Abstract: Doenças cardiovasculares (DCVs) são uma das maiores causas de morte ao redor do mundo, de acordo com a Organização Mundial da Saúde (OMS). Sabe-se que, alterações do nível das lipoproteínas plasmáticas, que são responsáveis pelo transporte do colesterol pela corrente sanguínea, estão relacionadas com o desenvolvimento de doenças cardiovasculares. Por essa razão conhecer os parâmetros biocinéticos das lipoproteínas plasmáticas e quantificá-los é importante para corrigir e aprofundar estudos relacionados às doenças associadas a alterações no nível das lipoproteínas. O objetivo principal deste trabalho é fornecer um modelo biocinético e estimar as doses radiométricas para o 3H-Colesterol, um traçador radioativo empregado em estudos fisiológicos e metabólicos. O modelo utilizado neste trabalho foi baseado em [SCHWARTZ e col., 2004] quanto à distribuição do colesterol pelas lipoproteínas e no modelo gastrointestinal do [ICRP 30, 1979]. As doses distribuídas nos compartimentos do modelo e nos órgãos e tecidos de um adulto padrão descritos no [ICRP 106, 2008] foram calculadas utilizando a metodologia MIRD (Medical Internal Radiation Dose) e a análise compartimental realizada pelo programa computacional Matlab®. Os coeficientes de doses foram estimados para um phantom de um homem padrão (73 kg) descrito no [ICRP 60, 1991]. As doses estimadas tanto para o modelo quanto as estimadas para outros órgãos foram baixas e não ultrapassaram a maior dose obtida que foi no intestino grosso superior, como sendo 46,8 μGy. Esses parâmetros poderão ser utilizados como auxilio em trabalhos que necessitem de pareceres dos comitês de ética, quanto ao uso do 3H-Colesterol como traçador radioativo.

Palavras-Chave: dosimetry; radiation doses; dose equivalents; hydrogen isotopes; tritium; cholesterol; tracer techniques; radiopharmaceuticals; labelled compounds; bioassay; cardiovascular diseases; measuring instruments; computer codes; icrp; safety standards

OLIVEIRA, ADRIANO dos S. Análise compartimental e aspectos dosimétricos aplicados ao colesterol marcado com sup(3)H. Orientador: Carlos Henrique de Mesquita. 2015. 79 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2015.tde-21122015-151408. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/25664. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Este trabalho visa verificar a integridade da contenção do reator de Angra 2, com uma abordagem mais realista, da possibilidade de conter todos os radionuclídeos gerados durante Acidentes de Perda de Refrigerante Primário por Grande Ruptura (Large Break Loss of Coolant Accident - LBLOCA). Além disso, essas informações são utilizadas para o cálculo mais realista do Pico de Temperatura do Encamisamento (PTE) da vareta mais realista do núcleo deste reator durante esse acidente. Os resultados desse estudo possibilitarão verificar a integridade da Planta após a ocorrência de acidentes considerados base de projeto. Alguns dos programas utilizados para analisar a contenção de uma usina nuclear são o RELAP5 e o COCOSYS. Esses códigos computacionais são ferramentas de análise que preveem as condições termohidráulicas dentro de um prédio de contenção de um reator refrigerado à água leve. A contenção da planta tipo Pressurized Water Reactor (PWR) é um edifício de concreto revestido internamente por metal e tem limites de pressão que devem ser respeitados durante a ocorrência de um acidente. Os dados de entradas necessários para esta simulação são: adição de massa e energia geradas do estudo de um acidente do tipo LBLOCA com o código RELAP5 da planta em questão. Os resultados da análise do comportamento da contenção da planta nuclear Angra 2 durante os acidentes base de projetos estudados rupturas do tipo guilhotina do circuito primário nas pernas fria e quente foram satisfatórios quando comparados com os apresentados no Relatório de Análise de Segurança (RFAS/A2) da planta e as distribuições de pressão ficaram bem abaixo do valor de pressão de projeto da contenção (6,3bar).

Palavras-Chave: angra-2 reactor; pwr type reactors; reactor accidents; loss of core cooling; reactor design; design-basis accidents; computer codes; containment systems; lte; equilibrium; thermodynamics; engineered safety systems; safety analysis; safety reports

SILVA, DAYANE F. Análise do comportamento da contenção do reator Angra 2 durante um acidente de base de projeto. Orientador: Gaianê Sabundjian. 2017. 143 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2018.tde-08052018-112533. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28896. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O objetivo deste trabalho é apresentar uma análise comparativa em termos do desempenho sob irradiação de varetas de combustível cilíndricas de dióxido de urânio e placas de combustível monolíticas de urânio molibdênio em reatores à água leve pressurizada. Para analisar o desempenho das placas de combustível monolíticas de urânio molibdênio quando submetidas a condições operacionais de estado estacionário em reatores de água leve pressurizada foi utilizado o programa de computador PADPLAC-UMo, que realiza análises térmicas e mecânicas do combustível levando em consideração os efeitos físicos, químicos e de irradiação a que esse combustível está submetido. Para a análise das varetas cilíndricas de dióxido de urânio foi utilizado o código FRAPCON, que é uma ferramenta analítica que verifica o comportamento sob irradiação de uma vareta de combustível de reatores à água leve pressurizada, quando as variações de potência e as condições de contorno são suficientemente lentas para que o termo regime permanente seja aplicado. A análise para um reator nuclear de pequeno porte, apesar da maior densidade de potência aplicada na placa de combustível em relação à vareta de combustível, mostrou que as placas de combustíveis apresentam menores temperaturas e menores liberações de gases ao longo do histórico de potência analisado, proporcionando a utilização de um núcleo mais compacto sem ultrapassar os limites de projeto impostos ao combustível nuclear.

Palavras-Chave: nuclear fuels; uranium dioxide; fuel rods; uranium-molybdenum fuels; fuel plates; power reactors; small modular reactors; design; reactor maintenance; performance testing; computer codes; programming; computerized simulation

SILVA, ANDRE L.C. da. Análise e comparação de programas computacionais para análise do desempenho sob irradiação de placas de combustível de urânio-molibdênio e varetas cilíndricas de dióxido de urânio em reatores a água leve pressurizada. Orientador: Antonio Teixeira e Silva. 2020. 106 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2020.tde-11092020-163914. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/31516. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O Laboratório de Metrologia Nuclear do IPEN (LMN) desde 1967 desenvolve métodos de padronização de radionuclídeos e medidas de probabilidades de emissão gama por decaimento, utilizando o sistema de coincidência 4????, que é um método primário de alta exatidão para a determinação da taxa desintegração dos radionuclídeos de interesse. A partir de 2001, o LMN iniciou uma linha de pesquisa relacionada com a modelagem, por meio do método de Monte Carlo, de todo o sistema de coincidências, incluindo os detectores de radiação e o processo de decaimento do radionuclídeo. Esta metodologia permite simular o processo de detecção no sistema ?????, determinando teoricamente a atividade observada em função da eficiência do detector ???? Com isso, torna-se possível prever o comportamento da curva de extrapolação, possibilitando um planejamento detalhado do experimento antes do início das medidas. O presente trabalho tem como um dos objetivos o aperfeiçoamento da modelagem do detector proporcional ??, introduzindo uma descrição detalhada do suporte e do material da fonte radioativa, além de absorvedores colocados em torno da fonte. O programa utilizado nas simulações de transporte de radiação nos detectores é o MCNPX. O foco principal do presente trabalho reside na modelagem por Monte Carlo da padronização de radionuclídeos com emissão de pósitrons, associados (ou não) com captura eletrônica e acompanhados (ou não) por emissão de radiação gama. Uma das dificuldades nesta modelagem é simular a detecção dos gamas de aniquilação, que são produzidos no processo de absorção dos pósitrons no interior do detector ??. A metodologia foi aplicada aos radionuclídeos 18F e 22Na.

Palavras-Chave: radioisotopes; fluorine 18; sodium 22; dose rates; standardization; electrons; positron detection; gamma radiation; monte carlo method; computer codes

TONGU, MARGARETH L.O. Aplicacao do metodo de Monte Carlo na padronizacao de radionuclideos emissores de positrons. Orientador: Mauro da Silva Dias. 2009. 104 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2009.tde-03122009-152323. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9467. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Com a evolução tecnológica no âmbito da saúde, o desenvolvimento de softwares que auxiliam o médico em suas decisões sobre o diagnóstico do paciente tem se intensificado nos últimos anos. O Sistema de Apoio ao Diagnóstico Médico (SADM) torna-se uma ferramenta relevante nesse processo, pois pode contribuir para uma melhor assistência ao paciente e para um diagnóstico mais assertivo. O objetivo deste trabalho é medir os possíveis preconceitos/resistências ao uso do SADM em grupos constituídos de professores médicos e acadêmicos de medicina da FAPAC/ITPAC Porto, em Porto Nacional, Tocantins. Para a medida da memória explícita, foi utilizado um questionário elaborado nesta tese. Já para a memória implícita utilizou-se o Teste de Associação Implícita (TAI) aplicado por meio do software FreeIAT, que mede a latência de resposta do participante, a fim de quantificar os preconceitos dos dois grupos, quanto ao uso do SADM. Como parte deste trabalho, foi desenvolvido um pós-processador gráfico com interface amigável, o que facilitou a apresentação e a interpretação dos resultados por parte dos usuários do FreeIAT. O Teste de Associação Implícita (TAI) do software utilizado neste trabalho, foi customizado com a finalidade de comparar as associações implícitas, tanto de professores médicos, quanto de acadêmicos, em relação às categorias-alvo: "INFORMÁTICA" e "MANUSCRITO". Para validação dos testes de associação explícita e implícita, um pré-teste foi aplicado a um grupo de professores médicos. Antes da pandemia da COVID-19, o teste de associação implícita foi aplicado para os acadêmicos de medicina no primeiro mês de aula da disciplina Informática Médica e após quatro meses, o teste foi reaplicado. O treinamento para esse grupo consistiu na exposição dos conteúdos abordados durante as aulas, sendo apresentadas as mais variadas aplicações da informática na área médica. Após a ministração da disciplina, os acadêmicos apresentaram resultados mais positivos em relação à "INFORMÁTICA". Paralelamente, foi aplicado o FreeIAT customizado para os professores médicos, além da realização de um treinamento multissensorial. Finalmente, o TAI foi reaplicado a esses participantes, cujos resultados mostraram que após o treinamento multissensorial, as associações positivas à "INFORMÁTICA" aumentaram. Devido à pandemia da COVID-19, a proposta desta pesquisa foi ampliada, a fim de verificar se houve um aumento nas associações positivas à "INFORMÁTICA". O mesmo TAI customizado e o treinamento multissensorial, utilizados na pré-pandemia, foram aplicados a dois novos grupos de professores médicos e acadêmicos de medicina. A metodologia multissensorial elaborada e utilizada neste trabalho para os professores e acadêmicos teve êxito no período da pré-pandemia ao possibilitar mudanças nas associações implícitas, modificando a percepção dos participantes e possibilitando a redução do preconceito/resistência à utilização de SADMs. Já no período da pandemia, apenas os acadêmicos demonstraram maior força de associação à "INFORMÁTICA", após cursarem a disciplina Informática Médica. Já os médicos, apresentaram menor força de associação à "INFORMÁTICA". Os resultados desta pesquisa promovem uma reflexão sobre como o conhecimento de sistemas computacionais confiáveis pode alterar a percepção prévia de um acadêmico ou médico e minimizar a resistência quanto ao uso desses sistemas. O software TAIGraph, desenvolvido neste trabalho, encontra-se disponível para ser utilizado, especialmente por pesquisadores que fazem uso do FreeIAT.

Palavras-Chave: medicine; education; personnel; medical supplies; computer codes; programming languages; tools; diagnostic techniques; control systems; comparative evaluations

SILVESTRE, LARISSA J.B. Aplicação de testes de associação explícita e implícita na comunidade acadêmica médica para avaliar a resistência no uso de sistemas de apoio ao diagnóstico médico. Orientador: Gaianê Sabundjian. 2022. 177 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2022.tde-18082022-151540. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/33272. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Este trabalho realizou uma comparação entre alguns dos principais códigos de transporte que empregam a abordagem estocástica de Monte Carlo para aplicação em cálculos dosimétricos em Medicina Nuclear. Foram analisados com detalhes os diversos modelos físicos e numéricos utilizados pelo código MCNP5 em relação códigos como Penelope e EGS. A identificação de suas potencialidades e limitações para solução de problemas microdosimétricos foram destacados. A metodologia condensada usada pelo MCNP resultou em valores para energia depositada normalmente menores, evidenciando uma conhecida característica do método das historias condensadas: o fato de subestimar tanto o número de colisões ao longo da trajetória do elétron quanto do número de partículas secundárias criadas. O uso de códigos de transporte como Penelope e MCNP em escalas micrométricas recebeu especial atenção neste trabalho. Códigos classe I e II foram estudados e seus principais recursos foram explorados visando o transporte de elétrons, que são de especial importância em dosimetria. Espera-se que a avaliação das metodologias disponíveis, aqui abordadas contribua para um maior entendimento do comportamento de tais códigos principalmente para esta classe de problemas, comuns em microdosimetria.

Palavras-Chave: microdosimetry; dosemeters; electron sources; calculation methods; monte carlo method; computer codes; m codes

CINTRA, FELIPE B. de. Avaliacao da metodologia de calculo de dose em microdosimetria com fontes de eletrons com o uso do codigo MCNP5. Orientador: Helio Yoriyaz. 2010. 113 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-08082011-154526. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9619. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Detectores de radiação que são utilizados em radiologia diagnóstica devem ser calibrados com feixes padrões de raios X. Durante as calibrações, estes feixes são monitorados a partir de câmaras monitoras, que podem ser do tipo de transmissão, ou podem realizar a monitoração pela penumbra do feixe de radiação. Neste trabalho foram realizadas simulações com o método de Monte Carlo, utilizando o código EGSnrc, para a avaliação de quatro câmaras monitoras: uma câmara monitora comercial de transmissão, uma câmara de ionização do tipo Baldwin-Farmer, e duas câmaras monitoras de modelo de transmissão e anelar desenvolvidas no IPEN. Inicialmente foi criado um sistema de raios X capaz de simular espectros de radiodiagnóstico convencional e mamografia com parâmetros de qualidades definidos na norma IAEA/TRS-457. Em seguida, a dependência energética de cada câmara monitora foi avaliada a partir de fatores de calibração em relação à câmara padrão de cada feixe simulado. Por fim, foi avaliada a dependência angular das câmaras monitoras de transmissão e anelar. Os espectros simulados foram comparados com referências internacionais e apresentaram as características esperadas pela teoria. Cada feixe padrão simulado apresentou os parâmetros de qualidade definidos na norma IAEA/TRS-457 utilizando a câmara monitora de transmissão de modelo comercial e a desenvolvida no IPEN. Os fatores de correção obtidos com as simulações foram comparados com resultados experimentais e mostraram baixa dependência energética da câmara monitora de transmissão desenvolvida no IPEN, e alta dependência energética da câmara monitora de modelo anelar, quando comparadas ao modelo comercial de transmissão. As câmaras monitoras desenvolvidas no IPEN apresentaram dependência angular de acordo com as normas internacionais.

Palavras-Chave: monte carlo method; calculation methods; radiation protection; computer codes; half-life; ground truth measurements; ionization chambers; x-ray spectrometers

XAVIER FILHO, JOEL M. Avaliação de câmaras monitoras em feixes padrões de radiologia a partir de simulações com o método de Monte Carlo. Orientador: Linda Viola Ehlin Caldas. 2022. 94 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2022.tde-03062022-151540. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/33133. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A melhoria nos aspectos de eficiência e de segurança dos reatores nucleares compactos está diretamente ligada às inovações nos combustíveis e na geometria dos Elementos Combustíveis - ou E.C. - como é o caso do tipo Placa, em comparação com o do tipo Vareta. Do ponto de vista mecânico, garantir que a estrutura de um E.C. está segura para funcionar em um reator PWR compacto é afirmar que esta cumpre os requisitos funcionais de projeto para estruturas deste tipo e aplicação, presentes na norma ANSI/ANS-57.5-1996; e também que as tensões resultantes dos carregamentos impostos sobre si são menores do que os limites mecânicos admissíveis para os seus materiais estruturais, de acordo com a norma ASME III, divisão 1, subseção NB. Para desenvolver uma metodologia de análise mecânica buscando verificar o atendimento aos critérios das normas citadas, foi proposto um modelo conceitual computacional de E.C. placa e, posteriormente, este modelo foi submetido a uma série de análises computacionais que simularam a aplicação das combinações dos principais carregamentos atuantes. Os resultados extraídos das análises revelaram que os valores das tensões resultantes da aplicação dos carregamentos foram inferiores aos valores dos limites admissíveis dos materiais que compõem os seus componentes. Foi observado, também, que os deslocamentos resultantes não ultrapassaram os limites funcionais, que são o contato entre estruturas semelhantes vizinhas e/ou o contato da região superior desta estrutura com as estruturas de suporte do vaso de pressão que o contém.

Palavras-Chave: fuel elements; fuel plates; zircaloy; inconel 718; uranium alloys; molybdenum; mechanical tests; compactors; pwr type reactors; pressure vessels; stresses; materials testing reactors; thermodynamics; mechanical tests; mathematical models; computer codes; nuclear engineering

SANTOS, MARCELO M. dos. Avaliação estrutural de um elemento combustível do tipo placa para um reator nuclear compacto. Orientador: Miguel Mattar Neto. 2019. 108 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-08082019-140803. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30155. Acesso em: $DATA.

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