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 2015-05-20T17:36:43Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-05-20T17:36:43Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-11-12T10:02:52Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-11-12T10:02:52Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Desde o seu desenvolvimento na década de 1970 a tomografia computadorizada (TC) passou por grandes mudanças tecnológicas, tornando-se uma importante ferramenta diagnóstica para a medicina. Consequentemente o papel da TC em diagnóstico por imagem expandiu-se rapidamente, principalmente devido a melhorias na qualidade da imagem e tempo de aquisição. A dose de radiação recebida por pacientes devido a tais procedimentos vem ganhando atenção, levando a comunidade científica e os fabricantes a trabalharem juntos em direção a determinação e otimização de doses. Nas últimas décadas muitas metodologias para dosimetria em pacientes têm sido propostas, baseadas especialmente em cálculos utilizando a técnica Monte Carlo ou medições experimentais com objetos simuladores e dosímetros. A possibilidade de medições in vivo também está sendo investigada. Atualmente as principais técnicas para a otimização da dose incluem redução e/ou modulação da corrente anódica. O presente trabalho propõe uma metodologia experimental para estimativa de doses absorvidas pelos pulmões devido a protocolos clínicos de TC, usando um objeto simulador antropomórfico adulto e dosímetros termoluminescentes de Fluoreto de Lítio (LiF). Sete protocolos clínicos diferentes foram selecionados, com base em sua relevância com respeito à otimização de dose e frequência na rotina clínica de dois hospitais de grande porte: Instituto de Radiologia do Hospital das Clínicas da Faculdade de Medicina da Universidade de São Paulo (InRad) e Instituto do Câncer do Estado de São Paulo Octávio Frias de Oliveira (ICESP). Quatro protocolos de otimização de dose foram analisados: Auto mA, Auto + Smart mA, Baixa Dose (BD) e Ultra Baixa Dose (UBD). Os dois primeiros protocolos supracitados buscam redução de dose por meio de modulação da corrente anódica, enquanto os protocolos BD e UBD propõem a redução do valor da corrente anódica, mantendo-a constante. Os protocolos BD e UBD proporcionaram redução de dose de 72,7(8) % e 91(1) %, respectivamente; 16,8(1,3) % e 35,0(1,2) % de redução de dose foram obtidas com os protocolos Auto mA e Auto + Smart mA, respectivamente. As estimativas de dose para os protocolos analisados neste estudo são compatíveis com estudos similares publicados na literatura, demonstrando a eficiência da metodologia para o cálculo de doses absorvidas no pulmão. Sua aplicabilidade pode ser estendida a diferentes órgãos, diferentes protocolos de CT e diferentes tipos de objetos simuladores antropomórficos (pediátricos, por exemplo). Por fim, a comparação entre os valores de doses estimadas para os pulmões e valores de estimativas de doses dependentes do tamanho (Size Specific Dose Estimates SSDE) demonstrou dependência linear entre as duas grandezas. Resultados de estudos similares exibiram comportamentos similares para doses no reto, sugerindo que doses absorvidas pelos uma órgãos podem ser linearmente dependente dos valores de SSDE, com coeficientes lineares específicos para cada órgão. Uma investigação mais aprofundada sobre doses em órgãos é necessária para avaliar essa hipótese. / Since its development in 1970s the computer tomography (CT) technique have gone through major technological advances, becoming an important diagnostic tool in medicine. Consequently the role of CT in diagnostic imaging expanded rapidly, mainly due to improvements in image quality and speed of acquisition. The radiation dose imparted in patients undergoing CT scans has gained attention, leading the radiology community (radiologists, medical physicists and manufacturers) to work together towards dose estimation and optimization. New methodologies for patients dosimetry have been proposed in the past decades, based specially on Monte Carlo calculations or experimental measurements with phantoms and dosimeters. In vivo methodologies are also under investigation. Current dose optimization strategies include mainly tube current reduction and/or tube current modulation. The present work proposes a methodology to experimentally estimate lung absorbed doses due to clinical CT protocols using an adult anthropomorphic phantom and Lithium Fluorite (LiF) thermoluminescent dosimeters (TLD). Seven clinical protocols were selected for phantom irradiation, based on their relevance regarding dose optimization and frequency in two major hospitals routine: the Institute of Radiology from the Medical Faculty from the University of São Paulo (Instituto de Radiologia do Hospital das Clínicas da Faculdade de Medicina da Universidade de São Paulo InRad) and the Cancer Institute of the State of São Paulo Octávio Frias de Oliveira (Instituto do Câncer do Estado de São Paulo Octávio Frias de Oliveira ICESP). Fours thorax protocols for dose optimization were analyzed: Auto mA, Auto + Smart mA, Low Dose (LD) and Ultra Low Dose (ULD) thorax. The first two aforementioned protocols seek dose reduction by tube current modulation, while the last two propose a decrease on the constant tube current value. Values of 72.9(8) % and 91(1) % of lung dose reduction were achieved with LD and ULD protocols, respectively. Auto mA and Auto + Smart mA provided 16.8(1.3) % and 35.0(1.2) % of lung dose reduction, respectively. The results from all analyzed protocols are compatible with similar studies published in literature, demonstrating the efficiency of the methodology to lung absorbed dose estimation. Its applicability could be extended to different organs, different clinical CT protocols and pediatric phantoms. Moreover, comparison of lung absorbed doses and Size Specific Dose Estimates (SSDE) for the studied protocols exhibited a tendency of linear dependency. Results from similar studies demonstrate a similar behavior between rectal doses and SSDE, suggesting that organ absorbed doses and SSDE values may be linearly dependent, with organ-specific linear coefficients. Further investigation in organ doses is necessary to evaluate this assumption.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:28:40Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:02Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A radioterapia é uma modalidade terapêutica que utiliza radiações ionizantes para erradicar as células neoplásicas do organismo humano. Um dos requisitos para o sucesso desta metodologia de tratamento está na utilização adequada dos sistemas de planejamento, os quais, dentre outras informações, estimam a dose a ser administrada aos pacientes. Atualmente, códigos de transporte de radiação têm proporcionado grandes subsídios a estes sistemas de planejamento, uma vez que viabilizam avaliações dosimétricas acuradas nos órgãos e tecidos específicos de um paciente. O modelo utilizado por estes códigos para descrever a anatomia humana de forma realista é denominado Objeto Simulador Segmentado (OSS), que consiste na representação das estruturas anatômicas do corpo em discretos elementos de volume (voxels), os quais são diretamente associados aos dados tomográficos. Atualmente, os OSS possíveis de serem inseridos e processados pelo código de transporte MCNP (Monte Carlo N-Particle), apresentam voxels com resoluções da ordem de 3-4 mm. No entanto, tal resolução compromete a discriminação de algumas estruturas finas do corpo, tais como a pele. Neste contexto, o presente estudo propõe a criação de uma rotina de cálculo que discrimine a região da pele, com espessura e localização próximas do real, nos OSS e os habilite para avaliações dosimétricas acuradas. A metodologia proposta consiste na manipulação dos elementos de volume dos OSS de forma a segmentá-los e subdividi-los em diferentes espessuras de pele. A fim de validar os dados obtidos por cálculos, foram realizadas avaliações experimentais de dosimetria de pele em objetos simuladores antropomórficos com dosímetros termoluminescentes. Verificou-se, ao longo deste estudo, a importância de discriminar a região da pele com localização e espessuras próximas do real, uma vez que foram encontradas diferenças significativas entre as estimativas de dose absorvida na região pelas diferentes representações. A metodologia proposta neste estudo far-se-á útil para avaliações dosimétricas acuradas da região de pele para diversos procedimentos radioterápicos, com particular interesse na radioterapia com feixe de elétrons, na qual se destaca a terapia de irradiação de corpo inteiro (TSET Total Skin Electron Therapy), procedimento radioterápico em implementação no Hospital das Clínicas da Faculdade de Medicina da Universidade de São Paulo (HC-FMUSP). / 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 2014-10-09T12:28:01Z (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 2014-10-09T12:49:28Z (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 2014-10-09T12:28:08Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:44Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Os aplicadores de 90Sr+90Y utilizados no Brasil em betaterapia para prevenção de quelóide e pterígio são importados e suas características dosimétricas são obtidas através de tabelas e manuais dos fabricantes apenas de forma ilustrativa pelos fabricantes. A rotina exaustiva dos profissionais de física médica nos serviços de radioterapia muitas vezes não viabiliza a realização de procedimentos para confirmação destes parâmetros. Este trabalho apresenta o desenvolvimento de uma metodologia para dosimetria de aplicadores de betaterapia de 90Sr+90Y. O software MCNP5 que é baseado no método de Monte Carlo foi utilizado para simulação das curvas de porcentagem de dose profunda e perfis de distribuição de dose produzidos por estes aplicadores. As medidas experimentais da atenuação da radiação, perfil radial e axial, foram realizadas com uma mini-câmara de extrapolação, dosímetros termoluminescentes e filmes radiocrômicos. Os resultados das medidas experimentais foram comparados com os valores simulados. Ambas as curvas de porcentagem de dose profunda e os perfis de distribuição de dose radiais, teóricos e experimentais, apresentaram boa concordância, o que pode validar o uso do software MCNP5 para estas simulações, reforçando a viabilidade do uso deste método nos procedimentos de dosimetria destas fontes emissoras de radiação beta. / 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