Abstract: O carcinoma de células renais (CCR) representa 3% das neoplasias humanas e aproximadamente 90% das neoplasias renais e entre os tumores urológicos. O CCR é bastante resistente à radioterapia convencional. Entretanto, com o aparecimento de novas técnicas/equipamentos é possivel a aplicação de doses com precisão presevando-se os tecidos adjacentes. Para a verificação da expressão proteica em diferentes tecidos e fluidos corporais, foi utilizado o estudo proteômico sob diferentes condições e / ou tempos. A espectrometria de massa permite a identificação e quantificação de milhares de proteínas e peptídeos em fluidos biológicos ou células lisadas, sendo assim uma ferramenta poderosa para identificação de potenciais biomarcadores de doenças. A finalidade deste trabalho foi analisar o perfil proteico das células de adenocarcinoma renal (786-0) após a radiação com doses que variaram de 2 a 10 Gy. Os dados foram tratados com o programa One-way ANOVA seguida do de Bonferroni. Pelo ensaio de clonogenicidade definiou-se a dose de 8 Gy como a ideal estudos. A extração das proteínas citoplasmáticas foi realizada com o kit de extração do proteoma subcelular PE e a quantificação das proteínas feita pelo método de Lowry. A integridade das proteínas foi analisada por SDS-PAGE e a solução proteica foi verificada em LTQ Orbitrap. Os resultados gerados foram analisados pelo servidor MASCOT para a busca de peptídeos. A análise por espectrometria de massa foi possível identificar 44 proteínas nas amostras não irradiadas - e 87 das amostras irradiadas. Nas amostras não irradiadas a distribuição dos grupos funcionais foi de síntese proteica 46,66%; Metabolismo energético 16,66%; Migração e proliferação 16,66%; Antioxidantes 3,33%. No grupo irradiado síntese proteica 35,89%; Metabolismo energético 20,51%; Migração e proliferação 20,51%; Antioxidantes 5,12%; Chaperonas moleculares 5,12% e Endopeptidases 5,12%. Em seguida, analisou-se o espetro de as sequências com escores acima de 40. Nas amostras irradiadas encontrou-se: ENO1 (47 kDa); A VIM (53 kDa)/ HEL113; PSMA1; TRAJ56; hCG; Cofilina-1 (19 kDa); HIST1H4H; PKM2; ANXA1; HSPB1/ HSP27. Deste grupo, entendemos que a subunidade alfa do proteassoma - tipo 1 (PSMA1), que possui uma atividade molecular de endopeptidase, seja um alvo interessante para estudos posteriores.

Palavras-Chave: carcinomas; neoplasms; kidneys; urogenital system diseases; gene recombination proteins; animal cells; cell cultures; ionizing radiations; mass spectroscopy; radiation dose units; biological radiation effects

SILVA, EVELIN C.da. Análise do perfil de expressão proteica da linhagem celular humana de adenocarcinoma renal, 786-O, submetida à radiação ionizante. Orientador: Maria Helena Bellini Marumo. 2018. 52 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-10092019-115524. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30174. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A radiação ionizante de fontes de radiação gama ou geradores de raios-x é frequentemente utilizada na ciência médica, como em exames de radiodiagnóstico, radioterapia e esterilização de aloenxertos. A radiação ionizante é capaz de quebrar cadeias polipeptidicas e provocar a libertação de radicais livres, pela radiólise de moléculas de água. A radiação ionizante interage também com o material orgânico a nível molecular, podendo alterar as suas propriedades mecânicas. No caso específico do tecido ósseo, estudos reportam que a radiação ionizante induz alterações nas moléculas de colágeno e reduzem a densidade de ligações cruzadas intermoleculares. O objetivo deste estudo foi verificar as alterações promovidas por diferentes doses de radiação ionizante no tecido ósseo utilizando a técnica de Espectroscopia Transformada de Fourier com Reflexão Total Atenuada (ATR-FTIR), e também a análise dinâmico-mecânica. Amostras de osso bovino foram irradiadas usando irradiador de Cobalto-60, com cinco doses diferentes: 0,01 kGy, 0,1 kGy, 1 kGy, 15 kGy e 75 kGy. Para estudar os efeitos da radiação ionizante sobre a estrutura química do osso foram avaliadas a relação material orgânico por material inorgânico, a relação de sub-bandas de amida I e o índice de cristalinidade. As alterações mecânicas foram determinadas por meio do módulo de elasticidade e do valor do amortecimento. Para verificar se as mudanças químicas e as características mecânicas de osso possuem alguma relação, realizou-se um estudo sobre a correlação entre as análises feitas com os dados espectroscópicos e as análises mecânicas. Foi possível avaliar os efeitos de diferentes doses de radiação ionizante no tecido ósseo. Com a análise por espectroscopia ATR-FTIR, foi possível observar as modificações dos componentes orgânicos e na organização cristais de hidroxiapatita. Também foram observadas alterações no módulo elástico e na tangente de delta (dissipação de energia mecânica). Foram encontradas altas correlações com significância estatística entre a relação das bandas (amida III + colágeno)/v1,v3, PO43- com a tangente de delta, e entre a relação 1/FHMW e o módulo elástico.

Palavras-Chave: dosimetry; radiation dose distributions; radiation dose units; measuring instruments; animal tissues; bone tissues; fourier transform spectrometers; infrared spectra; dynamic loads; mechanical tests; ionizing radiations; in vitro

VELOSO, MARCELO N. Avaliação in vitro dos efeitos da radiação ionizante em tecido ósseo bovino por espectroscopia ATR-FTIR e análise dinâmico-mecânica. Orientador: Denise Maria Zezell. 2013. 74 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-10012014-111938. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10573. Acesso em: $DATA.

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Abstract: As doses de radiação ionizante para os trabalhadores no transporte de material radioativo devem ser tão pequenas quanto razoavelmente exequível. As doses médias dos motoristas e carregadores amostrados neste trabalho devem ser diminuídas. A demonstração do controle das doses em veículo rodoviário com material radioativo, requisitada pelo regulamento brasileiro atual, norma CNEN NE 5.01, é apresentada em formulário próprio com valores de exposição obtidos em posições de ocupação regular de indivíduos do público e de trabalhadores, mesmo quando se expede veículo sem a necessidade de uso exclusivo (∑ IT 50). Este trabalho mostra, por meio de pesquisa bibliográfica, elaboração de modelos e pesquisa de campo, que esta demonstração do controle com a obtenção dos valores de exposição nesta situação, para um método de controle melhor, deve ser realizada pela apresentação do registro do acúmulo de cargas, limitado (∑ IT 50), a fim de evitar a obtenção destas medidas, para que haja padronização com regulamentos estrangeiros e para que os custos e os tempos, importantes para expedição de radiofármacos com meia-vida curta, e também as atuais doses laborais dos técnicos de radioproteção sejam todos diminuídos. Os valores de exposição dos parâmetros utilizados com esse método são menores do que seus limites regulamentares. Para contribuir com essas finalidades devem ser apresentadas pelo regulamento brasileiro atualizado as distâncias de segregação entre as cargas e as cabines dos veículos.

Palavras-Chave: radiation protection; dosimetry; radiation detection; radiation dose units; dose rates; occupational exposure; radiation transport; road transport; transport regulations; standardization; brazil

GERULIS, EDUARDO. Controle de dose em transporte rodoviário de material radioativo. Orientador: Gian Maria Agostino Angelo Sordi. 2013. 63 f. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2013.tde-16012014-110059. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10594. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Medidas de espectroscopia gama de alta resolução têm diversas aplicações. Aplicações envolvendo medidas de radioisótopos de meia-vida curta podem apresentar problemas de baixa precisão nas contagens quando a fonte radioativa está distante do detector e de perda de acurácia por efeitos de tempo morto e empilhamento de pulsos em situação de altas taxas de contagens. Um modo de minimizar esses problemas é alterando a posição da fonte radioativa durante o processo de medição, aproximando-a do detector conforme sua atividade diminui e assim maximizando o número de contagens medidas. Neste trabalho, foi desenvolvido o Movimentador de Amostras Radioativas Automatizado (MARA), um aparato de baixo custo, feito com materiais de baixo número atômico e leve, projetado e construído para auxiliar nas medidas de espectroscopia gama, capaz de controlar a distância entre a fonte e o detector, permitindo inclusive que ocorra alteração dessa distância durante o processo de medição. Por ser automatizado ele otimiza o tempo do operador, que tem total liberdade para criar suas rotinas de medidas no dispositivo, além de evitar que o mesmo tome uma parcela da dose radioativa. Foi também feita uma interface que permite controle do MARA e a programação do sistema de aquisição de dados. Foram realizados testes para otimização da operação do sistema MARA e foi verificada a segurança de operação do MARA, não apresentando nenhuma falha durante seus testes. Foi aplicado o teste de repetitividade, por meio de medições com uma fonte calibrada de 60Co, e verificou-se que o sistema de movimentação de prateleiras automatizado reproduziu os resultados do sistema estático com confiabilidade de 95%.

Palavras-Chave: nanoseconds living radioisotopes; half-life; radiation dose distributions; radiation dose ranges; radiation dose units; frequency measurement; data acquisition systems; gamma spectroscopy; cobalt 60 target; safety standards; control systems; resource development; automation; semiconductor detectors; decay

SECCO, MARCELLO. Desenvolvimento de dispositivo movimentador automatizado de amostras com vista à aplicação em medidas de radioisótopos que possuem curto tempo de meia-vida. Orientador: Frederico Antonio Genezini. 2016. 118 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-06062016-085324. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26619. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Atualmente, a caracterização dos resíduos radioativos gerados na operação do reator nuclear de pesquisas IEA-R1 está em curso. O reator IEA-R1 é um reator do tipo piscina aberta, moderado e refrigerado por água leve, utilizando dois leitos de resinas de troca iônica e de carvão ativado para purificação de água de refrigeração. Estes meios filtrantes são substituídos quando já não são capazes de manter a qualidade da água dentro dos limites exigidos e são tratados como rejeitos radioativos. Contendo produtos de fissão, ativação e actinídeos que escapam do núcleo do reator para a água da piscina, apresentam altas taxas de dose devido à quantidade de emissores gama de meias-vidas curtas e intermediárias, emissores alfa, elementos transurânicos de meia-vida longa bem como emissores beta puros. A caracterização destes rejeitos, consequentemente, requer métodos de análise radioquímica que incluem a amostragem e o processamento das amostras, resultando em doses elevadas para os trabalhadores. Nesse contexto, o objetivo deste trabalho consistiu em correlacionar os resultados das análises radioquímicas de amostras de rejeitos, com os resultados das medições radiométricas, utilizando a modelagem das taxas de dose em diferentes distâncias da superfície dos embalados. As taxas de dose medidas foram comparadas com os resultados de cálculos . Massa, volume e geometria das fases sólidas e líquidas de cada um dos tambores também foram determinadas, uma vez que o teor de água varia amplamente entre diferentes tambores, e são essenciais para estimar as atividades totais em cada tambor.

Palavras-Chave: radioisotopes; cobalt 60; cesium 137; radioactive waste management; radioactive waste disposal; packaging; dose rates; radiation dose distributions; radiation dose units; measuring instruments; kerma; meters; occupational exposure; shields; design; programming; computer codes; administrative procedures

SOUZA, DAIANE C.B. de. Desenvolvimento de método para caracterização de embalados de rejeitos radioativos. Orientador: Ademar Roberto Vicente. 2013. 87 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-24102013-150643. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10540. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A radiocirurgia estereotáxica é um procedimento que trata principalmente lesões intracranianas para destruir células tumorais inacessíveis cirurgicamente. O Gamma Knife® é uma unidade de radiocirurgia estereotáxica que trata lesões exclusivamente cerebrais com feixes de 60Co de forma não-invasiva. De forma a garantir a acurácia na entrega da dose, esse tipo de equipamento necessita de detectores adequados para determinar a dose a ser entregue com exatidão. O protocolo da IAEA, TRS 483, é um guia padronizado para procedimentos dosimétricos e indicação de detectores relativos à dosimetria de referência de campos pequenos usados em feixes de radioterapia. Este trabalho seguiu as recomendações do TRS 483 na dosimetria do Gamma Knife® e foram realizadas medições utilizando duas câmaras de ionização, Exradin A16 e PTW Pinpoint 3D 31016, a alanina como detector de referência e os objetos simuladores indicados pela Elekta, fabricante do Gamma Knife®, sendo um de ABS e outro de Solid Water®. Um objeto simulador de acrílico foi construído, com as mesmas dimensões dos indicados pela Elekta, e implementado na dosimetria de equipamentos Gamma Knife®. A calibração das câmaras de ionização utilizadas foi realizada em um laboratório padrão primário e o coeficiente de calibração obtido foi utilizado no cálculo da dose absorvida na água dessas câmaras. Os estudos e testes dosimétricos realizados com o objeto simulador construído demonstraram resultados próximos aos simuladores existentes. Todos os fatores de correção indicados pelo TRS 483 foram considerados para o cálculo da dose absorvida. Foi constatado que o novo objeto simulador pode ser utilizado na dosimetria de Gamma Knife® e também para calibração de câmaras de ionização de volume pequeno, garantindo uma configuração de dosimetria e calibração similares e proporcionando ao usuário uma calibração próxima à configuração da dosimetria clínica. O projeto e a execução do objeto simulador utilizado neste trabalho visa contribuir para o TRS 483, de forma que seja utilizado na aplicação da dosimetria de Gamma Knife® e na calibração de câmaras de ionização de volume pequeno.

Palavras-Chave: radiant flux density; gamma radiation; radiation dose units; radiation sources; dosimetry; radiation protection; small intestine; phantoms; biological models; nuclear medicine; radiotherapy; surgery; brain

COSTA, NATHALIA A. Desenvolvimento e implementação de um objeto simulador para dosimetria de equipamentos Gamma Knife®. Orientador: Maria da Penha Albuquerque Potiens. 2018. 84 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2018.tde-03072018-095701. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29135. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O ser humano está constantemente exposto a diversas fontes de radiação. Dentre elas, destacam-se as fontes naturais, que atingem a população mundial a uma taxa relativamente constante durante um longo período de tempo. Estima-se que a dose anual média recebida pela população devido às fontes naturais seja de 2,4 mSv a-1. Alguns balneários e spas encontrados pelo mundo são de grande importância quando se consideram os aspectos de proteção radiológica, pois concentram concentrações significativas de radionuclídeos, como por exemplo, o gás 222Rn. Embasado nisto, foi realizada a dosimetria de Rn222 no ar para trabalhadores e indivíduos do público em dois balneários brasileiros, o balneário municipal de Águas de Lindóia no estado de São Paulo e o balneário Thermas Antônio Carlos, na cidade de Poços de Caldas, estado de Minas Gerais. Utilizou-se o método de detecção passiva, com o uso de detectores sólidos de traços do tipo CR-39® (Columbia Resin) inseridos em câmaras de difusão do tipo NRBP® (National Radiological Protection Board). As concentrações de Rn222 no ar variaram de 27 ± 4 Bq m-3 a 16451 ± 298 Bq m-3 para o balneário municipal de Águas de Lindóia e de 35 ± 3 Bq m-3 a 156 ± 4 Bq m-3 para o balneário Thermas Antônio Carlos. Foram considerados três cenários de exposição para a avaliação de dose nos dois balneários. O primeiro cenário corresponde à exposição dos trabalhadores que aplicam os banhos termais nos usuários, o segundo cenário corresponde à exposição dos trabalhadores que realizam manutenções nas fontes termais e o terceiro cenário abrange os frequentadores assíduos dos banhos termais. Os valores de dose efetiva encontrados no balneário municipal de Águas de Lindóia e no balneário Thermas Antônio Carlos, respectivamente, considerando o 1° cenário variam de 0,10 a 0,34 mSv a-1 e 0,17 a 0,33 mSv a-1. Os valores encontrados, considerando o 2° cenário variam de 0,24 a 9,9 mSv a-1 para o balneário municipal de Águas de Lindóia e de 0,03 a 0,09 mSv a-1 para o balneário Thermas Antônio Carlos. Considerando o 3° cenário, os valores de dose encontrados variam de 0,01 a 0,02 mSv a-1 para ambos balneários.

Palavras-Chave: radon 222; natural radioactivity; water reservoirs; air pollution; radiation dose units; radiation detectors; ionization chambers; biological dosemeters; coal; radiation monitoring; dosimetry; brazil

REIS, GUILHERME de L. Dosimetria de 222Rn no ar do balneário municipal de Águas de Lindóia e do balneário Thermas Antônio Carlos. Orientador: Bárbara Paci Mazzilli. 2019. 63 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2019.tde-20092019-112337. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/30188. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A Terapia de Captura de Nêutron por Boro (BNCT) é uma terapia de combate ao câncer bimodal, na qual a energia útil da terapia vem da reação nuclear que ocorre pelo Boro quando irradiado com nêutrons térmicos. No IPEN há uma instalação de pesquisas em BNCT, na qual o feixe de radiação contendo nêutrons é proveniente do reator IEA-R1. Como condição desta terapia é necessário realizar a dosimetria do feixe de radiação, que atualmente é feito com o uso de folhas de ativação, para cálculo do fluxo de nêutrons, e do dosímetro TLD 400, para estimativa da dose gama. Para campos mistos de nêutrons e gamas, a Comissão Internacional de Unidades e Medidas (ICRU) recomenda o uso de dosímetros com sensibilidades distintas para as componentes do feixe, como o caso do par TLD 600 e TLD 700 que apresentam sensibilidades distintas a nêutrons térmicos, devido à diferente quantidade do isótopo 6Li em sua composição, o qual apresenta uma alta seção de choque para nêutrons térmicos. Este trabalho constou da realização de simulações e experimentos visando a implementação da metodologia de dosimetria utilizando o par TLD 600 e TLD 700 e sua comparação com a metodologia atualmente utilizada pelo grupo de pesquisa em BNCT, que utiliza o TLD 400. Portanto, foi realizado um estudo das respostas de cada um destes TLDs a partir de irradiações em diferentes campos e sempre utilizando simulações com o MCNP para fornecer a discriminalização das componentes de dose depositadas em cada TLD. Foram realizadas varias irradiações em campo de gama puro e em campo misto de nêutrons e gamas para o estudo da reprodutibilidade destes TLDs. Este estudo mostrou que mesmo TLDs do mesmo tipo têm sensibilidades distintas, e assim foi criado um Fator de Normalização para cada um dos TLDs, eliminando assim a necessidade de selecionamento. Foi realizado um estudo sobre a diferença das respostas destes TLDs devido à diferentes campos. Este estudo mostrou ser possível estimar o fluxo relativo entre gamas e nêutrons a partir da relação existente entre as duas regiões de interesse dos TLDs 600 e 700. Também foi possível observar que o TLD 700 apresenta resposta para nêutrons, e se a recomendação da ICRU for seguida, a resposta devido à radiação gama será superestimada. Foram obtidas as curvas de calibração dose resposta destes TLDs para campos de gamas puro e campos mistos. Este trabalho propõe o uso desta metodologia com o uso do par TLD 600 e TLD 700, por apresentar maior precisão de resposta frente a atual metodologia que utiliza o TLD 400, porém precauções devem ser tomadas para evitar que a dose gama seja superestimada.

Palavras-Chave: thermoluminescent dosimetry; monte carlo method; neutron capture therapy; thermal neutrons; neutron flux; boron 10; gamma dosimetry; field emission; radiation dose units; measuring instruments; lithium 6; neoplasms; radiation effects; radiotherapy; iear-1 reactor

CAVALIERI, TASSIO A. Emprego do NCNP no estudo dos TLDs 600 e 700 visando a implementação da caracterização do feixe de irradiação na instalação de BNCT do IEA-R1. Orientador: Paulo de Tarso Delledone Siqueira. 2013. 121 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-19112013-135350. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10565. Acesso em: $DATA.

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

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

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

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Abstract: Neste trabalho são apresentados os resultados da caracterização dosimétrica de dois diodos especiais de silício, resistentes a danos de radiação, crescidos pelo método epitaxial com vistas a sua aplicação na monitoração em tempo real de feixes de fótons de qualidades de radiodiagnóstico convencional, mamografia e tomografia computadorizada, no intervalo de tensão de 28 kV a 150 kV. Os dispositivos utilizados, um submetido à pré-dose de 200 kGy de raios gama do 60Co no Centro de Tecnologia das Radiações (CTR) do IPENCNEN/ SP, e outro sem qualquer irradiação prévia, foram processados na Universidade de Hamburgo a partir de uma camada epitaxial com 50 μm de espessura. Apenas para comparação, um diodo de Si crescido por fusão zonal padrão foi também estudado. As irradiações foram realizadas no Laboratório de Calibração de Instrumentos (LCI) do IPEN/CNEN-SP, onde está instalado um gerador de radiação X, Pantak-Seifert, Isovolt 160 HS, cujas qualidades de radiação foram verificadas por câmaras de ionização padronizadas. Os diodos foram ligados a um eletrômetro Keithley 6517B em modo fotovoltaico, com a distância do ponto focal do gerador aos diodos mantida em 1 m. Os principais parâmetros dosimétricos das amostras foram avaliados de acordo com a norma IEC61674. Os coeficientes de calibração dos diodos em termos do kerma no ar também foram determinados. Os diodos apresentaram excelente estabilidade de resposta em curto prazo para as qualidades estudadas, com coeficientes de variação em corrente equivalentes e não superiores a 0,3%. O comportamento das fotocorrentes em função da taxa de dose foi linear para os três dispositivos no intervalo de 0,8 a 77,2 mGy/min. As curvas carga-dose obtidas pela integração dos sinais de corrente tornaram evidente a ausência de dependência energética para feixes de mamografia e de radiodiagnóstico até 70 kV. O diodo epitaxial sem pré-dose apresentou maior sensibilidade em corrente e em carga em relação aos demais, com queda neste parâmetro de 8% após receber dose acumulada de 49 Gy. Até este limite de dose, as correntes de fuga dos dispositivos mantiveram-se estáveis em cerca de 0,4 pA ao longo das irradiações, sendo menores por um fator até 104 em relação às correntes em condição de irradiação. A variação da resposta direcional de ambos diodos para o intervalo de ± 5° foi inferior a 0,1 % e seus coeficientes de calibração para os feixes estudados foram determinados a partir dos padrões de referência do LCI. As alterações das características elétricas das amostras em função de danos de radiação foram também estudadas e não revelaram alteração significativa para tensão de polarização nula. Com base nos resultados obtidos até o presente e considerando as recomendações da norma IEC 61674, pode-se afirmar que diodos epitaxiais sem pré-dose e com pré-dose podem ser empregados de forma confiável na dosimetria de feixes de radiação eletromagnética para imagens médicas até o limite de dose acumulada de 10 Gy e acima de 206 kGy, respectivamente.

Palavras-Chave: silicon diodes; epitaxy; si semiconductor detectors; electron beams; x-ray diffraction; photon beams; dosimetry; radiation dose units; photon computed tomography; on-line measurement systems; image processing

PEREIRA, LILIAN N. Uso de diodos epitaxiais de Si em dosimetria de fótons. Orientador: Josemary Angélica Correa Gonçalves. 2013. 89 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-28012014-081211. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10581. Acesso em: $DATA.

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