O uso de simulação Monte Carlo do transporte de radiação na matéria tem sido cada vez mais empregado nas áreas de física radiológica e dosimétrica. Em Medicina Nuclear é possível usar diversos códigos de simulação como ferramenta para estudar diferentes características de resposta de calibradores de dose. O código de simulação Monte Carlo PENELOPE (Penetration and ENErgy LOss of Positron and Electrons) possui um algoritmo misto do transporte de radiação, condensando eventos de interação, conforme os parâmetros de entrada estabelecidos. Neste trabalho, o código de simulação PENELOPE foi usado para estudar a resposta de uma câmara de ionização em função de diversos parâmetros que influenciam suas características de resposta. Neste trabalho os parâmetros de resposta de uma câmara de ionização tipo poço foram estudados através de simulação Monte Carlo, comparando-se os resultados obtidos com dados experimentais. A eficiência da câmara foi testada através de simulação e mostrou-se condizente com os valores previstos através de cálculos. Com relação à atividade, a resposta se mostrou linear para todos os nuclídeos estudados, sendo possível se obter a sensibilidade relativa da câmara através de simulação e de medidas experimentais. A resposta da câmara em função a energia, obtida através de simulação, também representou bem os valores experimentais, sendo possível extendê-los para energias mais altas e mais baixas que os valores das medidas experimentais. Estudos do volume de radiofármaco e da posição da fonte no poço da câmara obtidos através de simulação apresentaram comportamento esperado de acordo com a literatura. O código PENELOPE foi validado para o estudo desta câmara de ionização, permitindo que parâmetros geométricos e de materiais sejam estudados sem os custos e as dificudades dos arranjos experimentais. / The use of Monte Carlo simulation to the radiation transport in matter has been widly applied in the radiological and dosimetric areas. In Nuclear Medicine it is possible to use a variety of simulation codes as tools to study different response characteristics of dose calibrators used to measure radionuclides activities. The PENELOPE (Penetration and ENErgy LOss of Positron and Electrons) Monte Carlo simulation code has a mixed algorithm for the transport of radiation, which condenses the interaction events according to the input parameters. In this work, the PENELOPE code of simulation was used to study the response of an ionization chamber as function of parameters influencing its response. The chamber efficiency was tested by simulation and it showed a good agreement with calculated results. To the activity, its response showed a linear behavior for all studied nuclides, allowing one to obtain its sensitivity by simulation and measurements. The response of the chamber as a function of the energy obtained by simulation also showed a good agreement with the measurements, allowing one to extrapolate it to energies below and above the measured ones. The analysis with the volume of radiopharmaceuticals and position of the sourse in the chamber well obtained by simulation showed the expected behavior compared to the ones in literature. PENELOPE was validated to study this ionization chamber, so allow one to perform geometric and material parameters studies without experimental costs and difficulties.

O uso de simulação Monte Carlo do transporte de radiação na matéria tem sido cada vez mais empregado nas áreas de física radiológica e dosimétrica. Em Medicina Nuclear é possível usar diversos códigos de simulação como ferramenta para estudar diferentes características de resposta de calibradores de dose. O código de simulação Monte Carlo PENELOPE (Penetration and ENErgy LOss of Positron and Electrons) possui um algoritmo misto do transporte de radiação, condensando eventos de interação, conforme os parâmetros de entrada estabelecidos. Neste trabalho, o código de simulação PENELOPE foi usado para estudar a resposta de uma câmara de ionização em função de diversos parâmetros que influenciam suas características de resposta. Neste trabalho os parâmetros de resposta de uma câmara de ionização tipo poço foram estudados através de simulação Monte Carlo, comparando-se os resultados obtidos com dados experimentais. A eficiência da câmara foi testada através de simulação e mostrou-se condizente com os valores previstos através de cálculos. Com relação à atividade, a resposta se mostrou linear para todos os nuclídeos estudados, sendo possível se obter a sensibilidade relativa da câmara através de simulação e de medidas experimentais. A resposta da câmara em função a energia, obtida através de simulação, também representou bem os valores experimentais, sendo possível extendê-los para energias mais altas e mais baixas que os valores das medidas experimentais. Estudos do volume de radiofármaco e da posição da fonte no poço da câmara obtidos através de simulação apresentaram comportamento esperado de acordo com a literatura. O código PENELOPE foi validado para o estudo desta câmara de ionização, permitindo que parâmetros geométricos e de materiais sejam estudados sem os custos e as dificudades dos arranjos experimentais. / The use of Monte Carlo simulation to the radiation transport in matter has been widly applied in the radiological and dosimetric areas. In Nuclear Medicine it is possible to use a variety of simulation codes as tools to study different response characteristics of dose calibrators used to measure radionuclides activities. The PENELOPE (Penetration and ENErgy LOss of Positron and Electrons) Monte Carlo simulation code has a mixed algorithm for the transport of radiation, which condenses the interaction events according to the input parameters. In this work, the PENELOPE code of simulation was used to study the response of an ionization chamber as function of parameters influencing its response. The chamber efficiency was tested by simulation and it showed a good agreement with calculated results. To the activity, its response showed a linear behavior for all studied nuclides, allowing one to obtain its sensitivity by simulation and measurements. The response of the chamber as a function of the energy obtained by simulation also showed a good agreement with the measurements, allowing one to extrapolate it to energies below and above the measured ones. The analysis with the volume of radiopharmaceuticals and position of the sourse in the chamber well obtained by simulation showed the expected behavior compared to the ones in literature. PENELOPE was validated to study this ionization chamber, so allow one to perform geometric and material parameters studies without experimental costs and difficulties.

[pt] Os métodos de calibração absoluta para a determinação da atividade de radionuclídeos mais utilizados nos laboratórios de metrologia são o 4(Pi Beta - Gama) (contagem de coincidências), pico-soma (coincidência Gama - Gama ou X- Gama), o 4(PI,Gama) e o contagem em ângulo sólido definido.O método 4(PI Gama) é especialmente indicado na medição da atividade de radionuclídeos que apresentam esquema de decaimento complexo. Ele se baseia no cálculo da eficiência total do sistema de medição para um determinado radionuclídeo, através dos valores da eficiência total referente a cada raio gama do esquema de decaimento do mesmo radionuclídeo. Este cálculo é expresso, para um ramo do decaimento, pela equação: EpsilomT = 1 - Produtório ( 1 - EpsilomTi ) (Confirma símbolos no resumo na tese) , onde EpsilomT é a eficiência global para cada decaimento em cascata e EpsilomTi a eficiência total para cada transição gama da cascata. A equação completa leva em conta o número de ramos e a probabilidade de cada raio gama. Os (Confirmar os símbolos no resumo na tese)Ti são obtidos a partir da curva eficiência x energia do sistema.O método do pico- soma é aplicado na determinação da atividade para fontes emitindo pelo menos dois raios gama subsequentes. Neste trabalho é apresentado o procedimento experimental, após a implementação dos métodos 4(Pi Gama) e pico-soma no Laboratório Nacional de Metrologia das Radiações Ionizantes - LNMRI, com a finalidade de expandir os serviços de fornecimento de fontes radioativas aos usuários, tanto em quantidade quanto em faixa de atividade ampliada.Os padrões radioativos utilizados no levantamento da curva de calibração eficiência total x energia, na aplicação do método pico-soma e na validação do método 4(Pi) foram: 241Am, 210Pb, 54Mn, 57 Co, 60Co , 109Cd, 113Sn, 134Cs, 137Cs, 139 Ce e 88Y. Para verificar o desempenho dos métodos implantados, foram calibrados os radionuclídeos: 139 Ce, 60Co, 88Y e 134Cs, e comparados com os valores padronizados com o sistema absoluto 4 (Pi beta - gama). Os resultados encontrados foram consistentes com os obtidos pelo método de padronização absoluta 4 (Pi beta - gama) . / [en] Among the absolute calibration methods for activity quantity of radionuclides the most used in the metrology laboratories are: the 4(Pi Beta - Gama) (coincidence counting), defined solid angle counting, sum-peak (or Gama - Gama coincidence) and 4(Pi Gama) method. The 4( Pi Gama) method is appropriate to measure the activity of radionuclides with complex decay scheme and its implementation at Laboratório Nacional de Metrologia das Radiações Ionizantes, commissioned by INMETRO from 1989, will provide to the expansion of the jobs to supply the users by standard radioactive sources.The determination of activity can be made using calibration factor and/or the efficiency curve. For the implantation of this calibration method at LNMRI, after the selection of the detector and the electronic instrumentation, the attainment of the eficiency curve in function of gamma rays energy, standard sources with one or two peaks each were used. The method is based in (Epsilon)T = 1 - Produtórioi (1 - Ti) where EpsilonT is the total efficiency for each radionuclide and EpsilonTi is the efficiency for each gamma transition of this radionuclide. The detector selected was a 8``x 8`` well type NaI(Tl), with well dimensions 6`` deep and 3`` of diameter, from Harshaw The standards sources used are: Am-241, Pb-210, Mn-54, Co-57, Cd-109, Ce-139, Co-60, Na-22, Y-88 and Zn-65. The preliminary results are consistent with the literature.

The master's thesis deals with new construction Salesian center, which contents a leisure center and Church of Mary Help of Christians. The building is designed as two separate units divided with dilatation cleft. One building is reinforced concrete frame fill with masonry POROTHERM Profi 40, the second object was built from POROTHERM Profi 40. The whole building has a basement, the basement is designed as a monolithic reinforced concrete construction. Basement is insulated with extruded polystyrene thickness of 150 mm, upper building is insulated EPS polystyrene 70 mm thick and 100 mm thick ETICS system. The roof on both buildings is flat, smaller building is covered with vegetation roof, concrete frame is covered with a flat roof with asphalt sheets. There are prepared the study, complete design documentation, technical expertise, heat, fire safety solution construction including fire management and technical drawings, basic acoustic calculations of structures, the reverberation time in the nave of the church. Drawings were prepared using AutoCAD 2009 and technical expertise using Heat 2011 and Area 2011.