação da dose interna devida ao 226 Ra, 228 Ra e 210 Pb nos suprimentos de água para abastecimento público da Região Metropolitana do RecifeMaria de Paiva Melo, Niége 31 January 2009 (has links)
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Previous issue date: 2009 / Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico / O Ministério da Saúde estabeleceu, por meio da Portaria No 518/GM, de 18 de
março de 2004, a realização de ações no sentido de determinar os níveis de radioatividade
nos suprimentos de água potável destinados ao abastecimento público no país. Em vista
disso, estudos visando determinar os níveis de 226Ra, 228Ra e 210Pb nos suprimentos
públicos de água potável, na Região Metropolitana do Recife (RMR)/PE, situada no
Nordeste do Brasil, foram desenvolvidos no Departamento de Energia Nuclear da
Universidade Federal de Pernambuco (DEN/UFPE) em cooperação com a Companhia
Pernambucana de Saneamento (COMPESA). A coleta foi realizada no período de setembro
de 1998 a março de 1999, em 111 poços profundos do aqüífero semiconfinado, 1 cacimba,
2 açudes, 9 barragens, 4 rios e 3 riachos. As amostras de águas subterrâneas foram
coletadas na boca do poço. E as águas de superfície, foram coletadas dentro do manancial.
Os recursos hídricos subterrâneos e superficiais apresentaram concentrações de
230,6 e 492,2 mBq/L, 47,2 e 4,4 mBq/L, e 55,6 e 24,5 mBq/L para o 210Pb, 226Ra e 228Ra,
respectivamente. As doses estimadas no osso para esses radionuclídeos foram de
3,9 e 8,3 mSv/a, 4,5x10-1 e 4,2x10-2 mSv/a, e 1,0 e 4,5x10-1 mSv/a; correspondendo as
doses no corpo inteiro de 1,2x10-1 e 2,5x10-1 mSv/a, 9,7x10-3 e 9,0x10-4 mSv/a, e 2,3x10-2
e 2,1x10-3 mSv/a, respectivamente. Além disso, foram estimadas doses no baço, rins,
medula (vermelha) e fígado, devido à incorporação de 210Pb provocadas pelos mesmos
recursos que correspondem, respectivamente, a 6,2x10-1 e 1,33 mSv/a, 4,5x10-1e
1,0 mSv/a, 4,5x10-1 e 1,0 mSv/a, e 3,2x10-1 e 6,8x10-1 mSv/a.
A determinação das concentrações dos radionuclídeos, devido ao consumo de água
potável contendo 226Ra, 228Ra e 210Pb, na RMR/PE, foram comparados com os níveis máximos da portaria No 518/GM/MS, e comprovou-se que a água potável usada para o
abastecimento público cumpre as exigências legais
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Modelagem e simulação da dose absorvida pela tiróide devido à contaminação por isótopos de iodo de meia-vida curta em acidentes nuclearesPumilla Botêlho Campos, Laélia January 2005 (has links)
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Previous issue date: 2005 / Em casos de acidentes envolvendo centrais nucleares, isótopos radioativos de iodo
são liberados em grandes quantidades no meio-ambiente e, por sua alta volatilidade e
mobilidade, a exposição a esses radioisótopos demanda uma atenção especial em termos de
radioproteção. De fato, a capacidade da tiróide em concentrar o iodo faz deste órgão um
dos mais vulneráveis em acidentes dessa natureza. Para a população exposta, o modo de
incorporação de iodo é por inalação nos primeiros dias após um acidente nuclear, e por
ingestão apenas a partir do 5º dia. Por outro lado, uma dosimetria retrospectiva em
situações envolvendo contaminação interna acidental não é uma tarefa fácil, devido
geralmente à ausência de informações sobre as condições de exposição. Nesse contexto, o
objetivo deste trabalho foi o de avaliar a contribuição para a dose absorvida pelos folículos
tiroideanos e pela tiróide como órgão inteiro a partir da contaminação interna pelos
isótopos de iodo. O cálculo da dose absorvida foi realizado para o 131I e os isótopos de
meia-vida curta (132I, 133I, 134I e 135I), com o auxílio do código para transporte de partículas
MCNP4C. Os folículos e a tiróide foram modelados através de formas geométricas básicas
e simulados usando a mesma densidade de tecido mole (ρ = 1,04 g.cm-3), auxiliados por
dados experimentais com animais, que evidenciou a biodistribuição de iodo na tiróide, a
partir de um protocolo sistemático de contaminação e retirada da tiróide. Os resultados
mostraram que, em casos de acidentes nucleares, as contribuições dos iodos de meia-vida
curta para a dose absorvida são da ordem de 42% para a tiróide como órgão inteiro e de,
aproximadamente, 70% a nível folicular. Essas contribuições não podem ser, portanto,
desprezadas, quando de uma avaliação prospectiva dos riscos associados à contaminação
interna por iodo radioativo
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Estudo da sensibilização da resposta termoluminescente do quartzo de Solonópole (CE) por tratamentos térmicos e altas doses de radiação gamaSOUZA, Leonardo Bruno Ferreira de 31 January 2008 (has links)
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Previous issue date: 2008 / Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico / A sensibilização da resposta termoluminescente (TL) do quartzo natural foi muito
estudada visando a datação arqueológica e a dosimetria retrospectiva. Embora a curva de
emissão TL do quartzo apresente vários picos, apenas a sensibilização do pico que ocorre a
aproximadamente 100°C foi investigada em profundidade. Trabalhos recentes mostraram que
a sensibilização TL do pico a 300°C ocorre apenas quando altas doses de radiação gama são
administradas em cristais naturais cujas concentrações relativas de impurezas Li/Al e Li/OH
são elevadas. Observou-se também que a sensibilização depende da intensidade de dose
utilizada. Entretanto, poucas medidas foram realizadas no intervalo que antecede 50 kGy.
Além disso, não foi esclarecido como os tratamentos térmicos podem influenciar a
sensibilidade TL do quartzo. Portanto, o objetivo deste trabalho é estudar a sensibilização da
resposta TL do quartzo natural por tratamentos térmicos e altas doses de radiação gama. Para
isto, foram extraídos cinqüenta e cinco discos com 6x1 mm2 de um bloco procedente de
Solonópole (CE). Os discos foram separados em seis lotes de acordo com a proximidade da
resposta TL entre 160°C e 320°C. Um dos lotes foi submetido à doses de radiação (60Co) a
partir de 2 kGy, chegando a uma dose acumulada de 50 kGy. Outros três lotes foram
inicialmente tratados a 500°C, 800°C e 1000°C e posteriormente irradiados com duas doses
de 25 kGy. As curvas de emissão e as curvas de calibração, para dose-teste de 0,1 a 30 mGy,
foram obtidas após cada procedimento de sensibilização. Amostras retangulares de
10x10 mm2 foram utilizadas para caracterizar os defeitos pontuais relacionados às impurezas
de Al e OH em função dos procedimentos de sensibilização. O centro [AlO4]° foi
caracterizado por espectroscopia no UV-VIS e os centros [AlO4/H+]°, [H4O4]° e Li-OH, por
espectroscopia infravermelho. Como resultado, foi observado que o material em sua condição
natural apresenta um pico a 325°C, mas este possui baixa intensidade TL. Os tratamentos
térmicos não sensibilizam o pico a 300°C, o que ocorre somente após a administração de
doses acima de 2 kGy. Utilizando apenas altas doses, observou-se que a sensibilidade TL
aumenta até 15 kGy. Acima desta dose, a sensibilidade TL praticamente não se modifica.
Observou-se que a concentração do centro [AlO4]°, que atua como centro de recombinação,
aumenta em função da dose acumulada, mesmo para doses acima de 15 kGy. Portanto,
concluiu-se que a estabilização da sensibilidade TL está relacionada à quantidade de
armadilhas de elétrons. Por outro lado, observou-se que o íon Li+ é dissociado do centro
Li-OH por irradiação e tratamentos térmicos. Verificou-se ainda que para doses acumuladas
acima de 15 kGy, acompanhadas de três tratamentos a 400°C, o centro Li-OH não se restitui
por completo. Desta forma, foi sugerido que os íons Li+ formam armadilhas competidoras. O
aumento da concentração de armadilhas competidoras pode explicar a estabilização da
sensibilidade TL acima de 15 kGy. Verificou-se que o procedimento de sensibilização mais
adequado para este cristal envolve um tratamento a 1000°C, dose de 25 kGy e três
tratamentos térmicos a 400°C
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Dose paciente e controle de qualidade em mamografiaSaito Monteiro de Barros, Vinícius January 2004 (has links)
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Previous issue date: 2004 / O uso das radiações ionizantes, apesar do benefício do diagnóstico, representa um risco para o
paciente. Por esta razão, há necessidade da otimização do processo radiográfico de modo a se
obter uma imagem adequada para o diagnóstico com a menor dose paciente. É objetivo deste
trabalho avaliar as doses pacientes devidas às mamografias realizadas em clínicas lotadas em
Recife-PE, bem como otimizar a qualidade da imagem e o uso da radiação ionizante. Este
trabalho foi realizado em três serviços de mamografia: uma clínica privada de pequeno porte,
um hospital público e um hospital privado. O elevado número de rejeitos na clínica privada,
em relação às outras duas, motivou o levantamento do índice de rejeitos e o acompanhamento
da qualidade das radiografias que foram classificadas pelo tipo de defeitos apresentados nos
filmes. Nesta instituição, os resultados mostraram uma diminuição do número de rejeitos de
7,38% para 1,5%. Além disso, houve diminuição do número de radiografias que apresentaram
defeitos, ao longo do período estudado, em decorrência da implementação de ações corretivas,
como a limpeza do écran, manutenção na processadora, ajuste da tensão no mamógrafo e
instalação de sistema de filtros de água e a troca das lâmpadas do negatoscópio. Quanto aos
testes de qualidade, em geral, os equipamentos mostraram-se em conformidade com os
protocolos de qualidade adotados. A estimativa do kerma ar incidente sobre um phantom
mamográfico mostrou uma dose excessiva na clínica privada em relação ao valor estabelecido
como referência pelo Ministério da Saúde. Esta dose elevada foi atribuída à técnica
radiográfica adotada na instituição. Os resultados da dose glandular média variaram entre 0,1
e 8,6 mGy, dependendo da espessura da mama, sendo que o uso de filtros de ródio, para
mamas espessas, contribuiu para a redução da dose
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Comparative investigation of erythemal ultraviolet radiation in the tropics and mid-latitudesBuntoung, Sumaman January 2010 (has links)
Ultraviolet (UV) radiation has several effects on human health as well as other biological and chemical systems. The radiation can be weighted with the erythemal action spectrum and then converted to the dimensionless UV Index, which is designed to indicate the detrimental 'sunburning power' of the radiation for public heath purposes. A global view of the erythemally weighted irradiance from the Ozone Monitoring Instrument (OMI) on board the Aura spacecraft has been available since July, 2004. However, ground-based validation and correction of the satellite data are still required. In this thesis, the erythemal dose rates at local solar noon taken from the satellite were compared to ground-based data measured by spectroradiometers or broadband radiometers in two different climate areas: the Tropics and midlatitudes. This seeks to redress the lack of data and satellite validation for the Tropics, and also allows comparison with previous work in midlatitudes. The validation results show that the satellite data overestimates the ground-based data by 9%-32% at the cleanest site, with a much higher discrepancy at polluted sites. Using a radiative transfer model confirmed that the positive bias in the satellite data was mainly caused by aerosol absorption that is not taken into account in the satellite retrieval algorithm. Therefore, two empirical methods were introduced in order to correct the OMI UV data for absorbing aerosols under clear sky conditions. These methods required aerosol optical depth and aerosol single scattering, or aerosol absorption optical depth, as input parameters. The methods improved the OMI UV data by up to 30% depending on site and input data source. For cloudy conditions aerosol data is usually not available either from ground-based or satellite-based measurements; however, the effect of cloud is usually far greater than that of aerosol, and some of the aerosol effect (scattering) is intrinsically included in the cloud correction. A further empirical model for cloudy conditions was derived to reduce bias of the OMI UV data with respect to ground-based data. The method only requires the OMI UV data as an input. The cloudy model reduced the bias by about 13%-30% depending on site, and gave similar results even when used with clear sky data. Since ground-based data is sparse, the final goal of the work was to produce a corrected map of UV index for the whole of Thailand, based only on data available from satellite, which gives full regional coverage. Issues with availability and quality of satellite data meant that the best results were achieved by using only the cloudy sky correction, for all conditions. The resulting daily noontime UV Index maps of Thailand were assessed against ground-based data for independent years. The corrected UV Index was within ±2 compared with ground-based data for all sites, compared to discrepancies of up to 4 UV Index for uncorrected data.
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Dose optimization to minimize radiation risk with acceptable image qualityJi, Chuncheng 20 November 2021 (has links)
Image quality has been found to be positively correlated with diagnosis accuracy. Radiologist aim for the highest quality image possible to determine the location of the suspected pathology. However, the most effective way of producing high quality images is to increase the radiation dosage to the patient. To avoid the many risks that come with radiation, patients want to keep dosage as low as possible. Diagnosing instruments are constantly being re-engineered and optimized to keep image quality high and radiation dosage low. If patients wish to avoid nuclear radiation exposure, alternative non-nuclear and low radiation modalities must be employed. The three most important metrics of image quality are spatial resolution, signal-to-noise (SNR) ratio and contrast-to-noise (CNR) ratio [1]. Radiologists and imaging technicians can do very little to improve the spatial resolution; and to improve the CNR a higher dosage is necessary to increase the value of every pixel. To increase radiation-SNR efficiency, the dosage can be reduced by 50% while only dropping the SNR by about 30% [2]. To simulate lower dosage, data is randomly taken out while the image is reconstructed until the acceptable SNR value is achieved. The broad applications can include reducing the signal-to-dosage ratio for any modality involving ionizing radiation and image reconstruction, reducing the risk for every imaged patient.
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Critical Examination of Selected Aspects of the ToxTracker In Vitro Genotoxicity Assay: Evaluation of S9 Metabolic Activation Protocols and Quantitative Interpretation of Dose-response DataBoisvert, Lorrie 01 October 2020 (has links)
Genotoxic effects such as mutations and chromosome abnormalities can augment the risk of adverse health effects such as cancer and heritable genetic diseases; chemicals in commerce must be screened for genotoxic activity. To this end, Toxys B.V. developed the in vitro ToxTracker® assay, which detects (geno)toxicity by monitoring the activity of six reporter genes in cultured mES cells (murine embryonic stem cells), i.e., Rtkn, Bscl2, Btg2, Srxn1, Blvrb and Ddit3. The reporters respond to genotoxic stress, oxidative stress, and endoplasmic reticulum stress characterized by protein unfolding; reporter induction is monitored using flow cytometry. The ToxTracker® assay generates large amounts of multivariate concentration-response data; this study employed innovative quantitative methods to scrutinize ToxTracker® assay results. The work (i) defined a fold-change threshold for identification of a significant positive response, (ii) used two analytical approaches to define endpoint-specific Benchmark Response (BMR) values, (iii) used the BMD (Benchmark Dose) combined-covariate approach for potency ranking of assay validation compounds, and (iv) used PCA (Principal Component Analysis) to investigate functional and statistical relationships between the reporters. The results revealed fold-change cut-offs of 1.5 and 1.7 for identification of weak and strong positive responses, respectively. 1.5-fold is consistent with the value advocated by Toxys B.V.; 1.7-fold is more conservative than the Toxys-advocated 2-fold value. Potency ranking of the validation compounds permitted comparative identification of the most potent inducers of each reporter. The most potent compounds consistently included clastogens used for cancer chemotherapy. BMR values determined using the Zeller et al. (2017) approach ranged from 2.2% for Blvrb and Rtkn, to 7.0% for Ddit3, with an average of 3.9% across all the reporters. The Slob (2016) approach yielded values that ranged from 30% for Ddit3, to 52% for Rtkn, with an average of 43%. The PCA results indicated the Rtkn, Bscl2 and Btg2 reporters are functionally redundant; collectively indicative of genotoxic stress. The Blvrb and Ddit3 reporters are orthogonal indicators of oxidative stress and protein unfolding, respectively; they are essential for toxicological profiling using the ToxTracker® assay. PCA axis scores reflect the toxicological MOA (Mode of Action) of the tested compounds; hitherto unknown MOAs can be inferred using PCA axis-plot proximity to well-studied compounds. Like most in vitro (geno)toxicity assessment assays, ToxTracker® employs a material known as S9 to simulate mammalian hepatic metabolism. S9 is prepared from the livers of rats exposed to an inducer of microsomal CYP (Cytochrome P450) isozymes; the most common CYP inducer is the PCB (polychlorinated biphenyl) mixture known as Aroclor-1254. Due to restrictions in the availability of Aroclor-1254, this study also evaluated the utility of Phenobarbital (PB)/β-Naphthoflavone (BNF)-induced S9, a proposed substitute for Aroclor-induced S9. The results indicate that, despite differences in enzymatic profiles, a 24-hr protocol using 0.40% v/v PB/BNF-induced S9 yields results that are comparable to those obtained using 0.25% v/v Aroclor-induced S9. This study constitutes a significant step towards augmenting the utility of the ToxTracker® assay; it provides a foundation for eventual adoption of high-throughput reporter assays for routine regulatory screening of new and existing chemicals.
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