Navegação Teses por assunto "monte carlo method"

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  • IPEN-DOC 12225

    PERES, ANA C. . Modelo para o estabelecimento de valores orientadores para elementos radioativos no solo. 2007. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. p. Orientador: Goro Hiromoto. DOI: 10.11606/T.85.2007.tde-16062008-153234

    Abstract: No Brasil, a decisão sobre a limpeza das áreas contaminadas com isótopos radioativos é atualmente realizada caso-a-caso, desde que não há nenhuma orientação ou recomendação geral que suporte as ações a serem tomadas nas fases iniciais de identificação do problema. Para os produtos químicos convencionais, a CETESB - órgão governamental responsável por prevenir e controlar a poluição ambiental no Estado de São Paulo - estabeleceu valores de referência de qualidade, prevenção e intervenção, como a primeira etapa para implementar ações de remediação baseada na avaliação de risco à saúde humana. O objetivo deste estudo foi desenvolver uma metodologia para o estabelecimento de valores orientadores para a contaminação radioativa do solo, tanto quanto possível consistente e compatível com a metodologia adotada pela CETESB para os locais contaminados com os produtos químicos convencionais. As seguintes etapas foram seguidas neste estudo: desenvolvimento conceitual do cenário e do modelo; codificação das equações em planilha eletrônica; seleção dos valores apropriados e distribuição estatística dos dados de entrada; e derivação dos níveis de intervenção para radionuclídeos selecionados usando o método de Monte Carlo. O modelo matemático desenvolvido foi baseado principalmente nas equações usadas pela U.S. Environmental Protection Agency (EPA) e pelo National Council on Radiation Protection and Measurements (NCRP). Apresentam-se valores de intervenção e prevenção para 3 cenários de exposição: agrícola, residencial e industrial, tendo como receptores, adultos e crianças de 10 anos; os radionuclídeos considerados foram: 3H, 14C, 32P, 35S, 45Ca, 51Cr, 90Sr, 125I, 131I, 134Cs, 137Cs, 210Pb, 226Ra, 228Ra, 232Th, 238U, 239Pu e 241Am. Valores de referência de qualidade foram determinados para os radionuclídeos 40K, 137Cs, 210Pb, 226Ra, 228Ra, 228Th, Th-nat e U-nat. Os resultados obtidos neste estudo estão de acordo com aqueles reportados pelo NCRP, considerando-se a existência de diferenças nos modelos adotados e nos valores de entrada utilizados.

    Palavras-Chave: soils; contamination; radioisotopes; mathematical models; monte carlo method

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  • IPEN-DOC 06913

    ONO, SHIZUCA . Modelos aproximados para o calculo do transporte de particulas neutras em dutos. 2000. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 105 p. Orientador: Roberto David Martinez Garcia.

    Palavras-Chave: neutral-particle transport; neutral particles; ducts; transport theory; galerkin-petrov method; discrete ordinate method; quadratures; multigroup theory; monte carlo method; m codes

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  • IPEN-DOC 21202

    FONSECA, GABRIEL P. . Monte Carlo modeling of the patient and treatment delivery complexities for high dose rate brachytherapy / Modelagem pelo método de Monte Carlo do paciente e das complexidades dos tratamentos braquiterápicos com alta taxa de dose . 2015. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 110 p. Orientador: Helio Yoriyaz. DOI: 10.11606/T.85.2016.tde-06012016-155103

    Abstract: Tratamentos braquiterápicos são comumente realizados conforme o relatório da American Association of Physicists in Medicine (AAPM), Task Group report TG-43U1, o qual define o formalismo para cálculo de dose absorvida na água e não considera a composição dos materiais, densidades, dimensões do paciente e o efeito dos aplicadores. Estes efeitos podem ser significantes, conforme descrito pelo recente relatório da AAPM, Task Group report TG- 186, que define diretrizes para que sistemas de planejamento modernos, capazes de considerar as complexidades descritas acima, sejam implementados. Esta tese tem como objetivo contribuir para o aumento da exatidão dos planejamentos de tratamento braquiterápicos, seguindo as recomendações do TG-186 e indo além do mesmo. Um software foi desenvolvido para integrar planejamentos de tratamento e simulações pelo método de Monte Carlo (MC); modelos acurados, CAD-Mesh, foram utilizados para representar aplicadores braquiterápicos; Grandezas utilizadas para reportar dose absorvida, Dw,m (dose para água no meio) e Dm,m (dose para o meio no meio), foram calculadas para um tratamento de cabeça e pescoço, considerando a teoria para pequenas (SCT small cavity theory) e grandes cavidades (LCT large cavity theory); a componente da dose em razão do movimento da fonte foi avaliada para tratamentos de próstata e ginecológicos. Perfis de velocidade obtidos na literatura foram utilizados; medidas de velocidade de uma fonte braquiterapica foram realizadas com uma câmera de alta taxa de aquisição. Cálculos de dose obtidos usando MC (incluindo a composição e densidade dos tecidos, ar e o aplicador) mostram sobredoses de aproximadamente 5% dentro do volume alvo, em um tratamento ginecológico, quando comparados aos resultados obtidos com um meio homogêneo de água. Por sua vez, subdoses de aproximadamente 5% foram observadas ao considerar a composição dos tecidos e regiões com ar em um tratamento intersticial de braço. Um aplicador cilíndrico oco resultou na sobredose observada no caso ginecológico, ressaltando a necessidade de modelos acurados para representar os aplicadores. Os modelos CAD-Mesh utilizados incluem um aplicador Fletcher-Williamson, com blindagem, e um balão deformável para irradiação de mama. Os resultados obtidos com estes modelos são equivalentes aos obtidos com modelos geométricos convencionais. Este recurso pode ser conveniente para aplicadores complexos e/ou quando o projeto dos aplicadores for disponibilizado pelo fabricante. Cálculos de dose, com a composição real dos tecidos humanos, podem apresentar diferenças significativas em razão da grandeza adotada. Diferenças entre Dm,m e Dw,m (SCT ou LCT) chegam a 14% em razão da composição do osso. A metodologia adotada (SCT ou LCT) resulta em diferenças de até 28% para o osso e 36% para os dentes. A componente de dose de trânsito também pode levar a diferenças significativas, uma vez que baixas velocidades ou movimentos uniformemente acelerados foram descritos na literatura. Considerando a pior condição e sem incluir nenhuma correção no tempo de parada, a dose de trânsito pode chegar a 3% da dose prescrita para um caso ginecológico, com 4 cateteres, e até 11.1% da dose prescrita para um tratamento de próstata, com 16 cateteres. A dose de trânsito para a fonte avaliada (velocidade obtida experimentalmente) não é uniformemente distribuída e pode levar a sub ou sobredoses de até 1.4% das doses comumente prescritas (310 Gy). Os tópicos estudados são relevantes para tratamentos braquiterápicos e podem contribuir para o aumento de sua acurácia. Os efeitos estudados podem ser avaliados com o uso do software, associado a um código MC, desenvolvido.

    Palavras-Chave: brachytherapy; iridium 192; absorbed radiation doses; monte carlo method; algorithms; calculation methods; computer codes

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  • IPEN-DOC 27281

    AREDES, VITOR O.G. . Nova metodologia experimental para medida de taxa de reação nuclear no combustível do Reator IPEN/MB-01 (Tipo Varetas) / New experimental methodology for measuring the nuclear reaction rate in the fuel of the IPEN/MB-01 Reactor (Rods Type) . 2020. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 136 p. Orientador: Roberto Navarro de Mesquita. DOI: 10.11606/T.85.2020.tde-07102020-085944

    Abstract: O presente estudo foi realizado para propor a validação de um novo método de medida experimental de taxas de reação nuclear epitérmicas (taxas de reação nuclear na faixa de energia do espectro neutrônico acima de 0,55eV), induzidas em detectores de ativação, dentro da vareta combustível. Foram realizados experimentos de irradiação de detectores de ativação (folhas de ativação) dos materiais, Au, Sc, Ni, Ti, In e Mg, utilizando uma nova configuração de cobertura de cádmio, bem como irradiações dos detectores sem a cobertura de cádmio. Cálculos com o software MCNP5, foram utilizados para comparação e validação dessa nova metodologia. A inserção de reatividade negativa da cobertura de cádmio não impôs restrição ao método, ficando bem abaixo dos 500pcm regulados pela IAEA. O novo dispositivo de cobertura de cádmio garantiu o posicionamento correto para os detectores. Resultados de taxas de reação com e sem a cobertura de cádmio de detectores com seção de choque de ativação em faixas de atuação epitérmica do espectro neutrônico, bem como das razões espectrais, evidenciaram baixa perturbação causada pela presença do cádmio no sistema. Os resultados das comparações entre os valores medidos experimentalmente e calculados computacionalmente (MCNP5 e SANDBP) tiveram boa concordância estatística, com desvios próximos a 5%.

    Palavras-Chave: cadmium; comparative evaluations; coverings; fuel rods; ipen-mb-1 reactor; monte carlo method; neutron spectra; reaction kinetics

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  • IPEN-DOC 06630

    MIRANDA, CARLOS A. de J. . Obtencao da tensao de clivagem e nivel de confiabilidade na determinacao da temperatura de referencia de acos ferriticos na transicao .Abordagem numerica experimental. 1999. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 139 p. Orientador: Waldemar Alfredo Monteiro.

    Palavras-Chave: fracture mechanics; ferritic steels; fracture properties; transition temperature; temperature dependence; monte carlo method; numerical solution; experimental data

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  • IPEN-DOC 02030

    COELHO, PAULO R.P. . Padrao experimental em espectrometria de neutrons rapidos utilizando neutrons da reacao DT e avaliacao de metodos de calculo de blindagem. 1993. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 141 p. Orientador: Jose Rubens Maiorino.

    Palavras-Chave: fast neutrons; shielding; benchmarks; spectroscopy; monte carlo method; calculation methods; liquid scintillators; nuclear physics

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  • IPEN-DOC 19031

    LACERDA, FLAVIO W.. Padronização de sup(68)Ga em sistema de coincidências 4pß-? / 68Ga standardization by means of a 4pß-? coincidence system . 2013. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 76 p. Orientador: Mariana Fallone Koskinas. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-04072013-134929

    Abstract: O presente trabalho tem como objetivo a padronização de 68Ga, um emissor de pósitrons de meia-vida curta, usado em PET (Tomografia por Emissão de Pósitrons). A padronização do 68Ga foi realizada em um sistema de coincidência 4πβ-γ, que consiste de um detector proporcional em geometria 4π a gás fluente acoplado a um detector de cristal semicondutor HPGe, para a detecção de raios gama. A aquisição de dados foi realizada por meio de um Sistema de Coincidência por Software (SCS), desenvolvido no Laboratório de Metrologia Nuclear (Laboratório de Metrologia Nuclear - LMN) no IPEN-CNEN / SP. Os resultados finais foram obtidos a partir de um ajuste de curva multiparamétrica aplicando-se uma metodologia que leva em consideração a matriz de covariância combinando os resultados experimentais com aqueles determinados pela simulação Monte Carlo.

    Palavras-Chave: gallium 68; standardization; radiation sources; half-life; years living radioisotopes; emission computed tomography; positron computed tomography; positron sources; coincidence methods; flow counters; proportional counters; high-purity ge detectors; monte carlo method; simulation

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  • IPEN-DOC 20159

    NASCIMENTO, TATIANE da S. . Padronização do Y-90 pelo método CIEMAT/NIST em sistema de cintilação líquida e pelo método do traçador em sistema de de coincidência 4'pi''beta''gama' / Standardization of Y-90 by CIEMAT/NIST method in scintilation counting system and by tracing method in 4'pi''beta''gamma' coincidence system . 2014. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 72 p. Orientador: Marina Fallone Koskinas. DOI: 10.11606/D.85.2014.tde-20082014-152947

    Abstract: O 90Y tem uma meia-vida de 2,7 dias, decaindo com 99,98% por emissão beta para o estado fundamental do 90Zr. Neste trabalho foram aplicadas duas metodologias para a padronização do 90Y. O método do traçador em um sistema de coincidência de 4πβ-γ, onde foi medido o emissor beta puro, misturado com um emissor de beta-gama, que proporciona a eficiência de detecção beta. Para este método, o radionuclídeo 24Na, que decai com meia-vida de 0,623 dia pela emissão beta, com energia beta máxima de 1393 keV, seguido por dois raios gama, foi usado como traçador. A eficiência foi obtida, selecionando-se o pico de absorção total com energia de 1369 keV no canal gama. Alíquotas conhecidas do traçador, previamente padronizadas pelo método de coincidência 4πβ-γ, foram misturadas com alíquotas conhecidas de 90Y. A atividade do emissor beta puro foi calculada por meio de um sistema de coincidência por software (SCS) usando discriminação eletrônica para alterar a eficiência de beta. O comportamento da curva de extrapolação foi predito por meio do código Esquema, que utiliza a técnica de Monte Carlo. O outro método usado foi o método CIEMAT/NIST desenvolvido para sistemas de contagem de cintilação líquida. Para este método, utilizou-se uma solução padrão de 3H. O sistema 2100TR TRICARB foi usado para as medições, o qual opera em coincidência com duas fotomultiplicadoras; uma fonte externa, colocada perto do sistema de medição foi usada para determinar o parâmetro quenching. O coquetel utilizado foi o Ultima Gold, a variação do fator de quenching foi obtida pelo uso de nitrometano. As amostras radioativas foram preparadas em frascos de vidro com baixa concentração de potássio. As atividades determinadas pelos dois métodos foram comparadas e os resultados obtidos são concordantes dentro das incertezas experimentais. Por meio deste trabalho, foi possível avaliar o desempenho do método CIEMAT/NIST, que apresenta várias vantagens em relação ao método do traçador, entre elas a facilidade para a preparação das fontes, medidas simples e rápidas sem a necessidade de determinar as curvas de extrapolação.

    Palavras-Chave: yttrium 90; coincidence methods; liquid scintillators; tracer techniques; monte carlo method; sodium 24; decay; standardization

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  • IPEN-DOC 20002

    MATOS, IZABELA T. de . Padronização dos radionuclídeos F-18 e In-111 e determinação dos coeficientes de conversão interna total para o In-111 em sistema de coincidência por software / Standardization of radionuclides F-18 and In-111 and determination of total internal coefficient of In-111 in a software coincidence system . 2014. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 80 p. Orientador: Marina Fallone Koskinas. DOI: 10.11606/D.85.2014.tde-28052014-155222

    Abstract: O presente trabalho descreve a metodologia para a padronização dos radionuclídeos 111In e 18F e a determinação dos Coeficientes de Conversão Interna do 111In em Sistema de Coincidência por Software (SCS). O 111In decai com uma meia-vida de 2,8 dias por processo de captura eletrônica seguido por emissão de raios gama concorrendo com os elétrons da conversão interna. O 18F é um emissor de pósitrons de meia-vida curta (1,8 h), usado em Medicina Nuclear. As soluções radioativas usadas neste trabalho foram fornecidas pelo Centro de Radiofarmácia do IPEN e as massas determinadas pela técnica do picnômetro. As medidas foram feitas utilizando o Sistema de Coincidência 4πβ-γ constituído por um contador proporcional de geometria 4π a gás fluente e um semicondutor HPGe, acoplado a este sistema foi utilizado um sistema digital denominado de SCS com vantagem de obtenção da curva de extrapolação em uma única medida. A atividade do 111In foi determinada pela técnica de extrapolação linear da eficiência do contador proporcional usando absorvedores externos em ambos os lados das fontes. Os valores dos Coeficientes de Conversão Interna Total foram determinados selecionando duas janelas de raios gama (175 keV e 245 keV). A atividade do 18F foi determinada pela técnica de extrapolação linear da eficiência do contador proporcional utilizando a discriminação eletrônica. O código de simulação Monte Carlo ESQUEMA versão 9 foi usado para simular a extrapolação da curva da eficiência do 18F, considerando as características do esquema de desintegração e todos os detalhes geométricos do sistema de detecção.

    Palavras-Chave: radioisotopes; standardization; indium 111; fluorine 18; internal conversion; coincidence methods; proportional counters; monte carlo method; e codes; simulation

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  • IPEN-DOC 10894

    MOREIRA, DENISE S. . Padronização dos radionuclídeos multi-emissores gama sup(166m)Ho e sup(72)Ga e determinação de suas intensidades gama por decaimento. 2005. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 116 p. Orientador: Marina Fallone Koskinas.

    Palavras-Chave: holmium 166; gallium 72; radioisotopes; decay; standardization; gamma radiation; gamma spectroscopy; coincidence methods; monte carlo method; ge semiconductor detectors

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  • IPEN-DOC 25641

    YAMAZAKI, IONE M. . Padronização em sistema primário por coincidências 4πβ-γ e determinação das intensidades de emissão gama por decaimento dos radionuclídeos Cu-64 e Ho-166 / Primary standardization of 64Cu and 166Ho radionuclides in the 4πβ(PC)-γ coincidence system and determination of its gamma-ray emission probability per decay . 2019. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 161 p. Orientador: Marina Fallone Koskinas. Coorientador: Mauro da Silva Dias. DOI: 10.11606/T.85.2019.tde-08032019-110934

    Abstract: O Laboratório de Metrologia Nuclear (LMN) do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN) realizou a padronização primária dos radionuclídeos 64Cu e 166Ho. Esses radioisótopos são utilizados na Medicina Nuclear em investigações diagnósticas e em radioterapia. A atividade absoluta foi determinada utilizando o método de coincidências 4πβ(PC)- γ associado à técnica de extrapolação de eficiência. Para isto, foram utilizados um contador proporcional em geometria 4π acoplado ao um contador de cintilação NaI (Tl). Para a padronização do 64Cu foram utilizados dois sistemas para registro de dados: sistema TAC e sistema SCS. No sistema TAC é utilizado o módulo Time to Amplitude Converter (TAC) associado a um analisador multicanal, sendo que a eficiência do detector 4πPC foi variada por meio de absorvedores externos e foi aplicado fator de correção para as eficiências beta denominado fator Kawada. No sistema SCS (Software Coincidence System) o registro dos eventos foi feito por meio da digitalização dos pulsos, a eficiência do detector 4πPC foi variada por discriminação eletrônica e a atividade foi obtida pela extrapolação biparamétrica. A padronização do 166Ho em sistema de coincidências 4πβ(PC)- γ foi realizada utilizando o sistema de aquisição de dados por software, SCS (Software Coincidence System). Para determinação das probabilidade de emissão gama dos radionuclídeos foi utilizado um espectrômetro gama HPGe calibrado com ampolas padrão de 152Eu, 60Co, 133Ba, 137Cs e 241Am, calibradas no sistema primário 4πβ(PC)- γ. A probabilidade de emissão gama por decaimento do fóton de 1345,7 keV do 64Cu obtida foi de 0,472 (10) % apresentando um bom acordo com os dados da literatura. A probabilidade de emissão gama por decaimento do fóton gama de 1379,45 keV do 166Ho foi de 0,936 (4) %. Por meio destas medidas foi possível também a determinação das intensidades relativas de outros fótons emitidos por este radionuclídeo. Os resultados obtidos foram concordantes com a literatura dentro da incerteza experimental.

    Palavras-Chave: electromagnetic radiation; lorentz force; lorentz invariance; nuclear reaction analysis; prompt gamma radiation; proton reactions; copper 64; holmium 166; radiopharmaceuticals; sample preparation; compton effect; beta decay; radiation detectors; scintillation counters; semiconductor detectors; gas appliances; monte carlo method; time-to-amplitude converters; coincidence spectrometry; standardization

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  • IPEN-DOC 29240

    CARVALHO, LUCAS A. . Preparação e caracterização do condutor iônico à base de La-Sr-Ga-O / Preparation and characterization of the ionic conductor based on La-Sr-Ga-O . 2022. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 104 p. Orientador: Eliana Navarro dos Santos Muccillo. DOI: 10.11606/D.85.2022.tde-07112022-163011

    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

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  • IPEN-DOC 11352

    SANCHEZ, ANDREA . Projeto e confecção de simuladores oftálmicos para aplicações clínicas. 2006. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. p. Orientador: Adimir dos Santos. DOI: 10.11606/T.85.2006.tde-04062007-151052

    Abstract: Este trabalho apresenta uma metodologia de cálculo para a obtenção de doses em estruturas do olho humano, como: esclera, coróide, retina, nervo óptico, corpo vítreo, câmara anterior, lente, além do tumor devido ao tratamento com placas oftálmicas. Construiu-se um modelo de olho humano com suas principais estruturas e dimensões fieis, além de um modelo matemático para uma placa de Co-60 e uma placa de sementes de I-125, levando-se em conta tamanho e disposição geométrica das fontes reais, com o código de Monte Carlo MCNP-4C. Esse modelo é capaz de calcular as distribuições de dose axiais e radiais para qualquer ponto do olho e para cada uma de suas estruturas. Construiu-se, também, um simulador de acrílico para o olho. Esse simulador é formado por uma esfera de acrílico fatiada em lâminas de 1 mm de espessura para simular as mesmas condições de simulação realizada pelos código MCNP-4C, fornecendo as doses axiais e radiais em filmes radiográficos. O simulador foi utilizado para validar os cálculos realizados com o código MCNP-4C. Os dados obtidos desse modelo matemático servirão para montar um banco de dados de doses para todas as estruturas do olho, posições e tamanhos de tumores e quaisquer placas oftálmicas utilizadas para tratamento. Esse banco de dados será a parte principal para a construção de um “software” nacional para cálculos de dose, que poderá fazer parte de um sistema de planejamento confiável para ser utilizado em radioterapia/braquiterapia.

    Palavras-Chave: biological models; brachytherapy; cobalt 60; dose rates; experimental data; ophthalmology; eyes; iodine 125; m codes; monte carlo method; neoplasms; radiation dose distributions; radiation source implants; diagnostic uses

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  • IPEN-DOC 15614

    FONSECA, GABRIEL P. . Projeto e construcao de placas espalhadoras e degradadoras de energia para uso em radioterapia com feixe de eletrons para doencas de pele / Project and construction of energy degrading and scattering plates for electron beam radiotherapy for skin diseases . 2010. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 118 p. Orientador: Helio Yoriyaz. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-10082011-095658

    Abstract: Há diversas enfermidades radiossensíveis epidermotrópicas, como a micose fungóide e a síndrome de Sézary, neoplasias cutâneas originadas de linfócitos do tipo T, que apresentam grande possibilidade de erradicação quando tratadas com feixes de elétrons com energia entre 4 e 10 MeV, conforme apontam diversos estudos. No entanto, esta técnica de tratamento apresenta inúmeras dificuldades práticas, pois a doença dissemina-se por todo o corpo do paciente tornando necessário um grande campo de radiação e deposição de energia limitada à profundidade da pele. A fim de obter uma distribuição de dose uniforme, muitas técnicas já foram desenvolvidas. Com base em estudos anteriores e guiados pelo protocolo n. 23 da American Association of Physicists in Medicine (AAPM), o presente trabalho desenvolveu placas espalhadoras e degradadoras de energia e realizou toda a dosimetria (computacional e experimental), a fim de fornecer subsídios para a implementação da técnica de tratamento Total Skin Electron Therapy (TSET) no Serviço de Radioterapia do Hospital das Clínicas de São Paulo. O programa MCNP4C baseado no método de Monte Carlo foi utilizado para reconstruir o espectro energético do acelerador Varian Clinac 2100C, por meio de medidas experimentais de percentual de dose em profundidade (PDP) e perfis radiais de dose. Com estes dados, foi possível efetuar simulações computacionais para a seleção de materiais, mediante análise da distribuição radial e axial de dose, produção de raios-X e a atenuação do feixe, além da simulação de placas espalhadoras e degradadoras de energia, a serem posicionadas na saída do acelerador. Os resultados das simulações foram validados por meio de medidas experimentais a fim de obter um grande campo de radiação com 200 cm x 80 cm que atendesse as especificações do protocolo da AAPM.

    Palavras-Chave: skin diseases; electron beams; scattering; plates; radiation dose distributions; radiotherapy; monte carlo method; linear accelerators; simulation

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  • IPEN-DOC 16565

    SOUZA, GREGORIO S. de . Projeto e implantação de melhorias na blindagem biológica da instalação pra estudos em BNCT / Improvement at the biological shielding of BNCT research facility in the IEA-R1 reactor . 2011. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 120 p. Orientador: Paulo Rogério Pinto Coelho. DOI: 10.11606/D.85.2011.tde-16062011-144054

    Abstract: 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.

    Palavras-Chave: irradiation plants; neutron capture therapy; boron; iear-1 reactor; shielding; radiation transport; m codes; monte carlo method; thermoluminescent dosemeters

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  • IPEN-DOC 22192

    JOÃO, THIAGO G. . Proposta de novas configurações para o núcleo do reator IEA-R1 do IPEN/CNEN - SP com combustíveis de alta densidade de urânio / Proposal of new core configurations for the IPEN/CNEN-SP IEA-R1 research reactor with high density uranium fuels . 2016. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear ) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 171 p. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. DOI: 10.11606/T.85.2017.tde-17012017-131601

    Abstract: O presente estudo foi realizado para verificar a possibilidade de redução do núcleo do reator IEA-R1 do IPEN/CNEN-SP. Cálculos neutrônicos foram desenvolvidos para um conjunto de novas configurações para que, a posteriori, a análise termo-hidráulica e de segurança pudessem ser realizadas. As novas configurações analisadas são menores por diversos motivos, como obter uma melhor utilização do combustível, melhor distribuição dos fluxos de nêutrons, dentre outros. Para que se possa atingir tais configurações, a densidade de Urânio no combustível deve ser aumentada. Neste estudo, combustíveis de U3Si2-Al com 4,8gU/cm3 foram testados e novos núcleos para o reator IEA-R1 foram propostos e discutidos. A análise neutrônica não impõe restrições aos núcleos estudados. A análise termohidráulica mostrou que as margens de segurança e os perfis de temperatura ao longo das placas combustíveis não excedem os limites de projeto. Os coeficientes de temperatura obtidos para os novos núcleos, no caso isotérmico, são todos negativos, conforme desejado. A queima mostrou que núcleos supercompactos não apresentam excesso de reatividade suficiente para o funcionamento dos mesmo, ao se utilizar combustíveis com 4,8gU/cm3. Um APR (Acidente de Perda de Refrigerante) foi simulado para os núcleos remanescentes. A ruptura da fronteira do primário se mostrou o acidente mais crítico, devido ao curto tempo para o esvaziamento completo da piscina do reator. As temperaturas atingidas após o descobrimento foram calculadas e não excedem aquelas cujos valores propiciam empolamento nas placas combustíveis (475 °! a 550 °!), uma vez que se obedeça os tempos de esvaziamento seguro da piscina para as novas configurações.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; neutron physics; neutron transport theory; reactor physics; reactor safety; reactor cores; fuel elements; fuel management; uranium alloys; silicon alloys; aluminium; power density; thermalization; hydraulics; monte carlo method; comparative evaluations

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  • IPEN-DOC 16074

    MASSICANO, FELIPE . Quantificacao de imagens tomograficas para calculo de dose em diagnose e terapia em medicina nuclear / Quantification of tomography images for dose calculation for diagnosis and therapy in nuclear medicine . 2010. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 146 p. Orientador: Helio Yoriyaz. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-08082011-163428

    Abstract: A área da medicina nuclear possui uma crescente vertente em terapia de doenças, particularmente no tratamento de tumores radiosenssíveis. Devido à alta dose utilizada na terapia desses tumores é de extrema importância a quantificação da distribuição da dose, para assim evitar os efeitos deletérios nos tecidos sadios. No Brasil o sistema de dosimetria interna utilizado é o MIRD (Medical Internal Radiation Dose) baseado em um modelo de referência que não possui dados suficientes do paciente para obter uma avaliação detalhada da dose em terapia. Novos sistemas de dosimetria interna utilizam imagens de tomografia computadorizada para obter tanto informações do corpo do paciente, como informações da distribuição da atividade interna do paciente, para assim, com base nessas informações, realizar o cálculo de dose mediante um código de Monte Carlo. Esse tipo de dosimetria é denominado dosimetria personalisada do paciente. No Centro de Engenharia Nuclear do Ipen, está em desenvolvimento uma metodologia em que as informações das imagens tomográficas são inseridas no código de Monte Carlo MCNP5 mediante um software denominado SCMS (Sistema Construtor de Manequins Segmentadores). Assim, a dosimetria pode ser realizada de forma personalizada para cada paciente, obtendo-se a deposição de energia nos órgãos de interesse. O presente trabalho teve por objetivo contribuir para a área de medicina nuclear com o desenvolvimento de parte do sistema mencionado de dosimetria personalizada do paciente para terapia radionuclídica. Para isso foram propostos três objetivos específicos: (1)Desenvolver um software para converter imagens de tomografia computadorizada (CT) em parâmetros do tecido (ρ,ωi); (2) Desenvolver um software para realizar a correção de atenuação em imagens tomográficas de medicina nuclear (SPECT ou PET) para fornecer o mapa de atividade relativa e (3) Preparar os dois softwares anteriores para fornecerem dados de entrada ao SCMS. O software desenvolvido para o primeiro objeto específico foi o Image Converter Computed Tomography (ICCT) que obteve uma boa precisão para determinar a densidade, e em relação à composição dos tecidos, os únicos elementos que obtiveram alta variação foram o carbono e oxigênio. Felizmente, essa variação para a faixa de energia utilizada em terapia radionuclídica não é prejudicial para a distribuição da dose. Uma das vantagens é a alta precisão em relação a cálcio e fósforo que possuem grande influência na distribuição da dose. Para o segundo objetivo foi desenvolvido o Attenuation Corretion PET SPECT (ACPS) que efetua a correção de atenuação em imagens de PET e SPECT mediante o método de Chang de 1a ordem e gera a distribuição da atividade relativa no interior do paciente. Por fim, os dados gerados pelos dois softwares foram formatados para o SCMS.

    Palavras-Chave: nuclear medicine; therapy; diagnosis; computerized tomography; images; radiation doses; internal irradiation; animal tissues; dosimetry; m codes; monte carlo method

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  • IPEN-DOC 18016

    POSSANI, RAFAEL G. . Re-engenharia do software SCMS para uma linguagem orientada a objetos (JAVA) para uso em construções de phantoms segmentados / Reengineering the SCMS software for object-oriented language (JAVA) to use in creating phantoms segmented . 2012. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 96 p. Orientador: Helio Yoriyaz. DOI: 10.11606/D.85.2012.tde-04062012-152752

    Abstract: Metodologias recentes de planejamento dependem fortemente de imagens de tomografia computadorizada e a tendência é que os procedimentos de dosimetria interna na terapia usando medicina nuclear também sejam baseados em imagens, tais como, imagens de ressonância magnética (RM) e tomografia computadorizada (TC), que extraem informações anatômicas e histológicas, bem como, imagens funcionais ou mapas de atividades, provenientes de PET e SPECT. Estas informações, associadas a um software de transporte de radiação, são utilizadas para estimar a dose interna em pacientes submetidos a tratamento em medicina nuclear. Este trabalho visa a re-engenharia do SCMS, que é um software de interface entre o código MCNP e as imagens médicas, que carregam as informações do paciente em tratamento. Em outras palavras, as informações necessárias contidas nas imagens são interpretadas e apresentadas em um formato específico para o código MCNP, que executa a simulação do transporte de radiação. Portanto, o usuário não precisa compreender o complexo processo de introdução de parâmetros do MCNP, pois o SCMS é responsável por construir automaticamente dados anatômicos do paciente, bem como, os dados da fonte radioativa. O SCMS foi originalmente desenvolvido em Fortran-77 e neste trabalho, ele foi reescrito em uma linguagem orientada a objetos (JAVA). Novas funcionalidades e opções de dados também foram incorporadas ao software. Assim, o novo software tem uma série de melhorias, tais como interface gráfica intuitiva e um menu para a seleção do espectro de energia correspondente a um radioisótopo específico, armazenado em um banco de dados XML. A nova versão também trabalha com uma maior quantidade de materiais e o usuário pode especificar uma região de interesse na tomografia computadorizada para o cálculo da dose absorvida.

    Palavras-Chave: magnetic resonance; computerized tomography; images; dosimetry; computer calculations; monte carlo method

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  • IPEN-DOC 16335

    ANTUNES, PAULA C.G.. Reconstrucao de objetos simuladores segmentados aplicaveis a dosimetria de pele / Reconstruction of voxel phantoms for skin dosimetry . 2010. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 132 p. Orientador: Paulo de Tarso Dalledone Siqueira. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-12082011-164705

    Abstract: 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).

    Palavras-Chave: radiotherapy; thermoluminescent dosimetry; skin; electron beams; image processing; monte carlo method; numerical data; phantoms; radiation dose distributions

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  • IPEN-DOC 27513

    SANTOS, DIOGO F. dos . Ruído neutrônico macroscópico até 100 kHz do reator IPEN/MB-01 / Macroscopic noise up to 100 kHz in the IPEN/MB-01 reactor . 2020. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 250 p. Orientador: Adimir dos Santos. DOI: 10.11606/T.85.2020.tde-06112020-124129

    Abstract: Experimentos subcríticos de ruído neutrônico de potência zero em frequências até 100 kHz foram realizados no reator de pesquisa IPEN/MB-01. A configuração de núcleo adotada consistiu num arranjo com 26×24 varetas combustíveis e barras de controle totalmente retiradas. A subcriticalidade foi alcançada diluindo-se ácido bórico (H3BO3) na água do reator nas concentrações de 286,8 e 578,6 ppm de boro natural. Os pulsos gerados em dois detectores de 3He em lados opostos do núcleo foram somados e enviados ao Correlator, o qual processou a Densidades Espectrais de Potência Própria (APSD). Adquiriram-se duas APSDs médias em várias operações do reator. Após a análise dos dados com os mínimos quadrados, verificou-se que a APSD até frequências próximas de 70 kHz é bem descrita por um modelo de decaimento com quatro modos. Os dois primeiros modos de decaimento estão relacionados aos eventos de nêutrons térmicos e os outros dois aos nêutrons rápidos. O acoplamento entre o comportamento cinético dos nêutrons térmicos e rápidos era fraco e poderiam ser considerados desacoplados. Com essas ponderações, construiu-se um modelo teórico inédito, mas baseado nos métodos tradicionais de solução das equações de transporte de nêutrons (ETN), com dois grupos de energia (térmico e rápido) e duas regiões (núcleo e refletor infinito), o qual possibilitou a obtenção de parâmetros físicos importantes no caso com 286,8 ppm de boro natural, como a reatividade subcrítica, o lifetime e o tempo de geração de nêutrons prontos no núcleo e no refletor. Com o modelo desenvolvido, construíram-se as curvas da distribuição Rossi-α para tempos menores que o tempo morto do detector utilizado. Os cálculos com o código MCNP6 justificou a existência dos modos de nêutrons rápidos adquiridos por um detector essencialmente de nêutrons térmicos. Além disso, a reatividade térmica (ρΤΤ) e o tempo de geração de nêutrons térmicos (ΛΤ) apresentaram boas concordâncias nas comparações entre o calculado e o medido. Os resultados experimentais são de excelente qualidade e apropriados para um benchmark internacional.

    Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; zero power reactors; reactor noise; spectral density; power density; reactor cores; functions; performance testing; fuel rods; fuel assemblies; subcritical assemblies; boric acid; boron compounds; neutron detectors; nuclear decay; thermal neutrons; fast neutrons; neutral-particle transport; neutron transport theory; collision probability method; nuclear reaction kinetics; reactivity; reactivity; reactor physics; monte carlo method; quality control; international agreements

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Exemplo:

Buscar os artigos apresentados em um evento internacional de 2015, sobre loss of coolant, do autor Maprelian.

Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

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Ano de publicação: 2015

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O gerenciamento do Repositório está a cargo da Biblioteca do IPEN. Constam neste RI, até o presente momento 20.950 itens que tanto podem ser artigos de periódicos ou de eventos nacionais e internacionais, dissertações e teses, livros, capítulo de livros e relatórios técnicos. Para participar do RI-IPEN é necessário que pelo menos um dos autores tenha vínculo acadêmico ou funcional com o Instituto. Nesta primeira etapa de funcionamento do RI, a coleta das publicações é realizada periodicamente pela equipe da Biblioteca do IPEN, extraindo os dados das bases internacionais tais como a Web of Science, Scopus, INIS, SciElo além de verificar o Currículo Lattes. O RI-IPEN apresenta também um aspecto inovador no seu funcionamento. Por meio de metadados específicos ele está vinculado ao sistema de gerenciamento das atividades do Plano Diretor anual do IPEN (SIGEPI). Com o objetivo de fornecer dados numéricos para a elaboração dos indicadores da Produção Cientifica Institucional, disponibiliza uma tabela estatística registrando em tempo real a inserção de novos itens. Foi criado um metadado que contém um número único para cada integrante da comunidade científica do IPEN. Esse metadado se transformou em um filtro que ao ser acionado apresenta todos os trabalhos de um determinado autor independente das variáveis na forma de citação do seu nome.

A elaboração do projeto do RI do IPEN foi iniciado em novembro de 2013, colocado em operação interna em julho de 2014 e disponibilizado na Internet em junho de 2015. Utiliza o software livre Dspace, desenvolvido pelo Massachusetts Institute of Technology (MIT). Para descrição dos metadados adota o padrão Dublin Core. É compatível com o Protocolo de Arquivos Abertos (OAI) permitindo interoperabilidade com repositórios de âmbito nacional e internacional.

1. Portaria IPEN-CNEN/SP nº 387, que estabeleceu os princípios que nortearam a criação do RDI, clique aqui.


2. A experiência do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) na criação de um Repositório Digital Institucional – RDI, clique aqui.

O Repositório Digital do IPEN é um equipamento institucional de acesso aberto, criado com o objetivo de reunir, preservar, disponibilizar e conferir maior visibilidade à Produção Científica publicada pelo Instituto, desde sua criação em 1956.

Operando, inicialmente como uma base de dados referencial o Repositório foi disponibilizado na atual plataforma, em junho de 2015. No Repositório está disponível o acesso ao conteúdo digital de artigos de periódicos, eventos, nacionais e internacionais, livros, capítulos, dissertações, teses e relatórios técnicos.

A elaboração do projeto do RI do IPEN foi iniciado em novembro de 2013, colocado em operação interna em julho de 2014 e disponibilizado na Internet em junho de 2015. Utiliza o software livre Dspace, desenvolvido pelo Massachusetts Institute of Technology (MIT). Para descrição dos metadados adota o padrão Dublin Core. É compatível com o Protocolo de Arquivos Abertos (OAI) permitindo interoperabilidade com repositórios de âmbito nacional e internacional.

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