Navegação Eventos - Resumos por autor "VALENTIN, JACK"

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  • IPEN-DOC 27011

    KUAHARA, LILIAN ; CORREA, EDUARDO ; POTIENS, MARIA da P. . Activimeter response behaviour analysis related to well depth. In: CLEMENT, CHRISTOPHER (Ed.); VALENTIN, JACK (Ed.); OGINO, HARUYUKI (Ed.); FOOTE, DEVON (Ed.); REYJAL, JULIE (Ed.); OMAR-NAZIR, LAILA (Ed.) INTERNATIONAL CONGRESS OF THE INTERNATIONAL RADIATION PROTECTION ASSOCIATION, 14th, May 9-13, 2016, Cape Town, South Africa. Abstract... The International Radiation Protection Association, 2016. p. 756-756.

    Abstract: The activimeter, instrument used to radionuclide activity measure, consist primarily of a well type ionization chamber coupled to a special electronic device. Its response, after calibration, is shown in units of the activity quantity (Becquerel or Curie). It also has a special holder designed to accommodate all kinds of syringes and vials containing the radiopharmaceuticals. Many factors influence the response of an activimeter such as the volume of the sample, its position inside the activimeter well and the geometry of the vials. The idea of this study is to find the better position inside the well to get the best activity values, positioning the holder in different profundity, simulating a clinical procedure. The reference activimeter used was the Secondary Standard NPL-CRC radionuclide calibrator, traceable to the National Physical Laboratory (NPL), England, taking as reference the depth of 400 mm. Two other activimeters were tested: Capintec, CRC-15BT model with the depth of 170 mm and one CRC-25R model with depth of 257 mm. They all belong to the Instrument Calibration Laboratory of IPEN, São Paulo, Brazil. The measurements were made using three radioactive check sources: Co-57, Ba-133 and Cs-137. Sources readings were taken at various depths inside the ionization chamber well. The results shown maximum variation of 14.28% for Co-57, 11.27% to Ba-133 and 8.8% to Cs-137. All measurements were compared with those values found for the reference depth in each activimeter. The variation found show the necessity of include this kind of determination in all quality control programs that are applied to an activimeter used by a Nuclear Medicine Service.

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  • IPEN-DOC 27035

    TEIXEIRA, MARIA I. ; CALDAS, LINDA V.E. . Optical stimulated luminescence from citrine for high-doses dosimetry. In: CLEMENT, CHRISTOPHER (Ed.); VALENTIN, JACK (Ed.); OGINO, HARUYUKI (Ed.); FOOTE, DEVON (Ed.); REYJAL, JULIE (Ed.); OMAR-NAZIR, LAILA (Ed.) INTERNATIONAL CONGRESS OF THE INTERNATIONAL RADIATION PROTECTION ASSOCIATION, 14th, May 9-13, 2016, Cape Town, South Africa. Abstract... The International Radiation Protection Association, 2016. p. 1343-1343.

    Abstract: In the sterilization of medical and pharmaceutical products, food and flower preservation, and treatment of electrical cables and al-treatments of different materials is used the irradiation process by highdoses because it presents advantages varies.Several Brazilian stone samples were already studied at IPEN for use in radiation dosimetry, using the techniques of thermoluminescence (TL), optical absorption (AO) and optically stimulated luminescence (OSL). Different kinds of glasses and sand from Brazilian beaches were studied at IPEN and showed favorable characteristics for their use for high-dose dosimetry. The possibility of using semi-precious stones from Brazilian as topaz, amethyst and jasper, and jade samples from different parts of the world, have been studied and tested at IPEN, using the technique of thermoluminescence. The objective of this work was to study citrine samples for application in high-dose dosimetry, using the OSL technique. The thermal treatment for reutilization of the materials was 300oC during 1h in an unsealed oven. The samples were irradiated using a Gamma Cell-220 system of 60Co (dose rate of 1.47 kGy/h), with doses from 50 Gy up to 300 kGy. The reproducibility of the OSL response presented a maximum variation coefficient of 5.7%. The lower detection limit was obtained as 350 mGy for the citrine pellets. The results show that the OSL detectors based on citrine may be useful for high-dose dosimetry in industrial processes and in the sterilization process of materials in hospitals.

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  • IPEN-DOC 27010

    POTIENS JUNIOR, ADEMAR ; COSTA, NATHALIA ; CORREA, EDUARDO ; SANTOS, LUCAS ; VIVOLO, VITOR ; POTIENS, MARIA da P. . Tandem KAP meters calibration parameters by Monte Carlo Simulation using reference RQR radiation qualities. In: CLEMENT, CHRISTOPHER (Ed.); VALENTIN, JACK (Ed.); OGINO, HARUYUKI (Ed.); FOOTE, DEVON (Ed.); REYJAL, JULIE (Ed.); OMAR-NAZIR, LAILA (Ed.) INTERNATIONAL CONGRESS OF THE INTERNATIONAL RADIATION PROTECTION ASSOCIATION, 14th, May 9-13, 2016, Cape Town, South Africa. Abstract... The International Radiation Protection Association, 2016. p. 702-702.

    Abstract: The Kerma-area product quantity can be obtained by measurements carried out with a kerma-area product meter (KAP) with a plane-parallel transmission ionization chamber mounted on the X ray system. It is the integral of the air kerma over the area of the X ray beam in a plane perpendicular to the beam axis. This quantity has been important to establish the diagnostic reference levels (DRLs) all over the word. In this work the MCNP5 code was used to calculate the imparted energy in the air cavity of KAP meter and the spatial distribution of the air collision kerma in entrance plan of the KAP meter. From these data, the air kerma-area product (KAP) and the calibration coefficient for the KAP meter were calculated and compared with those obtained experimentally. The X-ray tube was easily modelled as well the complete tandem calibration set up was possible. The spectra of the diagnostic radiology RQR reference qualities measured were used as a source definition in the input card for the Monte Carlo simulation. The clinical KAP meter calibration coefficients were obtained experimentally and by Monte Carlo simulation. The differences between those values were about 2%, except for RQR 10 (5.45%). The uncertainties in Monte Carlo simulation were less than 0.5% in all cases and the FOM (Figure of Merit) was constant for a number of histories of 1 million.

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  • IPEN-DOC 27064

    SAHYUN, ADELIA ; GHOBRIL, CARLOS N.; PEREZ, CLARICE F.; SORDI, GIAN M. . The evaluation of the real alpha value in Brazil and its projection until the year 2050. In: CLEMENT, CHRISTOPHER (Ed.); VALENTIN, JACK (Ed.); OGINO, HARUYUKI (Ed.); FOOTE, DEVON (Ed.); REYJAL, JULIE (Ed.); OMAR-NAZIR, LAILA (Ed.) INTERNATIONAL CONGRESS OF THE INTERNATIONAL RADIATION PROTECTION ASSOCIATION, 14th, May 9-13, 2016, Cape Town, South Africa. Abstract... The International Radiation Protection Association, 2016. p. 444-444.

    Abstract: The real evolution of the alpha value in Brazil has been performed three times in 1993 and 2000 making use of the procedure advised by ICRP and in 2004 making use of the procedure recommended by the IAEA. In both, the first two papers were made various projections for the coming years until 2025. Because of the great social and economic crisis in which the country (Brazil) is going, we decided to reassess the alpha value of our country and compare it with the projections of the two previous papers. Therefor e, we decided to make a dollar correction from that time to the current dollar, comparing the purchasing power from that time to the current. This procedure has shown us the great gap of value in use and that the actual value should be two to three times h igher. By GDP per capita, we could calculate the alpha value updated to various countries including the European Union and compare them with the official value currently in use. In conclusion, we believe that all countries that adopt an alpha value should upgrade it to the present day.

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  • IPEN-DOC 27037

    ROSTELATO, MARIA E.C.M. ; SOUZA, CARLA D. de ; SOUZA, DAIANE C.B. de ; ZEITUNI, CARLOS A. ; TIEZZI, RODRIGO ; COSTA, OSVALDO L. da ; RODRIGUES, BRUNA T. ; MOURA, JOÃO A. ; FEHER, ANSELMO ; SORGATTI, ANDERSON ; MOURA, EDUARDO S. de ; MARQUES, JOSE R. de O. ; SANTOS, RAFAEL M. dos ; KARAM JUNIOR, DIB. Waste management protocols for Iridium-192 sources production laboratory used in cancer treatment. In: CLEMENT, CHRISTOPHER (Ed.); VALENTIN, JACK (Ed.); OGINO, HARUYUKI (Ed.); FOOTE, DEVON (Ed.); REYJAL, JULIE (Ed.); OMAR-NAZIR, LAILA (Ed.) INTERNATIONAL CONGRESS OF THE INTERNATIONAL RADIATION PROTECTION ASSOCIATION, 14th, May 9-13, 2016, Cape Town, South Africa. Abstract... The International Radiation Protection Association, 2016. p. 2038-2038.

    Abstract: Introduction: Brachytherapy is a form of treatment that uses radioactive seeds placed in contact or inside the region to be treated, maximizing the radiation dose inside the targeted areas. Iridium-192 is being used in brachytherapy since 1955. It presents emission energy in the “therapy region” (370keV) and is easily produced in a nuclear reactor (191Ir (n, γ) → 192Ir). Wires are an iridium-platinum alloy with 0.36 mm diameter and they can be cut in any needed length. They can be used in several types of cancer. The linear activity is between 1 mCi/cm (37 MBq/cm) and 4 mCi/cm (148 MBq/cm) with variations of 10% in 50 cm maximum. This activity values classified the treatment and low dose rate (0,4 à 2 Gy/h). The propose of this work is to present a waste management system in a cancer treatment radioactive sources production laboratory. Methodology and Results: The solid waste is previously characterized in the analysis phase. The contaminants are already known and they are insignificant due to their fast half- life. The iridium-192 half-life is 74.2 days, classified as very short half-life waste. The waste activity is adds to 8mCi (2.96x108 Bq) per wire. According to the CNEN-NN 6.08 standard, that presents the discharge levels, the limit is 1 kBq.kg-1 (2.7x10-5 mCi.kg-1). The radioactive waste generated during the I192 wires production has a weakly activity of 9.7 GBq.g-1. According to the standards, this activity is too high to be discarded into the environment. The waste must be managed following the ALARA principal using the R&R (retain e retard) system, that means, temporary storage and posterior discharge. Since every 4 months, maintenance is performed inside the hot cell used for production, the waste must be removed. Using the equation: 𝐴 = 𝐿 λ (1 − 𝑒−λt), the total calculated activity is 1.68 x 1016 Bq and 4.8 g mass at the end of each 4 months period. This amount is stored inside a shielding device that has 212.37 cm3 volume. The waste will take 9.8 years (calculated by 𝐴 = 𝐴0(𝑒−λt)) to decay to the discharge levels. To store 30 devices during 10 years, a space with 6,370 cm3 is necessary. The laboratory has enough space for this storage. Thus, the radioactive waste management can be performed through the R&R (retain and retard) system safely.

    Palavras-Chave: waste management; radioactive materials; radioactive wastes; neoplasms; therapy; iridium 192; radioactive waste management; sealed sources; brachytherapy

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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.

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