Abstract: O principal objetivo deste trabalho é fornecer um modelo biocinético validado em termos fisiológicos para a avaliação das doses radiométricas devido à ingestão de [4-14C]-colesterol em humanos. Com o intuito de validar o modelo biocinético proposto para o [4-14C]-Colesterol, os valores de excreção fecal e absorção preditos pelo modelo foram comparados com dados experimentais da literatura, foi obtido um alto grau de concordância entre os resultados de acordo com teste ANOVA (p = 0,416 para os valores de excreção e p = 0,423 para os valores de absorção). Foram calculados os coeficientes de Dose Efetiva (SvBq-1), Dose Equivalente (SvBq-1) e Dose Absorvida (GyBq-1) nos orgãos e tecidos para humanos utilizando a metodologia MIRD e o software de análise compartimental ANACOMP para quatro objetos simuladores que representam: um adulto com massa de 73,3 kg, um adolescente de 15 anos (56,9 kg), uma criança de 10 anos (33,2 kg) e uma criança de cinco anos (19,8 kg). O órgão que obteve a maior Dose Absorvida, para todos os objetos simuladores, foi o intestino grosso inferior (IGI). O conceito da alometria foi utilizado para interpolar o Coeficiente de Dose Absorvida no intestino grosso inferior (DIGI) para massas corpóreas (m) desconhecidas: DIGI(SvBq-1)=161,26.m(kg)-1,025. Para uma mesma quantidade administrada de colesterol, o Coeficiente de Dose Efetiva (E) diminui com o aumento da massa corporal do objeto simulador, em outras palavras, para a mesma atividade administrada os indivíduos com menor massa são submetidos a Doses Efetivas mais elevadas. O conceito de alometria também foi utilizado para interpolar o Coeficiente de Dose Efetiva (E) para massas corpóreas (m) desconhecidas: E(SvBq-1)= 171,1.m(kg)-1,021.

Palavras-Chave: human populations; cholesterol; radiation doses; dose equivalents; dosimetry; internal irradiation; kinetics; mathematical models

MARCATO, LARISSA A. Dosimetria interna para o [4-14C] - colesterol em humanos. Orientador: Carlos Henrique de Mesquita. 2012. 65 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2012.tde-08032013-141752. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9937. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A dosimetria de campos mistos de nêutrons e gamas é uma área de pesquisa que apresenta grande oportunidade de estudos devido ao aumento da utilização de procedimentos médicos como protonterapia e Terapia de Captura de Nêutrons (NCT Neutron Capture Therapy), além da importância para cálculo de doses ocupacionais e dos campos de irradiação em reatores nucleares. Para a dosimetria de campos mistos de nêutrons e gamas, a Comissão Internacional de Unidades de Medidas (ICRU) recomenda o uso de dosímetros com sensibilidades distintas para cada componente do campo. Os dosímetros termoluminescentes (TLDs) apresentam-se como uma alternativa para a realização da dosimetria de campos mistos de nêutrons e gamas em particular à utilização do par de TLDs de LiF TLD 100 e TLD 700, que apresentam respostas distintas às componentes de campo em virtude da diferença na quantidade do isótopo 6Li em suas composições. Porém, esta escolha apresenta algumas dificuldades pois a característica da resposta dos TLDs para cada componente de campo ainda não é totalmente compreendida. Este trabalho apresenta primeiramente um estudo de um sistema para moderação de uma fonte de AmBe para realizar os estudos de sensibilidade e linearidade dos TLDs quando irradiados em um campo misto de nêutrons e gamas. O sistema de moderação se faz necessário pois a fonte de AmBe emite preferencialmente nêutrons com alta energia, e a sensibilidade dos TLDs de LiF é preferencialmente para nêutrons de baixa energia. Entretanto, um dos objetivos do Grupo de Pesquisa em Física Médica do CEN/IPEN é a realização da dosimetria de campos mistos de alta intensidade, como por exemplo, o campo proveniente de um reator nuclear. Dessa forma esse trabalho realizou um estudo das respostas dos TLDs 100 e TLDs 700 quando irradiados no interior do núcleo do reator IPEN/MB-01 em duas diferentes configurações: cilíndrica com "flux trap" e retangular num arranjo de 26 x 28 varetas combustíveis. Esse trabalho contou com simulações com o código de Monte Carlo, MCNP5, para fornecer os fluxos e doses devido a cada componente de campo ao qual os TLDs estariam expostos. E a partir dos dados obtidos tanto através das simulações, quanto através dos experimentos, foi proposta uma metodologia para a utilização do TLD 100 para a dosimetria de nêutrons em campos com alta fluência de nêutrons, como é o caso do núcleo do reator IPEN/MB-01.

Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; neutron dosimetry; photoneutrons; photon-neutron interactions; gamma dosimetry; particle discrimination; dosimetry; thermoluminescent dosimetry; lithium 6; lithium fluorides; americium alloys; americium; monte carlo method; calculation methods; icru; standardization

CAVALIERI, TÁSSIO A. Dosimetria TL em campos mistos no reator IPEN/MB-01. Orientador: Hélio Yoriyaz. 2018. 105 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2018.tde-01112018-160020. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29449. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O propósito de um objeto simulador é representar a alteração do campo de radiação provocada pela absorção e espalhamento em um dado tecido ou órgão de interesse. Suas características geométricas e de composição devem estar próximos o máximo possível aos valores associados ao seu análogo natural. Estruturas anatômicas podem ser transformadas em objetos virtuais 3D por técnicas de imageamento médico (p. ex. Tomografia Computadorizada) e impressas por prototipagem rápida utilizando materiais como, por exemplo, o ácido poliláctico. Sua produção para pacientes específicos requer o preenchimento de requisitos como a acurácia geométrica com a anatomia do individuo e a equivalência ao tecido, de modo que se possa realizar medidas utilizáveis, e ser insensível aos efeitos da radiação. O objetivo desse trabalho foi avaliar o comportamento de materiais impressos 3D quando expostos a feixes de fótons diversos, com ênfase para a qualidade de radiotherapia (6 MV), visando a sua aplicação na dosimetria clínica. Para isso foram usados 30 dosímetros termoluminescentes de LiF:Mg,Ti. Foi analisada também a equivalência entre o PMMA e o PLA impresso para a resposta termoluminescente de 30 dosímetros de CaSO4:Dy. As irradiações com feixes de fótons com qualidade de radioterapia foram simuladas com o uso do sistema de planejamento Eclipse™, com o Anisotropic Analytical Algorithm e o Acuros&reg XB Advanced Dose Calculation algorithm. Além do uso do Eclipse™ e dos testes dosimétricos, foram realizadas simulações computacionais utilizando o código MCNP5. As simulações com o código MCNP5 foram realizadas para calcular o coeficiente de atenuação de placas impressas expostas a diversas qualidades de raios X de radiodiagnóstico e para desenvolver um modelo computacional de placas impressas 3D.

Palavras-Chave: process development units; functional models; biological materials; biological models; phantoms; three-dimensional calculations; computer-aided manufacturing; computer-graphics devices; radiotherapy; dosimetry; neoplasms; tissue-equivalent materials; clinical trials

VALERIANO, CAIO C.S. Emprego de simulação computacional para avaliação de objetos simuladores impressos 3D para aplicação em dosimetria clínica. Orientador: Letícia Lucente Campos Rodrigues. 2017. 83 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2017.tde-24072017-113607. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28015. Acesso em: $DATA.

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Abstract: As câmaras de ionização tipo lápis são utilizadas para dosimetria de feixes em equipamentos de tomografia computadorizada (CT). Neste estudo foi estabelecida uma nova metodologia de calibração destas câmaras, visando a adequação do Laboratório de Calibração de Instrumentos do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (LCI) aos atuais padrões metrológicos internacionais que tratam dos procedimentos específicos para calibração das câmaras utilizadas em CT. Primeiramente partiu-se da implantação das novas qualidades de radiação padrão RQT, que simulam feixes não atenuados usados para aplicações em CT, de acordo com a IEC 61267 da International Electrotechnical Commission (IEC). Após o estabelecimento dos campos padrões de radiação, foi implantada a metodologia de calibração específica para câmaras lápis segundo o Technical Report Series No. 457, da International Atomic Energy Agency (IAEA), que descreve as particularidades do procedimento a ser seguido pelos Laboratórios de Dosimetria Padrão Secundário (SSDLs) em termos de colimação e posicionamento em relação ao feixe de radiação. Inicialmente, foram realizadas medições de PPV (kV) e determinação das filtrações adicionais de cobre por meio dos valores de camada semi-redutora (CSR) recomendados pela norma IEC 61267, para que as qualidades de radiação de referência: RQT 8, RQT 9 e RQT 10 fossem implantadas. Para os filtros adicionais, foram utilizados alumínio e cobre de alta pureza (maior ou igual a 99,9%). Uma metodologia alternativa para determinar as filtrações adicionais também foi utilizada, através da qual se encontrou diretamente as RQTs em espessuras de filtros de cobre equivalente ao conjunto RQR (Al) + Filtração Adicional (Cu), sendo esta uma opção quando não se têm implantadas as RQRs. Com a implantação desta nova metodologia de calibração das câmaras de ionização tipo lápis, o LCI está pronto para calibrar estes instrumentos de acordo com as recentes recomendações internacionais. Permitindo assim uma melhoria na rastreabilidade das calibrações, como também na qualidade dos serviços metrológicos que o IPEN oferece para todo o País.

Palavras-Chave: ionization chambers; calibration; dosimetry; computerized tomography; measuring instruments

DIAS, DANIEL M. Estabelecimento de um novo metodo de calibracao de camaras de ionizacao tipo lapis para dosimetria em feixes de tomografia computadorizada. Orientador: Maria da Penha A. Potiens. 2010. 80 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-01062011-122808. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9621. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A radioimunoterapia (RIT) faz uso de anticorpos monoclonais conjugados com radionuclídeos emissores α ou β-, ambos para terapia. O tratamento baseia-se na irradiação e destruição do tumor, preservando os órgãos normais quanto ao excesso de radiação. Radionuclídeos emissores β- como 90Y, 131I, 177Lu e 188Re, são úteis para o desenvolvimento de radiofármacos terapêuticos e, quando associados a AcM como o Anti-CD20 são importantes principalmente para o tratamento de Linfomas Não Hodgkins (LNH). 188Re (Eβ- = 2,12 MeV; Eγ= 155 keV; t1/2 = 16,9 h) é um radionuclídeo atrativo para RIT. O Centro de Radiofarmácia do IPEN possui um projeto que visa a produção do radiofármaco 188Re-Anti-CD20. Com isso,este estudo foi proposto para avaliar a eficácia desta técnica de marcação para tratamento em termos compartimentais e dosimétricos. O objetivo deste trabalho consistiu na compararação da marcação do AcM anti-CD20 com 188Re com a marcação do anticorpo com 90Y, 131I, 177Lu e 99mTc (pelas suas características químicas similares) e 211At, 213Bi, 223Ra e 225Ac. Através do estudo de técnicas de marcação relatadas em literatura, foi proposto um modelo compartimental para avaliação de sua farmacocinética e estudos dosimétricos, de alto interesse para a terapia. A revisão de dados publicados na literatura, possibilitou demonstrar diferentes procedimentos de marcação, rendimentos de marcação, tempo de reação, impurezas e estudos de biodistribuição. O resultado do estudo mostra uma cinética favorável para o 188Re, pelas suas características físicas e químicas frente aos demais radionuclídeos avaliados. O estudo compartimental proposto descreve o metabolismo do 188Re-anti-CD20 através de um modelo compartimental mamilar, que pela sua análise farmacocinética, realizada em comparação aos produtos marcados com emissores β-: 131I-antiCD20, 177Lu-anti-CD20, o emissor γ 99mTc-anti-CD20 e o emissor α 211At-Anti-CD20, apresentou uma constante de eliminação de aproximadamente 0,05 horas-1 no sangue do animal. A avaliação dosimétrica do 188Re-Anti-CD20 foi realizada através de duas metodologias: pelo método de Monte Carlo e pelo uso de uma fonte pontual β- através da Fórmula de Loevinger via programa Excel. Através da Fórmula de Loevinger fez-se a validação do método de Monte Carlo para a dosimetria do 188Re-Anti-CD20 e dos demais produtos. As doses e as taxas de doses obtidas pelos dois métodos foram avaliadas em comparação à dosimetria do 90Y-Anti-CD20, 131I-Anti-CD20 e do 177Lu-Anti-CD20, obtidas pela mesma metodologia. O estudo de dose foi realizado utilizando modelos matemáticos considerando um camundongo nude de 25g, simulando diferentes tamanhos de tumor e diferentes formas de distribuição do produto dentro do animal. De acordo com os resultados obtidos, pela energia de emissão β-, 188Re-Anti-CD20 apresenta maior deposição de energia para tumores volumosos em relação aos demais produtos avaliados. Em uma simulação com 100% do produto captado pelo tumor, 89% da dose total manteve-se absorvida pelo tumor, preservando a integridade de ógãos críticos como coração (2%), pulmões (5%), coluna (4%), fígado (0,014%) e rins (0,0007%). Em uma simulação onde há uma biodistribuição do produto no organismo do animal, 38% da dose total é absorvida pelo tumor e >3% é absorvida pela coluna. Nessa situação mais próxima da realidade, a extrapolação dos dados para um humano de 70kg, mostrou que a dose absorvida no tumor corresponde a cerca de 33%; na coluna 7% e o coração receberia uma dose de 35% do total. A análise compartimental e dosimétrica apresentada neste trabalho, realizada através do uso de um modelo animal para o 188Re-Anti-CD20 mostra que o produto desenvolvido e apresentado em literatura é candidato promissor para a RIT.

Palavras-Chave: antigens; antigen-antibody reactions; rhenium 188; yttrium 90; iodine 131; lutetium 177; technetium 99; astatine 211; bismuth 213; radium 223; actinium 225; physical chemistry; labelled compounds; radiation dose distributions; dose limits; dosimetry; monte carlo method; calculation methods; tumor cells; neoplasms; radiotherapy; immunotherapy; radioimmunotherapy; radionuclide kinetics

KURAMOTO, GRACIELA BARRIO. Estudo compartimental e dosimétrico do anti-CD20 marcado com 188Re. Orientador: João Alberto Osso Júnior. 2016. 141 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2016.tde-14032016-095417. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26599. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A fototerapia é um procedimento estabelecido há mais de 50 anos no tratamento da icterícia em recém-nascidos. No entanto ainda não há um método padronizado de quantificação da dose fototerápica nos estudos clínicos publicados, dificultando a comparação de estudos prévios sobre a eficácia da fototerapia, bem como o estabelecimento de doses seguras e previsíveis. A dose fototerápica depende, dentre outros fatores, da irradiância média útil entregue pelas unidades fototerápicas. Mas não há procedimentos padronizados tanto na quantificação da irradiância útil ao tratamento, quanto na estimação da irradiância média útil em fontes fototerápicas. Por isso, têm sido relatadas grandes variações nas medições de uma mesma fonte usando os radiômetros disponíveis no mercado, como conseqüência da vasta diversidade de responsividades espectrais dos instrumentos. Um objetivo deste trabalho foi adaptar e aplicar os princípios da radiometria ultravioleta de banda larga na quantificação da irradiância disponível em fontes fototerápicas, estabelecendo procedimentos que permitem comparar irradiâncias medidas em diversas fontes, usando radiômetros com diferentes responsividades espectrais. Outro objetivo foi caracterizar amostras de fontes comumente usadas atualmente, focando o problema da estimação da irradiância média útil em unidades de fototerapia, propondo um método de estimação da irradiância média útil em fontes com foco dirigido. Os resultados experimentais obtidos nos permitem concluir que não somente é necessário padronizar a radiometria fototerápica, como também o método de estimação da irradiância média útil.

Palavras-Chave: dosimetry; radiation doses; therapy; ultraviolet radiation; radiometric analysis; sensitivity; neonates; jaundice; photosensitivity

CALY, JOSE P. Estudo e avaliacao da radiometria no tratamento fototerapico da hiperbilirrubinemia neonatal. Orientador: Gesse Eduardo Calvo Nogueira. 2009. 104 f. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2009.tde-22092011-100341. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9395. 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: 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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