Navegação Teses por assunto "radiation transport"

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  • IPEN-DOC 19876

    GERULIS, EDUARDO . Controle de dose em transporte rodoviário de material radioativo / Dose control in road transport of radioactive material . 2013. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 63 p. Orientador: Gian Maria Agostino Angelo Sordi. DOI: 10.11606/T.85.2013.tde-16012014-110059

    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

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  • IPEN-DOC 15637

    MUNIZ, RAFAEL O.R. . Desenvolvimento de um simulador antropomorfico para simulacao e medidas de dose e fluxo de neutrons na instalacao para estudos em BNCT / Development of an anthropomorfic simulator for simulation and measurements of neutron dose and flux in the facility for BNCT studies . 2010. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 89 p. Orientador: Paulo Rogerio Pinto Coelho. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-15082011-082735

    Abstract: A instalação do IPEN para pesquisas em BNCT (Terapia por Captura de Nêutrons em Boro) utiliza o canal de irradiação número 3 do reator IEA-R1, no qual tem-se um campo misto de radiação nêutrons e gama. As pesquisas em andamento necessitam que o campo de radiação, na posição de irradiação de amostra, tenha na composição os nêutrons térmicos maximizados e os componentes de nêutrons epitérmicos, rápidos e radiação gama minimizados. Este trabalho foi desenvolvido com o objetivo de avaliar se o campo de radiação atual na instalação é adequado aos trabalhos em BNCT. Para cumprir com este objetivo, uma metodologia para dosimetria de nêutrons térmicos e radiação gama em campos mistos de altas doses, que não era disponível no IPEN, foi implantada no Centro de Engenharia Nuclear do IPEN, utilizando dosímetros termoluminescentes TLDs 400, 600 e 700. Para as medidas de fluxo de nêutrons térmicos e epitérmicos foram utilizados detetores de ativação de ouro aplicando a técnica de razão de cádmio. Um simulador antropomórfico cilíndrico composto de discos de acrílico foi desenvolvido e testado na instalação e para obter valores teóricos do fluxo de nêutrons e a dose ao longo do simulador antropomórfico foi utilizado o código computacional DOT 3.5. Na posição correspondente a aproximadamente metade do comprimento do cilindro do simulador antropomórfico, foram obtidos os seguintes valores: fluxo de nêutrons térmicos (2,52 ± 0,06).108n/cm2s, epitérmicos (6,17 ± 0,26).107n/cm2s, dose absorvida devido a nêutrons térmicos de (4,2 ± 1,8)Gy e devido a radiação gama (10,1 ± 1,3)Gy. Os valores obtidos mostram que os fluxos de nêutrons térmicos e epitérmicos são adequados para os estudos em BNCT, porém, a dose devido a radiação gama está elevada, indicando que a instalação deve ser aprimorada.

    Palavras-Chave: neutron capture therapy; boron 10; neutron flux; epithermal neutrons; gamma radiation; radiation doses; thermoluminescent dosimetry; simulators; radiation transport; irradiation plants

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  • IPEN-DOC 06878

    YORIYAZ, HELIO . Desenvolvimento de uma metodologia computacional para calculos em dosimetria interna. 2000. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 152 p. Orientador: Adimir dos Santos.

    Palavras-Chave: dosimetry; internal irradiation; nuclear medicine; phantoms; radiation transport; s codes; monte carlo method; spatial dose distributions; mathematical models; computerized tomography

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  • IPEN-DOC 02241

    FANARO, LEDA C.C.B. . Desenvolvimento do codigo blindage para o calculo do transporte de neutrons e gamas em blindagens usando a tecnica remocao-difusao acoplada a. 1984. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 83 p. Orientador: Jose Rubens Maiorino.

    Palavras-Chave: b codes; shielding; radiation transport; radiation transport; point kernels; shielding; radiation transport; b codes

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  • IPEN-DOC 07020

    RIBEIRO, MARTHA S. . Interacao da radiacao laser linearmente polarizada de baixa intensidade com tecidos vivos: efeitos na acelaracao de cicatrizacao tissular em lesoes de pele. 2000. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 184 p. Orientador: Denise Maria Zezell.

    Palavras-Chave: lasers; therapeutic uses; laser radiation; animal tissues; skin; wounds; healing; polarization; radiation transport

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  • IPEN-DOC 06779

    DIAS, ARTUR F. . Metodo PsubN para calculos de blindagem em geometria de multiplacas. 1999. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 139 p. Orientador: Roberto David Martinez Garcia.

    Palavras-Chave: computer calculations; neutral-particle transport; shielding; slabs; geometry; spherical harmonics method; multigroup theory; slowing-down; radiation transport

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  • IPEN-DOC 20742

    CASTRO, VINICIUS A. de . Otimização do feixe de irradiação na instalação para estudos em BNCT junto ao reator IEA-R1 / Optimization of the irradiation beam in the bnct research facility at IEA-R1 reactor . 2014. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 77 p. Orientador: Paulo de Tarso Dalledone Siqueira. DOI: 10.11606/D.85.2014.tde-01042015-145250

    Abstract: A Terapia por Captura de Nêutrons pelo Boro (BNCT) é uma técnica radioterapêutica, que visa o tratamento de alguns tipos de câncer, em que sua energia útil é proveniente da reação nuclear promovida pela incidência de nêutrons térmicos no isótopo de 10B. No Brasil existe uma instalação, localizada junto ao canal de irradiação número 3 do Reator de Pesquisas IEA-R1 do IPEN, que foi projetada para o desenvolvimento de pesquisas em BNCT. Para uma aplicação adequada da técnica é necessário que o feixe de irradiação na posição de amostra, seja composto predominantemente por nêutrons térmicos com reduzida contaminação dos componentes do feixe, correspondente aos nêutrons epitérmicos e rápidos e à radiação gama. Este trabalho tem como objetivo monitorar e avaliar o feixe de irradiação na posição de irradiação de amostras, através do uso de detectores de ativação (folhas de ativação), e a partir de simulações utilizando o código de transporte de radiação, MCNP, avaliar mudanças na instalação, mais especificamente no conjunto de filtros e moderadores, para que se aprimore as condições de irradiação na instalação. O trabalho propos uma nova metodologia de cálculo para estudos de otimização do feixe a partir do recurso de redução de variância presente no MCNP, o wwg (weight window generation). Com os resultados obtidos através da adoção de um conjunto maior de folhas de ativação, foi possível a discriminação experimental do feixe de nêutrons em 5 faixas de energia e concluir que a instalação para estudos em BNCT do IPEN possui fluxo de nêutrons térmicos de 108 n/cm2.s, intensidade suficiente para que os estudos na área possam ser realizados com grande potencial de alteração de suas componentes conforme demanda experimental.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; neutron capture therapy; boron 10; beam holes; radiation transport; irradiation; sample preparation; activation detectors; m codes

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

Autor: Maprelian

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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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