Abstract: O uso de Tomografia Computadorizada (CT) para procedimentos de imagiologia vem crescendo cada vez mais devido aos avanços da tecnologia dos equipamentos de CT, que permitem a obtenção de imagens com melhor resolução do que por outras técnicas, sendo consequentemente responsável pelo aumento da dose de radiação no paciente durante o procedimento. Isso acarretou uma maior preocupação com as doses recebidas pelos pacientes que se submetem a esse tipo de exame. Para a realização da dosimetria de feixes de CT, o instrumento mais utilizado é a câmara de ionização do tipo lápis, pois este dosímetro apresenta uma resposta uniforme ao feixe de radiação incidente em todos os ângulos. A câmara convencional que se encontra disponível no mercado apresenta um comprimento de volume sensível de 10 cm; entretanto, alguns estudos têm mostrado que esse dosímetro tem subestimado os valores de dose. Portanto, neste trabalho optou-se por desenvolver no Laboratório de Calibração de Instrumentos do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (LCI-IPEN/CNEN) duas câmaras de ionização, fazendo uso de materiais nacionais de baixo custo, com comprimentos de volume sensível de 10 cm e 30 cm. A caracterização destas câmaras foi realizada e os resultados se apresentaram dentro dos limites recomendáveis internacionais. Como uma aplicação, as câmaras desenvolvidas, juntamente com uma câmara comercial, foram testadas em um tomógrafo clínico. As câmaras de ionização desenvolvidas foram analisadas de maneira completa, para os seus possíveis usos.

Palavras-Chave: ionization chambers; dosemeters; computerized tomography; beams; x radiation; image scanners; image tubes; dosimetry; radiation doses; dose equivalents; dose limits; dose rates; dose-response relationships

CASTRO, MAYSA C. de. Desenvolvimento e caracterização de câmaras de ionização especiais para feixes de tomografia computadorizada. Orientador: Linda Viola Ehlin Caldas. 2016. 114 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-22062016-090110. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26744. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O sucesso de uma radioterapia depende do correto planejamento da dose a ser entregue ao volume alvo. Na braquiterapia, modalidade da radioterapia onde um radioisótopo selado é implantado intracavitariamente ou intersticialmente no paciente, há menos avanços em sistemas de planejamento de tratamento computacionais do que na teleterapia, amplamente mais utilizada nos serviços típicos. Porém, a braquiterapia, quando aplicável, é preferível por poupar tecidos sadios vizinhos de uma dose desnecessária. O AMIGOBrachy, um sistema de planejamento para braquiterapia de interface amigável, compatibilidade com outros sistemas comerciais em uso e integrado ao código MCNP6 (Monte Carlo N-Particle Transport Code v. 6) foi desenvolvido no Centro de Engenharia Nuclear do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (CEN-IPEN) e atualmente está em processo de validação. Este trabalho contribuiu para este processo, avaliando três diferentes casos clínicos através do AMIGOBrachy com o formalismo do TG43 da AAPM (Associação Americana de Física Médica), protocolo que rege a dosimetria em braquiterapia, e comparando seus resultados com as distribuições de dose calculadas por outros sistemas comerciais consagrados: Varian BrachyVision TM (Varian Medical Systems; Palo Alto, CA, EUA) e Nucletron Oncentra® (Elekta; Estocolmo, Suécia). Os resultados obtidos estão dentro de uma faixa de concordância de ±10%, estando mais discrepantes em regiões muito próximas do aplicador, onde os sistemas de planejamento comerciais e o AMIGOBrachy divergem devido aos diferentes métodos de cálculo. Em pelo menos dois terços da região de interesse, porém, a dose concordou em uma faixa de ±3% para os três casos. Também foram realizadas simulações utilizando o formalismo do TG186 da AAPM, que considera heterogeneidades no tecido, para avaliar o impacto dos mesmos na dose. Em adição ao processo de validação, também foi realizado um estudo em braquiterapia oftálmica para posterior inserção de um módulo adicional ao AMIGOBrachy; para isso, um modelo de olho humano foi desenvolvido utilizando geometria UM (Unstructured Mesh), para validação com o código MCNP6, que apenas nesta versão demonstra um novo recurso capaz de simular uma geometria híbrida: parcialmente analítica, parcialmente UM. O modelo considera dez diferentes estruturas no olho humano: esclera, coroide, retina, corpo vítreo, córnea, câmara anterior, lente, nervo óptico, parede do nervo óptico, e um tumor definido de forma arbitrária crescendo da superfície externa do globo ocular em direção ao seu centro. Os resultados foram comparados com um modelo de olho puramente analítico modelado com o MCNP6 e tomado como referência. Os resultados foram satisfatórios em todas as simulações desenvolvidas, exceto para as estruturas do nervo óptico e sua parede, que devido ao seu pequeno tamanho e distância da fonte, mostraram erros relativos maiores, mas ainda menores que 10%, e não representam problema de preocupação clínica uma vez que recebem doses muito pequenas. Discutiu-se também a eficácia e problemas encontrados nessa nova capacidade do código MCNP de simular geometrias híbridas, uma vez que é recente e ainda apresenta deficiências, que tiveram que ser contornadas no presente trabalho.

Palavras-Chave: brachytherapy; monte carlo method; calculation methods; neutron transport theory; radiation doses; dose rates; dose equivalents; radiation dose units; radiation dose distributions; radiation dose ranges; eyes; reactivity; multipolarity; phase space; coordinated research programs; specifications; standards

ANGELOCCI, LUCAS V. Estudo de casos clínicos em radioterapia através do sistema de planejamento AMIGOBrachy. Orientador: Hélio Yoriyaz. 2016. 125 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-07102016-123047. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26926. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O Ipen/Cnen-SP possui um Reator de Pesquisa(IEA-R1) em operação desde 1957. Ele utiliza água leve como blindagem, moderador e como fluido refrigerante, o volume desta piscina é de 273m3. Até 1995 a operação do Reator era descontinua, ou seja, operava diariamente sendo desligado no final do dia, a uma potência de 2,0 MW. A partir daquele ano, após algumas modificações de segurança, o Reator passou a operar de forma continua, ou seja, de segunda-feira a quarta-feira sem ser desligado, totalizando 64 horas semanais. A potência também foi aumentando até 4,5 MW em 2012. Em virtude dessas alterações, a saber, operação contínua e do aumento da potência, as doses dos trabalhadores aumentaram e por isso foram realizados vários estudos para diminui-las. Estudos demonstraram que uma das principais limitações para operação de um reator em potência elevada, provém das radiações gama emitidas pelo sódio-24. Outros elementos como magnésio-27, Alumínio-28, Argônio-51, contribuem de forma considerável para a atividade da água da piscina. A introdução de uma camada de água quente em sua superfície, estável e isenta de elementos radioativos com 1,5m a 2m de espessura constituiria uma blindagem às radiações provenientes dos elementos radioativos dissolvidos na água. Estudos de otimização provaram que a instalação da camada quente não era necessária para o regime e potência atual de operação do Reator, pois outros procedimentos adotados eram mais eficazes. A partir desta decisão o serviço de Proteção Radiológica do Reator IEA-R1, montou um programa de avaliação das doses para certificar-se de que elas se mantinham em valores razoáveis baseados em princípios estabelecidos em normas nacionais e internacionais. O intuito deste trabalho é realizar uma análise das doses individuais dos IOE (Individuo Ocupacionalmente Expostos), considerando as mudanças no regime de operação do Reator e sugerir opções de proteção e segurança, viáveis em primeira instância, para reduzir as doses analisadas, visando se chegar aos níveis de referencia de 3 mSv/ano adotados pela instalação em apreço.

Palavras-Chave: layers; hot-water processes; fluid injection processes; fluid-structure interactions; reactor cores; pool type reactors; surface waters; gamma radiation; dosimetry; radiation doses; dose equivalents; dose limits; dose rates; dose-response relationships; personnel monitoring; radiation protection laws; safety standards; iear-1 reactor; brazil

TOYODA, EDUARDO Y. Evolução das doses no ambiente do Reator IEA-R1 e tendências com base nos resultados atuais. Orientador: Gian Maria Agostino Angelo Sordi. 2016. 99 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-07062016-091546. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26615. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Eletrólitos sólidos de galato de lantânio e estrôncio contendo substituição parcial de Sr por La, La1+xSr1-xGa3O7+δ (LSG), com X = 0 e 0,55 foram sintetizados por método de via úmida e por reação em estado sólido, para fins comparativos. O excesso de lantânio proporciona aumento na concentração de íons oxigênio em posições intersticiais, e consequente aumento na condutividade iônica tornando o LSG um material de interesse para aplicação em dispositivos que requeiram esta propriedade. O principal objetivo deste trabalho foi a obtenção destes compostos com homogeneidade microestrutural em condições menos severas que aquelas normalmente utilizadas quando o método convencional é empregado. O método escolhido foi o da complexação de cátions utilizando o ácido cítrico. Os pós sintetizados quimicamente foram submetidos a diversas técnicas analíticas para sua caracterização, tais como análises térmicas, espectroscopia no infravermelho com transformada de Fourier, análise elementar de H e C, difração de raios X, e microscopia eletrônica de varredura e transmissão. Os principais resultados mostraram que a obtenção da fase pura do La1+xSr1-xGa3O7+δ requer altas temperaturas de calcinação e sinterização. A densificação acontece num intervalo pequeno de tempo para as amostras preparadas por rota química. A densificação das amostras, independentemente da técnica utilizada só ocorre acima de 1400 ºC. As amostras de LSG preparadas por rota química apresentaram homogeneidade microestrutural com relação ao tamanho dos grãos, enquanto as amostras preparadas pelo método de reação em estado sólido apresentaram distribuição bimodal de tamanho dos grãos. A condutividade elétrica das amostras com x = 0,55 é mais elevada nas amostras preparadas por complexação de cátions.

Palavras-Chave: solid electrolytes; fuel cells; electric batteries; strontium; lanthanum; gallium alloys; carbon additions; synthesis; conductor devices; ionic conductivity; site characterization; brachytherapy; iridium 192; monte carlo method; calculation methods; neutron transport theory; radiation doses; dose rates; dose equivalents; radiation dose ranges; thermoluminescent dosemeters; eyes; phase space; coordinated research programs; specifications; standards

CARVALHO, LUCAS A. Preparação e caracterização do condutor iônico à base de La-Sr-Ga-O. Orientador: Eliana Navarro dos Santos Muccillo. 2022. 104 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2022.tde-07112022-163011. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/33606. Acesso em: $DATA.

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Abstract: 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.

Palavras-Chave: dosimetry; dose rates; skin diseases; body; surface treatments; lithium fluorides; dysprosium compounds; doped materials; thermoluminescent dosemeters; comparative evaluations

ALMEIDA, SHIRLANE B. de. Validação e avaliação dosimétrica empregando as técnicas de TL e OSL de materiais termoluminescentes para aplicação na dosimetria de feixes clínicos de elétrons utilizados na irradiação total da pele - TSI. Orientador: Letícia Lucente Campos Rodrigues. 2017. 84 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2017.tde-08062017-153258. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/27973. Acesso em: $DATA.

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