Navegação Teses por assunto "monte carlo method"

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  • IPEN-DOC 13244

    SALVADOR, PABLO A.V. . Analise de sistemas multifasicos utilizando tomografia computadorizada gama monoenergetica e polienergetica / Monoenergetic and polyenergetic gamma ray computer tomography for multiphase systems analysis . 2009. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 214 p. Orientador: Margarida Mizue Hamada. DOI: 10.11606/T.85.2009.tde-09092009-193453

    Abstract: A tecnologia de reatores multifásicos é o coração das transformações químicas de todos os processos industriais, concretamente 99% dos reatores trabalham com a presença de uma ou mais fases. A tomografia é uma técnica poderosa capaz de determinar o efeito de parâmetros operacionais e de desenho na distribuição do holdup das fases, visualizando sistemas opacos de uma forma não invasiva. Um tomógrafo computadorizado de fonte única (SSCT) com capacidade de gerar imagens para as distribuições de holdup em sistemas com duas fases dinâmicas foi desenvolvido e validado com sucesso no CTR/IPEN. Algoritmos para reconstrução de imagens analíticos e discretos ou iterativos (estatísticos) foram desenvolvidos e implementados para tais aplicações e depois comparados. O SSCT foi utilizado para determinar as distribuições de porosidades e de holdup dos sólidos para uma coluna de recheio aleatório. Na Washington University em St. Louis, no Laboratório de Engenharia da Reação Química (CREL), um tomógrafo com duas fontes radioativas (DSCT) capaz de gerar imagens da distribuição do holdup das fases para sistemas dinâmicos com três fases móveis foi validado com êxito. Uma nova metodologia para reconstrução de imagens, que garantiu alta precisão na geração das distribuições do holdup em sistemas de grande porte, foi aplicada. O DSCT permitiu avaliar a influência de parâmetros de operação e do desenho de um aerador em um bioreator na escala piloto. O efeito do desenho de um distribuidor de gás líquido e do regime de escoamento foram determinados para um reator monolítico utilizando o DSCT. Os equipamentos e técnicas desenvolvidas neste trabalho podem ser considerados como uma ferramenta efetiva de pesquisa, intensificando estudos experimentais em uma grande gama de sistemas multifásicos através de geração de imagens. Para isto, foram superadas várias limitações comuns a outras técnicas tomográficas existentes utilizadas no estudo de sistemas com duas e três fases dinâmicas, onde os conhecimentos adquiridos nestes estudos poderão melhorar a compreensão básica dos efeitos de desenho e dinâmica em reatores multifásicos.

    Palavras-Chave: computerized tomography; gamma radiation; bioreactors; hydrodynamics; phantoms; tomography; chemical reactors; image processing; fluid flow; algorithms; monte carlo method

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  • IPEN-DOC 15613

    TADA, ARIANE . Analise dosimetrica de fontes de radiacao para uso em lesoes dermatologicas / Dosimetric analysis of radiation sources for use dermatological lesions . 2010. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 100 p. Orientador: Helio Yoriyaz. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-02082011-125808

    Abstract: As lesões dermatológicas submetidas à terapia com fontes de radiação podem apresentar diferentes padrões de malignidade. Os tumores de pele mais comumente encontrados nos serviços de radioterapia são os carcinomas. A radioterapia de lesões dermatológicas é realizada com feixes de radiação de baixa penetração como os raios-X de ortovoltagem, feixes de elétrons e fontes radioativas (192Ir, 198Au, e 90Sr) arranjadas em moldes superficiais ou aplicadores metálicos. O presente trabalho teve como objetivo analisar o perfil de distribuição de dose terapêutica produzida por fontes de radiação utilizadas em procedimentos radioterápicos em lesões superficiais da pele. As medidas experimentais, para as análises dosimétricas das fontes de radiação, foram comparadas com cálculos obtidos no sistema computacional baseado no Método de Monte Carlo. Os resultados obtidos com os cálculos computacionais através do código MCNP-4C apresentaram uma boa concordância com as medidas experimentais. As comparações das medidas experimentais com os cálculos obtidos através do código MCNP-4C, foram utilizadas para validar os cálculos e assim possibilitar o uso de dados de simulação para aplicação em casos clínicos de rotina. A comparação entre diferentes modalidades podem fornecer um indicativo dos procedimentos mais adequados em cada caso clínico.

    Palavras-Chave: skin diseases; carcinomas; radiation dose distributions; radiotherapy; beams; monte carlo method; m codes; comparative evaluations; simulation

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  • IPEN-DOC 19928

    KAKOI, ADELIA A.Y.. Análise da metodologia de calibração dos detectores de Nal(TI) do Laboratório de monitoração in vivo do IPEN pelo método de Monte Carlo / Analysis of the calibration methods on NaI(TI) detectors at the in vivo monitoring laboratory IPEN using the Monte Carlo method . 2013. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 67 p. Orientador: Maurício Moralles. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-10022014-105712

    Abstract: Esse trabalho avalia a metodologia utilizada pelo Laboratório de Monitoração in vivo (LMIV) do IPEN na calibração dos detectores de NaI(Tl) pelo código PENELOPE- penEasy, baseado no Método de Monte Carlo. Inicialmente, foram realizadas simulações sem o simulador antropomórfico com o objetivo de encontrar uma geometria que representasse adequadamente os detectores para exames de corpo inteiro e de tireoide. A aquisição dos dados experimentais foi realizada pelo software GENIE, que é utilizado na rotina do laboratório e as áreas dos fotopicos foram calculadas pelos softwares GENIE e GNUPLOT e pelo método descrito no Ciemat Technical Report, que também fornece os valores de eficiência de fotopico. Fontes de 60Co, 137Cs, 152Eu, 207Bi e 241Am calibradas foram utilizadas nas medições. Os resultados mostraram que o software GENIE é apropriado para ser utilizado nas calibrações de rotina e fontes que possuam picos isolados e definidos pelo detector de NaI(Tl), são ideais para serem utilizadas nas calibrações em eficiência. A simulação MC indica que é possível substituir calibrações experimentais por simulações utilizando uma geometria simplificada do detector de NaI(Tl), mas as grandezas relevantes como a fonte, o detector e o sistema eletrônico devem ser conhecidos com detalhes para que as fontes de erros sistemáticos sejam as menores possíveis.

    Palavras-Chave: brazilian cnen; nai detectors; calibration; p codes; monte carlo method; monitoring; in vivo

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  • IPEN-DOC 01127

    FOSHINA, MIOCO . Aplicacao do metodo de Monte Carlo a fisica de neutrons. 1970. Dissertacao (Mestrado) - Escola Politecnica, Universidade de Sao Paulo - POLI/USP, Sao Paulo. 43 p. Orientador: Leo Roberto Borges Vieira.

    Palavras-Chave: radiation detectors; detection; monte carlo method; neutrons; nuclear reactions

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  • IPEN-DOC 14277

    TONGU, MARGARETH L.O. . Aplicacao do metodo de Monte Carlo na padronizacao de radionuclideos emissores de positrons / Application of Monte Carlo simulation to the standardization of positron emitting radionuclides . 2009. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 104 p. Orientador: Mauro da Silva Dias. DOI: 10.11606/D.85.2009.tde-03122009-152323

    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

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  • IPEN-DOC 11135

    POTIENS JUNIOR, ADEMAR J. . Aplicação de redes neurais artificiais na caracterização isotópica de tambores de rejeito radioativo. 2005. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 130 p. Orientador: Goro Hiromoto.

    Palavras-Chave: radioactive wastes; waste management; containers; radioactivity; isotope ratio; monte carlo method; neural networks; computerized simulation

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  • IPEN-DOC 29236

    OTERO, ANDRE G.L. . Aplicação de redes neurais profundas na caracterização de rejeitos radioativos / Application of deep neural networks in nuclear waste characterization . 2022. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 100 p. Orientador: Júlio Takehiro Marumo. DOI: 10.11606/D.85.2022.tde-07112022-153207

    Abstract: O desenvolvimento da tecnologia nuclear deve permitir a gestão segura dos rejeitos radioativos, provenientes das várias etapas do ciclo do combustível nuclear, da produção de radiofármacos e das aplicações de radioisótopos na medicina, indústria e centros de pesquisa. A caracterização destes rejeitos é uma tarefa complexa, devido à grande variedade de aplicações, materiais e composição. Neste trabalho foi desenvolvida uma metodologia de caracterização final de rejeitos radioativos utilizando redes neurais profundas. O método de Monte Carlo foi empregado para realizar a simulação de espectros gama, considerando o cenário de um tambor de rejeitos de 200 litros contendo até dez diferentes radionuclídeos: Am-241, Ba-133, Cd-109, Co-57, Co-60, Cs-137, Eu-152, Mn-54, Na-22, Pb-210. Os dados provenientes das simulações foram utilizados para treinar e avaliar o desempenho de diferentes arquiteturas de redes neurais profundas. A arquitetura selecionada foi VGG-19 a qual, após adaptações, apresentou o melhor desempenho na tarefa de classificação, sendo capaz de identificar quais radionuclídeos e qual a intensidade de cada radionuclídeos que compõe o espectro de radiação gama, emitido por um tambor de rejeito. Os resultados obtidos mostram que a metodologia desenvolvida pode atuar como uma importante ferramenta no processo de caracterização de rejeitos radioativos, realizada rotineiramente pelo Serviço de Gerência de Rejeitos Radioativos do IPEN, permitindo a diminuição à exposição ocupacional as radiações ionizantes.

    Palavras-Chave: radioactive waste processing; neural networks; monte carlo method; calculation methods; gamma spectroscopy; site characterization

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  • IPEN-DOC 21746

    CORREA, GUSTAVO P. . Aplicação do Método de Monte Carlo no estudo da atividade obtida em sistema de coincidências 4π(β,EC)-γ pelo Método da Discriminação com reposição / Application of the Monte Carlo Method to the study of the activity obtained in a 4π(β,EC)-γ coincidence system by the Discrimination with Reposition Method . 2015. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 64 p. Orientador: Mauro da Silva Dias. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-24032016-093628

    Abstract: O objetivo do presente trabalho foi o de estabelecer uma nova característica ao programa de Monte Carlo ESQUEMA, destinado a simular todo o processo de detecção em um sistema de coincidência 4π(β,EC)-γ e possibilitou o conhecimento antecipado do comportamento da atividade aparente da fonte radioativa como função da eficiência do detector 4π. Esta metodologia foi aplicada anteriormente para os casos onde a eficiência é variada pela colocação de absorvedores sobre a fonte radioativa ou variando-se o nível de discriminação eletrônica, com a exclusão completa das contagens abaixo deste nível. No presente trabalho, esta metodologia foi modificada com a inclusão dos eventos não coincidentes abaixo do nível de discriminação eletrônica, adotado para a via beta. Desta forma, a curva de extrapolação passa a ter um comportamento rigorosamente linear e o valor extrapolado corresponde a atividade da fonte radioativa, esperando-se obter uma melhor acurácia no seu valor. Esta alteração é inovadora e particularmente apropriada para ser aplicada ao caso de medidas com o Sistema de Coincidências por Software (SCS), desenvolvido recentemente pelo LMN. O trabalho consiste na modificação de um programa desenvolvido no LMN, denominado ESQUEMA, que leva em conta as características gerais de um esquema de desintegração complexo, incluindo-se os diversos tipos de transição, além das características experimentais do sistema de medidas por coincidência 4π(β,EC)-γ. Estas modificações permitem a obtenção das curvas de extrapolação, aplicando-se o método proposto de Discriminação com Reposição. O software MCNP5 é usado para simular o transporte de radiação. A simulação de Monte Carlo é comparada com valores experimentais para o radionuclídeo padronizados no LMN, o 111In .

    Palavras-Chave: system failure analysis; monte carlo method; fine structure; radioactivity; coincidence methods; particle discrimination; beta-delayed neutrons; gamma radiation

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  • IPEN-DOC 11528

    TAKEDA, MAURO N. . Aplicação do método de Monte Carlo no estudo da padronização de radionuclídeos com esquema de desintegração complexos em sistema de coincidencias 4-pi-beta-gama. 2006. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. p. Orientador: Mauro da Silva Dias. DOI: 10.11606/T.85.2006.tde-31052007-145307

    Abstract: O presente trabalho descreve uma nova metodologia desenvolvida para modelar o comportamento da atividade em sistema de coincidência 4π(PC)β-γ. As eficiências para elétrons no detector proporcional (PC) e para radiação gama no detector de NaI(Tl) foram calculadas utilizando o programa de Monte Carlo MCNP4C. Outro código de Monte Carlo foi desenvolvido para seguir o caminho no esquema de desintegração desde o estado inicial do radionuclídeo precursor, até o estado fundamental do núcleo filho. Cada etapa do esquema de desintegração é selecionada por meio de números aleatórios levando em conta as probabilidades de cada ramo β- ou captura eletrônica, as probabilidades de transição e os coeficientes de conversão interna. Uma vez que o estado final tenha sido atingido é verificado se houve detecção de eventos beta, captura eletrônica ou transições gama, e os eventos para os três espectros, beta, gama e coincidência são contabilizados. A variação da eficiência beta pode ser feita através da simulação de corte na energia detectada ou pela utilização de absorvedores (Collodion). Foram escolhidos para a simulação os radionuclídeos 134Cs, 72Ga que se desintegram por transição β-, 133Ba que se desintegra por captura eletrônica e 35S que é um emissor beta puro. Para este último foi simulando o Método do Traçador. As curvas de extrapolação obtidas por Monte Carlo foram ajustadas pelo Método dos Mínimos Quadrados com os pontos experimentais e comparados com os resultados obtidos pelo Método da Extrapolação Linear.

    Palavras-Chave: beta decay; coincidence spectrometry; computerized simulation; counting rates; efficiency; measuring instruments; energy resolution; experimental data; four-pi detectors; m codes; monte carlo method

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  • IPEN-DOC 16330

    CINTRA, FELIPE B. de . Avaliacao da metodologia de calculo de dose em microdosimetria com fontes de eletrons com o uso do codigo MCNP5 / Evaluation of the methodology for dose calculation in microdosimetry with electrons sources using the MCNP5 code . 2010. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 113 p. Orientador: Helio Yoriyaz. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-08082011-154526

    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

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  • IPEN-DOC 15370

    NAHUEL CARDENAS, JOSE P. . Avaliacao dosimetrica de detectores semicondutores para aplicacao na dosimetria e microdosimetria de neutrons em reatores nucleares e instalacoes de radiocirurgia / Dosimetric evaluation of semiconductor detectors for application in neutron dosimetry and microdosimetry in nuclear reactor and radio surgical facilities . 2010. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 149 p. Orientador: Leticia Lucente Campos Rodrigues. DOI: 10.11606/T.85.2010.tde-20062011-153437

    Abstract: Este trabalho tem como objetivo a avaliação dosimétrica de componentes semicondutores (detectores Barreira de Superfície e fotodiodos PIN) para aplicação em medições de dose equivalente em campos de baixo fluxo de nêutrons (rápidos e térmicos), utilizando uma fonte de AmBe de alto fluxo, a instalação de Neutrongrafia do reator IEA-R1 (fluxos térmicos/epitérmicos) e fluxo de nêutrons rápidos do núcleo do reator IPEN/MB-01 (UCRI Unidade Crítica). Para a detecção de nêutrons (térmicos, epitérmicos e rápidos) foram usados componentes moderadores e conversores (parafina, boro e polietileno). Os fluxos resultantes da moderação e conversão foram utilizados para a irradiação de componentes semicondutores (SSB - Barreira de Superfície e fotodiodos). Foi utilizado também um conversor misto constituído de uma folha de polietileno borado (marca Kodak). O método de simulação por Monte Carlo foi utilizado para avaliar de forma analítica a espessura ótima da parafina. O resultado obtido foi similar ao verificado experimentalmente e serviu para avaliar o fluxo de nêutrons emergentes do moderador (parafina). Da mesma forma, através de simulação, foi avaliado também o fluxo de nêutrons rápidos que atinge o conversor de polietileno que cobre a face sensível dos semicondutores. O nível de radiação gama foi avaliado cobrindo o detector por inteiro com uma folha de cádmio de 1 mm de espessura. O reator IPEN/MB-01 foi usado para avaliar a resposta dos detectores para nêutrons rápidos de alto fluxo. Os resultados, de uma forma geral, mostraram concordância e similaridade com os trabalhos desenvolvidos por outros grupos de pesquisas. Foi também estabelecida uma abordagem para o cálculo de dose equivalente utilizando os espectros obtidos nas experiências.

    Palavras-Chave: dosemeters; semiconductor detectors; neutron dosimetry; microdosimetry; reactors; monte carlo method

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  • IPEN-DOC 18031

    GIGLIOLI, MILENA . Avaliação da distribuição da dose absorvida em radioterapia com campos irregulares e alargados / Evaluation of absorbed dose distribution in radiotherapy with irregular and extended fields . 2012. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 130 p. Orientador: Helio Yoriyaz. DOI: 10.11606/D.85.2012.tde-29062012-103322

    Abstract: Na elaboração do planejamento do tratamento de câncer com radiações ionizantes, o médico radioterapêuta, através dos protocolos clínicos, determina a dose de radiação diária para cada tipo específico de tumor e, junto com o físico, durante os procedimentos de simulação dos campos de tratamento, fazem a localização das áreas a serem tratadas. Em alguns casos, os campos de radiação apresentam dimensões extensas visando englobar todo o volume alvo, o que pode exigir a proteção de regiões anatômicas e órgãos vitais localizados no interior da área irradiada ou mesmo circunvizinhas ao volume alvo, a fim de se garantir o limite de dose absorvida tolerável por estes órgãos. Em geral, estes órgãos críticos localizam-se fora do eixo central do feixe de radiação, até mesmo próximo da periferia do campo, justificando a importância da determinação da dose de radiação em pontos situados fora do feixe central e do isocentro de tratamento, buscando dimensionar as colimações de proteção que dependem do seu posicionamento, da dose de tolerância do ponto anatômico e dos parâmetros radiométricos do equipamentos de radiação utilizados. Este trabalho apresenta uma análise da distribuição de dose absorvida em pontos situados fora do eixo central do feixe de radiação durante procedimentos de radioterapia com campos extensos e irregulares. O código computacional MCNP5 foi usado para construir duas modelagens do cabeçote de um acelerador linear clínico, utilizado como fonte de radiação, e simular o perfil radiométrico do feixe de tratamento para campos irregulares e alargados. Foram realizadas medidas experimentais da curva de Porcentagem de Dose Profunda (PDP) e perfil de dose utilizando câmara de ionização, detectores de diodos e filmes radiográficos. Os valores experimentais foram comparados com os perfis de dose simulados para realização do processo de validação dos cálculos. Após a validação, casos clínicos foram simulados como forma de aplicação da metodologia apresentada.

    Palavras-Chave: dosimetry; radiation doses; dose rates; field emission; beam profiles; beam monitoring; tumor cells; neoplasms; radiotherapy; monte carlo method; m codes

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  • IPEN-DOC 23116

    CAVALCANTE, FERNANDA . Avaliação da radioatividade natural e artificial em rações comerciais para animais domésticos / Natural and artificial radioactivity in commercial food for domestic animals . 2017. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 115 p. Orientador: Brigitte Roxana Soreanu Pecequilo. DOI: 10.11606/T.85.2017.tde-16052017-112333

    Abstract: Os níveis de radioatividade natural do planeta e suas eventuais consequencias são objeto de estudo da radioproteção ambiental. Nos últimos anos, as agências internacionais ligadas à proteção radiológica têm debatido as práticas até então estipuladas, no que diz respeito à proteção da fauna e flora, cuja filosofia acreditava que as recomendações sugeridas para a proteção do homem asseguravam que outras espécies estariam também protegidas. Assim, são necessários estudos sobre as concentrações de atividade dos radionuclídeos dispersos no meio ambiente, assim como as doses absorvidas por organismos de diferentes ecossistemas, pela exposição interna e externa. O Brasil possui a segunda maior população de cães e gatos do mundo e produz anualmente mais de 2 milhões de toneladas de rações. O presente trabalho investigou os níveis de radioatividade presentes em rações comerciais para cães e gatos, por meio da espectrometria gama de alta resolução. Os resultados mostraram concentrações abaixo da MDA para radionuclídeos artificiais e baixas concentrações para radionuclídeos naturais, cujos valores variaram de 0,9 ± 0,3 Bq/kg a 5,1 ± 0,7 Bq/kg para o 226Ra, de 1,2 ± 0,4 Bq/kg a 11,1 ± 1,0 Bq/kg para o 232Th e de 156 ± 7 Bq/kg a 410 ± 19 Bq/kg para o 40K. Para verificar a composição de alguns minerais, foi empregada a técnica por EDXRF e, utilizando estatística multivariada, foi possível verificar as correlações entre os radionuclídeos e o conteúdo mineral encontrado. A boa correlação que foi observada entre as concentrações de 226Ra, 232Th e cálcio, pode estar associada ao uso de farinhas de carne e ossos na fabricação das rações. As doses internas para alguns órgãos foram inferidas pelo método de Monte Carlo, obtendo valores menores que 1 μGy/dia. Em síntese, os resultados mostraram que os níveis de atividade encontrados nas rações são baixos o suficiente para concluir que as marcas de ração canina avaliadas não fornecem riscos radiológicos para os animais que as consomem.

    Palavras-Chave: animal feeds; food additives; natural radioactivity; artificial radiation belts; dose equivalents; radiation doses; monte carlo method; multivariate analysis; gamma spectroscopy; x-ray fluorescence analysis; veterinary medicine

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  • IPEN-DOC 28790

    XAVIER FILHO, JOEL M. . Avaliação de câmaras monitoras em feixes padrões de radiologia a partir de simulações com o método de Monte Carlo / Evaluation of monitor chambers in standard beams of radiology and mammography with simulations using the Monte Carlo method . 2022. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 94 p. Orientador: Linda Viola Ehlin Caldas. DOI: 10.11606/D.85.2022.tde-03062022-151540

    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

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  • IPEN-DOC 19881

    TARDELLI, TIAGO C. . Avaliação de dados nucleares para dosimetria de nêutrons / Evaluation of nuclear data for neutron dosimetry . 2013. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 157 p. Orientador: Helio Yoriyaz. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-20012014-140902

    Abstract: Doses absorvidas e doses efetivas podem ser calculadas utilizando códigos computacionais de transporte de radiação. A qualidade desses cálculos depende dos dados nucleares, no entanto, são raras as informações sobre as diferenças nas doses causadas por diferentes bibliotecas. O objetivo desse estudo é comparar os valores de dose (absorvida e efetiva) obtidos utilizando diferentes bibliotecas de dados nucleares devido a uma fonte externa de nêutrons na faixa de 10-11 a 20 MeV. As bibliotecas de dados nucleares são: JENDL 4.0, JEFF 3.1.1 e ENDF/B-VII.0. Cálculos de doses foram realizados utilizando o código MCNPX considerando o modelo antropomórfico da ICRP-110. As diferenças nos valores das doses absorvidas utilizando as bibliotecas JEFF 3.1.1 e a ENDF/B.VII são pequenas, em torno de 1%, porém os resultados obtidos com a JENDL 4.0 apresentam diferenças de até 85 % compara aos resultados da ENDF/B-VII.0 e JEFF 3.1.1. Diferenças nas doses efetivas são em torno de 1,5% entre ENDF/B-VII.0 e JEFF 3.1.1, e 11 % entre ENDF/B-VII.0 e JENDL 4.0.

    Palavras-Chave: neutron transport; neutron emission; neutron sources; neutron flux; neutron dosimetry; interactions; measuring instruments; radiation dose units; nuclear energy; data analysis; computer codes; monte carlo method

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  • IPEN-DOC 04492

    SILVA, MIRIAM M. da . Calculo da sensibilidade termica de detectores auto-energizaveis de cobalto utilizando o metodo de Monte Carlo. 1991. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 135 p. Orientador: Jose Rubens Maiorino.

    Palavras-Chave: radiation detectors; sensitivity; cobalt; monte carlo method; thermal neutrons

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  • IPEN-DOC 00459

    SEGRETO, VERA S.A. . Calculo de Monte Carlo da dose equivalente recebida por um feto humano de fontes gama localizadas no trato-gastrointestinal. 1978. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, São Paulo. 114 p. Orientador: Gian Maria Agostinho Angelo Sordi.

    Palavras-Chave: gamma radiation; genetics; monte carlo method; radiation doses; radiation effects

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  • IPEN-DOC 07611

    HERNANDES, ANTONIO C. . Caracterizacao do campo de radiacao numa instalacao para pesquisa em BNCT utilizando o metodo de Monte Carlo codigo MCNP-4B. 2002. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 55 p. Orientador: Paulo Rogerio Pinto Coelho.

    Palavras-Chave: neutron capture therapy; boron; irradiation plants; irradiation devices; simulation; neutron sources; americium; beryllium; neutron flux; monte carlo method; computer calculations

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  • IPEN-DOC 09608

    SILVA, MARCO A. da . Caracterizacao dosimetrica das fontes de braquiterapia - na forma de fios de iridio-192 de baixa taxa de dose, produzidos pelo Laboratorio de Fontes de Braquiterapia CTRS/IPEN/CNEN-SP. 2003. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 85 p. Orientador: Laura Natal Rodrigues.

    Palavras-Chave: radiotherapy; radiation source implants; iridium 192; dosimetry; radiation doses; dose rates; thermoluminescent dosimetry; monte carlo method

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  • IPEN-DOC 19925

    GONCALVES, VINICIUS D.. Caracterização da dose em pacientes devido a produção de imagem de raios-X utilizadas em radioterapia guiada por imagem - IGRT / Characterization of dose in patients due to production ox X-ray images used in image-guired radiotherapy - IGRT . 2014. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 54 p. Orientador: Helio Yoriyaz. DOI: 10.11606/D.85.2012.tde-18022014-154354

    Abstract: O processo de radioterapia consiste em várias etapas, iniciando na indicação pelo médico. O plano de tratamento passa então por um processo denominado simulação, onde é adquirida uma série de imagens por tomografia computadorizada que são transferidas para o sistema de planejamento, onde a delineação dos volumes alvos e tecidos normais adjacentes serão realizadas. Após a delineação desses volumes, no sistema de planejamento são colocados os campos de irradiação e a dose desejada conforme prescrição médica. O sistema de planejamento calcula então a dose que o volume alvo e os tecidos adjacentes poderão receber. Se estas doses estão dentro dos padrões aceitáveis, o planejamento então é aprovado e enviado ao acelerador linear para a execução do tratamento. Antes da execução do tratamento, é realizada uma imagem, seja através de filme radiográfico ou digitalmente, para avaliar a posição no paciente na mesa de tratamento. Se a localização do paciente está correta, a dose é então liberada. Esse protocolo de aquisição de imagem é denominado como Radioterapia Guiada por Imagem (IGRT). A quantidade de radiografias de posicionamento segue um protocolo definido conforme a região a ser irradiada. Como resultado deste procedimento, sabe-se que uma determinada dose adicional é recebida pelos pacientes, tornando-se um fator importante a ser determinado. Esta avaliação foi realizada através da simulação de Monte Carlo, utilizando o código MCNP. Para isso foi realizada primeiramente toda a caracterização da fonte de raios X com uso de câmaras de ionização e dosimetros TL juntamente com as simulações no MCNP. Após essa caracterização, as imagens e as estruturas do planejamento radioterápico foram convertidas para serem utilizadas no código MCNP. Para que as doses fossem calculadas nos principais órgãos de risco no tratamento de próstata: bexiga, reto e cabeças de fêmur direita e esquerda.

    Palavras-Chave: radiotherapy; planning; radiation doses; radiation protection; simulation; images; linear accelerators; monte carlo method; m codes; radiation dose distributions

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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.

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.