Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2016-08-26T12:05:53Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-08-26T12:05:53Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A radioatividade natural presente em solos, rochas e materiais de construção, devida ao 40K e às séries radioativas do 232Th e 238U é a principal contribuição à exposição externa aos seres humanos. Neste trabalho, determinou-se as concentrações de atividade de 226Ra (da série do 238U), 232Th e 40K presentes em 50 amostras de tintas látex de cor branca comercializadas no Brasil, especificamente, 15 do tipo econômico, 15 do tipo standard, 20 do tipo premium e em uma amostra de dióxido de titânio. As amostras foram seladas e armazenadas por um período mínimo de 30 dias para se alcançar o equilíbrio radioativo secular nas séries do 238U e do 232Th e medidas pela técnica analítica de espectrometria gama de alta resolução. As concentrações de atividade foram calculadas utilizando-se as médias ponderadas pelas incertezas do 214Pb e 214Bi para o 226Ra e médias ponderadas pelas incertezas do 228Ac, 212Pb e 212Bi para o 232Th. A concentração de atividade do 40K foi determinada pela sua transição única de 1460,8 keV. Fatores de autoatenuação gama foram calculados e utilizados para correção da concentração de atividade das amostras com densidade maior que 1,0 g.cm-3. Os índices radiológicos equivalente em rádio (Raeq), índice de concentração de atividade (Iγ), índice de risco à exposição gama interna (Hin), o índice de risco à exposição gama externa (Hex) e a taxa de dose (D) e dose efetiva anual (Def) foram calculados a partir das concentrações de atividade do 226Ra, 232Th e 40K. As concentrações de atividade de 226Ra das tintas variaram entre valores abaixo da atividade mínima detectável e 38,7 Bq.kg-1, as de 232Th variaram entre valores abaixo da atividade mínima detectável e 101,2 Bq.kg-1 e as de 40K variaram entre valores abaixo da atividade mínima detectável e 256 Bq.kg-1. O Raeq variou entre 1,41 Bq.kg-1 e 203 Bq.kg-1, o Iγ variou entre 0,0047 e 0,720, o Hin variou entre 0,0076 e 0,653 e o Hex variou entre 0,0038 e 0,549. A taxa de dose variou de 0,170 nGy.h-1 a 21,3 nGy.h-1 e a dose efetiva anual variou entre 0,83 μSv.a-1 e 104,2 μSv.a-1. Estes resultados mostram que as concentrações de atividades das tintas utilizadas neste estudo estão abaixo dos limites recomendados por Hassan et al. para Raeq (370 Bq.kg-1), pela Comissão Européia para o Iγ (limite de 2 para materiais superficiais) e pela Organização para Cooperação Econômica e Desenvolvimento para Hin e para Hex (ambos com limite de 1), para todas as 50 amostras estudadas, mostrando assim a segurança destas tintas com relação a proteção radiológica. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Marcele Costal de Castro (costalcastro@gmail.com) on 2017-08-29T17:17:25Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-08-29T17:17:25Z (GMT). No. of bitstreams: 0 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 %.

Submitted by Marcele Costal de Castro (costalcastro@gmail.com) on 2017-09-26T17:21:01Z No. of bitstreams: 1 SILAS CORDEIRO AUGUSTO M.pdf: 8461468 bytes, checksum: c489ee9efbc6f961de5685411fe2af3e (MD5) / Made available in DSpace on 2017-09-26T17:21:01Z (GMT). No. of bitstreams: 1 SILAS CORDEIRO AUGUSTO M.pdf: 8461468 bytes, checksum: c489ee9efbc6f961de5685411fe2af3e (MD5) 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.

Made available in DSpace on 2014-06-12T18:30:27Z (GMT). No. of bitstreams: 2 arquivo8068_1.pdf: 3311852 bytes, checksum: c4383ade9b94ce8623e13e871580dd6b (MD5) license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) 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

Made available in DSpace on 2014-06-12T23:13:15Z (GMT). No. of bitstreams: 2 arquivo2639_1.pdf: 1264759 bytes, checksum: 8da993337b382882615f52d7ab04369c (MD5) license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) 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

Made available in DSpace on 2014-06-12T23:15:36Z (GMT). No. of bitstreams: 2 arquivo9072_1.pdf: 2511427 bytes, checksum: 82a16795176e3e60126d9ff7749f72e0 (MD5) license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) 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

Made available in DSpace on 2014-06-12T23:16:10Z (GMT). No. of bitstreams: 2 arquivo8647_1.pdf: 8160673 bytes, checksum: 12d10551e46fdf8c96294a4c26e0dfdc (MD5) license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) 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

Made available in DSpace on 2014-06-12T23:16:44Z (GMT). No. of bitstreams: 2 arquivo9056_1.pdf: 4018125 bytes, checksum: fbb5ef88caef587d00640d78351e1684 (MD5) license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) 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

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.

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.