Abstract: O reator de pesquisas IEA-R1 opera em regime de 40 h semanais à potência de 4,5 MW. Nestas condições, os cestos disponíveis para o armazenamento dos elementos combustíveis irradiados possuem menos de metade da sua capacidade inicial. Assim, nestas condições de operação, teremos apenas cerca de seis anos de capacidade para armazenamento. Considerando que a vida útil desejada do IEA-R1 seja de pelo menos mais 20 anos, será necessário aumentar a capacidade de armazenamento de combustível irradiado. Dr. Henrik Grahn, especialista da Agência Internacional de Energia Atômica sobre o armazenamento molhado (em piscinas de estocagem), ao visitar o reator IEA-R1 (setembro/2012) fez algumas recomendações. Entre elas, a concepção e instalação de cestos fabricados com aço inoxidável borado e internamente revestidos com uma película de alumínio, de modo que a corrosão dos elementos combustíveis não ocorresse. Após uma revisão da literatura sobre opções de materiais disponíveis para esse tipo de aplicação chegamos ao BoralcanTM fabricado pela 3M devido suas propriedades. Este trabalho apresenta estudos sobre a análise de criticalidade com o código computacional MCNP-5 utilizando duas bibliotecas americanas de dados nucleares avaliados (ENDF/B-VI e ENDF/B-VII) comparativamente. Estas análises demonstraram a possibilidade de dobrar a capacidade de armazenamento de elementos combustíveis, no mesmo espaço ocupado pelos cestos atuais, atendendo a demanda do reator de pesquisas IEA-R1 e também satisfazendo os requisitos de segurança da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e da Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA).

Palavras-Chave: research reactors; iear-1 reactor; fuel elements; fuel element clusters; fuel storage pools; spent fuel storage; fuel densification; boron; stainless steels; aluminium; monte carlo method; probability; stochastic processes; nuclear data collections; comparative evaluations

RODRIGUES, ANTONIO C.I. Estudo e projeto de novos cestos com boro para o armazenamento de elementos combustíveis queimados do reator IEA-R1. Orientador: Tufic Madi Filho. 2016. 72 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-16092016-115614. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26823. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A braquiterapia é uma modalidade de radioterapia que trata tumores utilizando radiação ionizante com fontes localizadas próximas ao tumor. As fontes podem ser produzidas a partir de diversos radionuclídeos e em diversos formatos, como sementes de iodo125 e fios de irídio192. Para produzir uma nova semente de Iodo-125 no e garantir sua qualidade, é fundamental descrever a dosimetria da semente, para que quando aplicado em um tratamento seja possível atingir a menor dose possível nos tecidos sadios vizinhos. O relatório do Task Group 43 U1 da AAPM é um documento que indica os procedimentos de dosimetria em braquiterapia com base em parâmetros físicos e geométricos. Neste estudo, escolheu-se dois métodos diferentes para caracterizar a semente de iodo-125: uma simulação de transporte de radiação (MCNP) e um experimento usando filmes radiocrômicos da Gafchromic. Todos os parâmetros do TG43 U1 foram simulados usando o método de Monte Carlo de transporte de radiação MCNP6: intensidade de kerma-ar, constante de taxa de dose, função de geometria, função de dose radial e função anisotrópica. Esses parâmetros foram obtidos a partir de uma semente modelada ideal. Os parâmetros se comportaram como esperado na literatura apresentando incertezas menores que as previstas. Na parte experimental da caracterização, com filmes radiocrômicos, foi realizada a calibração dos filmes de EBT-3, relacionando a cor do filme escurecido com a dose. Não foi possível fazer o experimento com o filme, pois em decorrência da pandemia de COVID-19, a semente de iodo-125 não pode ser confeccionada. No entanto, apresenta-se nesse trabalho toda a etapa de calibração do filme, sua curva de calibração e a simulação pelo método de Monte-Carlo.

Palavras-Chave: computerized simulation; brachytherapy; monte carlo method; iodine 125; seeds; iridium 192; photon computed tomography; tumor promoters; neoplasms; dosimetry

PRIMO, CAMILA de O. Estudos dosimétricos de fontes de iodo-125 com filmes radiocrômicos e método de Monte Carlo. Orientador: Maria Elisa Chuery Martins Rostelato. 2022. 80 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2022.tde-05122022-123921. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/33612. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Na técnica de tratamento de irradiação de corpo total, como o próprio nome diz, a radiação atinge o corpo todo do paciente com uma dose uniforme. É uma das principais vias de tratamento interdisciplinar de neoplasias malignas, predominantemente doenças hematopoiéticas. Devido à complexidade da anatomia do corpo, essa técnica apresenta dificuldades na obtenção da distribuição de dose uniforme, além da atenção especial ao pulmão, por conta da sua heterogeneidade tecidual. Assim, o objetivo deste trabalho consiste em realizar estudos dosimétricos para irradiação de corpo total, possibilitando o desenvolvimento de novos procedimentos que auxiliem no planejamento da técnica durante a rotina clínica, com o intuito de aumentar a eficácia desse tipo de tratamento. No presente trabalho, realizaram-se medidas experimentais de dose de corpo total, utilizando câmara de ionização em objeto simulador antropomórfico. Visto que o método de Monte Carlo é considerado um padrão ouro na forma de validação para os dados obtidos experimentalmente, realizou-se cálculo de dose no objeto simulador antropomórfico utilizando o código MCNP6 e o software AMIGOBrachy. Entre as etapas envolvidas, iniciou-se com a verificação da equivalência entre aceleradores a partir de um espaço de fase. O andamento do trabalho ocorreu com a substituição do espaço de fase por um modelo de fonte virtual para campos alargados: 40 x 40 cm2 e 40 x 40 cm2 rotacionado 45°, este utilizado na técnica de irradiação de corpo total. Dando continuidade, determinou-se uma configuração geométrica para a câmara de ionização, de forma a melhor reproduzir a dose na pele obtida experimentalmente. Foram feitas comparações entre dados experimentais e cálculos para irradiação de phantom antropomórfico, observando-se uma homogeneidade na distribuição de dose durante essa reprodução de tratamento. Por fim, foi feita a comparação de cálculos de dose total com e sem blindagem para pulmão, e os resultados se mostraram dentro do limite aceitável de dose de 8 a 10 Gy. A metodologia de cálculo desenvolvida neste trabalho com o uso do método de Monte Carlo, juntamente com o software AMIGOBrachy, foram úteis para demonstrar a adequação do procedimento de irradiação de corpo total em termos dosimétricos. Além disso, esta metodologia mostrou-se ser uma ferramenta de cálculo de dose muito importante para estudos futuros que visem aumento da eficácia para esta modalidade de tratamento, pois permite, através de simulações, estimar distribuições de dose de forma detalhada e precisa, auxiliando no planejamento do tratamento de irradiação de corpo total.

Palavras-Chave: body; surface area; radiotherapy; ionization chambers; linear accelerators; radiation dose rate ranges; radiation dose units; radiation dose distributions; dose equivalents; radiation doses; dosimetry; monte carlo method; particles; transport; computer codes; statistical models

DEL NERO, RENATA A. Estudos dosimétricos pelo método de Monte Carlo para irradiação de corpo total. Orientador: Hélio Yoriyaz. 2019. 116 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-07032019-113146. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29883. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Pesquisas que tem como objetivo melhorar o desempenho de códigos de transporte de nêutrons e a qualidade de bases de dados de seções de choque nucleares são muito importantes para aumentar a acurácia de simulações e a qualidade de análises e predição de fenômenos no campo nuclear. Neste contexto, dados experimentais relevantes como medidas de reatividade induzida são necessários. O objetivo deste trabalho foi conduzir uma série de experimentos de medida de reatividade induzida, utilizando um reatímetro digital desenvolvido pelo IPEN. Os experimentos empregaram amostras metálicas inseridas na região central do núcleo do reator experimental IPEN/MB-01. A análise teórica foi realizada pelo código de física de reatores MCNP-5, desenvolvido e mantido pelo Los Alamos National Laboratory, e a biblioteca de dados nucleares ENDF/B-VII.0.

Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; zero power reactors; reactor cores; inspection; reactivity worths; neutron transport theory; cross sections; nuclear reactions; monte carlo method; m codes; nuclear data collections

PINTO, LETICIA N. Experimentos de efeitos de reatividade no reator nuclear IPEN/MB-01. Orientador: Adimir dos Santos. 2012. 126 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2012.tde-23102012-145549. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10099. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Foi realizada a implantação de um laboratório para testes de detectores com radiação de nêutrons. Uma sala foi reformada e adaptada para ser o Laboratório de TestescomNêutrons(LTN) no subsolo do prédio do Laboratório de Calibração de Instrumentos do IPEN. Foi criada uma sala de controle do sistema de exposição e posicionamento da fonte e para o operador responsável pelos procedimentos de testes dos instrumentos. Foi desenvolvida uma blindagem adequada para a fonte de 241Am(Be), previamente calibrada no Laboratório Nacional de Metrologia das Radiações Ionizantes (LNMRI), num sistema padrão primário. Um arranjo de irradiação automatizado foi implantado, possibilitando a variação da distância fonte-detector por meio de um comando à distância por um painel eletrônico localizado na sala de controle. Os resultados obtidos do levantamento radiométrico permitiram avaliar as condições existentes no LTN e a sua classificação. Foi realizado um estudo de estabilidade a curto e a médio prazo da resposta de vários detectores de nêutrons, que apresentaram resultados dentro do limite recomendado pela norma internacional. A influência da radiação espalhada foi determinada por duas técnicas: Método de Monte Carlo e método experimental, com a utilização de um cone de sombra e um detector de radiação de nêutrons portátil calibrado no LNMRI. Alguns monitores portáteis foram testados no arranjo estabelecido. Dos resultados obtidos por meio da simulação foi possível concluir que a estrutura do LTN está em concordância com os resultados obtidos em outros laboratórios que oferecem o mesmoserviço.

Palavras-Chave: brazilian cnen; laboratories; testing; radiation detectors; neutron detection; neutron monitors; portable equipment; radiation monitors; monte carlo method

ALVARENGA, TALLYSON S. Instalação e caracterização básica de um laboratório para testes de monitores portáteis com radiação de nêutrons. Orientador: Linda Viola Ehlin Caldas. 2014. 81 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2014.tde-16062014-155542. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10617. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O presente trabalho teve como objetivo a padronização em atividade do radionuclídeo 177Lu, um importante radiofármaco utilizado no tratamento de câncer neuroendócrino. Este radionuclídeo se desintegra por emissão beta acompanhada de várias emissões gama simultâneas, o que tornou possível a aplicação do método de coincidência 4πβ-γ. Para a detecção da radiação beta, foi utilizado um detector proporcional (PC), com geometria 4π e dois cintiladores de NaI(Tl) para a detecção da radiação gama. Os sinais gerados nos detectores passaram por amplificadores, discriminadores e módulos atrasadores, para serem enviados a um analisador multicanal. Para este experimento, foi utilizado um sistema de coincidências que aplica um módulo TAC (Time to Amplitude Converter), o qual converte diferença de tempo em amplitude de pulso. Para obter-se a variação na eficiência beta, foram acrescentados absorvedores de Collodion nas partes superior e inferior da fonte radioativa. Desta forma, foi possível extrapolar o valor para eficiência beta igual a 100%, obtendo assim a atividade da fonte radioativa. A curva de extrapolação experimental foi comparada com a previsão teórica, obtida por meio do método de Monte Carlo. Além da padronização em atividade do 177Lu, também foram determinadas as suas probabilidades de emissão gama por decaimento para cada uma das principais transições gama, por meio de um espectrômetro de HPGe, previamente calibrado.

Palavras-Chave: lutetium 177; decay; probability; gamma radiation; activity meters; monte carlo method; standardization; coincidence methods

SILVA, FABRICIO F.V. da. Medida absoluta da atividade e determinacao da probabilidade de missao gama por decaimento do sup(177)Lu. Orientador: Mauro da Silva Dias. 2011. 76 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2011.tde-01072011-133729. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9947. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O tratamento de câncer possui diversas modalidades. Uma delas é a utilização de fontes de radiação como principal protagonista do tratamento. A radioterapia e a medicina nuclear são exemplos desse tipo de tratamento. Por utilizarem a radiação ionizante como principal ferramenta para a terapia, há a necessidade de se efetuar diversas simulações do tratamento a fim de maximizar a dose nos tecidos tumorais sem ultrapassar os limites de dose nos tecidos sadios circunvizinhos. Os sistemas utilizados na simulação desses tipos de terapia recebem o nome de Sistemas de Planejamento Dosimétrico. A medicina nuclear e a radioterapia possuem seus próprios sistemas de planejamento dosimétricos devido a grande diversidade das informações necessárias às suas simulações. Os sistemas de planejamento em radioterapia são mais consolidados do que os de medicina nuclear e por tal motivo um sistema que aborde tanto os casos de radioterapia como de medicina nuclear contribuiria para significativos avanços na área de medicina nuclear. Dessa forma, o objetivo do trabalho foi modelar um Sistema de Planejamento Dosimétrico com o uso do código de Monte Carlo MCNP6 Monte Carlo N-Particle Transport Code que permitisse incorporar os casos de radioterapia e medicina nuclear e que fosse extensível a novos tipos de tratamentos. A modelagem desse sistema resultou na construção de um Framework, orientado a objetos, nomeado IBMC o qual auxilia no desenvolvimento de sistemas de planejamento que necessitam interpretar grandes quantidades de informações com o objetivo de escrever o arquivo base do MCNP6. O IBMC permitiu desenvolver de maneira rápida e prática sistemas de planejamento para radioterapia e medicina nuclear e os resultados foram validados com sistemas já consolidados. Ele também mostrou alto potencial para desenvolver sistemas de planejamento de novos tipos de tratamentos que utilizam a radiação ionizante.

Palavras-Chave: monte carlo method; computer codes; computerized simulation; radiotherapy; particle interactions; neutral-particle transport; gamma transport theory; quality control; control systems; radiation protection; nuclear medicine

MASSICANO, FELIPE. Modelagem de um sistema de planejamento em radioterapia e medicina nuclear com o uso do código MCNP6. Orientador: Hélio Yoriyaz. Coorientador: Marcel Parolin Jackowski. 2015. 207 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2016.tde-11032016-093447. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26371. Acesso em: $DATA.

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