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MESTRADO EM RADIOPROTEÇÃO E DOSIMETRIA - Turma 2011


 

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Curriculo Lattes

ANDRÉ LUIZ DO CARMO LEAL   
Nomes em citações bibliográficas: LEAL, André Luiz Do Carmo; DO CARMO LEAL, ANDRÉ LUIZ

Status: TITULADO
Data: 10/03/2014

Área de Concentração: RADIOECOLOGIA
Orientadora: DEJANIRA DA COSTA LAURIA (IRD/CNEN)

Dissertação: AVALIAÇÃO DA DOSE ASSOCIADA AO USO DO GRANITO EM ESTABELECIMENTO RESIDENCIAL E COMERCIAL

Revisor: CLAUDIO DE CARVALHO CONTI (IRD/CNEN)

Banca Examinadora: DEJANIRA DA COSTA LAURIA (IRD/CNEN) - ELAINE RUA RODRIGUEZ ROCHEDO (IRD/CNEN) - LENE HOLANDA SADLER VEIGA (IRD/CNEN) - THIAGO LOBO FONSECA

Resumo: Muitos estudos com o objetivo de se obter uma estimativa de dose associada ao uso de rochas graníticas como revestimento de piso interior têm aumentado nos últimos anos. Este interesse é desencadeado devido às concentrações de radionuclídeos naturais encontrados nos minerais acessórios que compõem essas rochas, que devido ao decaimento radioativo destes radionuclídeos resulta na exposição radiológica para os ocupantes desses ambientes. Os valores de concentração em 180 amostras de rochas graníticas brasileiras variam em uma faixa ampla de valores: K-40 variando entre 190 e 2300 Bq.kg-1, enquanto Ra-228 (Th-232) varia entre 1,9 e 530 Bq.kg-1 e o Ra-226 (U-238) entre 4,9 a 600 Bq.kg-1. As razões entre Ra-228 e Ra-226 variam entre 0,1 e 43 indicando o forte intemperismo sofrido pelas rochas e cerca de 40% das amostras apresentaram resultados para os índices de atividade gama, de risco interno superiores e o índice rádio equivalente superiores aos respectivos limites de referência, significando que poderiam resultar em risco para a saúde. No entanto, os valores de dose estimados decorrentes do uso de granito em estabelecimentos residenciais e comerciais variaram entre 0,02 mSv/ano a 0,91 mSv/ano e entre 0,006 e 0,25 mSv/ano, respectivamente. Essas doses são fortemente influenciadas pela exposição gama externa, seguida pela dose por inalação de torônio e do radônio. Apenas duas amostras apresentaram os maiores valores de dose externa (0,3 mSv/anono). O maior valor de dose por inalação de Rn-222 foi de 0,08 mSv/ano e de 0,17 mSv/ano para Rn-220. Estes valores estão muito abaixo do nível de dose estabelecido, de 10 mSv/ano. As concentrações de Rn-222 variaram entre 0,09 e 11 Bq.m-3, muito abaixo do valor de referência de 300 Bq/m3. Dentre os parâmetros que mais influenciam nos valores de dose estão o coeficiente de difusão, a taxa de emanação de radônio e, em menor grau, a de renovação do ar interno. As simulações mostraram que os resultados obtidos para dose ficaram abaixo do limite máximo recomendado pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) e pode-se concluir que os índices de referência superestimam as doses, sendo necessária uma revisão das formulações e utilização dos mesmos, uma vez que vem sendo tão amplamente utilizados. Este trabalho propõe um novo índice, baseado nas abordagens adotadas pelo RESRAD BUILD.


 

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CRYSTIAN WILIAN CHAGAS  SARAIVA
Nome em citações bibliográficas: SARAIVA, C. W. C.

Status: TITULADO
Data: 11/03/2014

Área de Concentração: FÍSICA MÉDICA
Orientador: LUIZ ANTONIO RIBEIRO DA ROSA (IRD/CNEN)

Dissertação: ESTUDO DA VIABILIDADE DO USO DE UM SOFTWARE INDEPENDENTE NA IDENTIFICAÇÃO DE MARCADORES FIDUCIAIS EXTERNOS EM SISTEMAS DE LOCALIZAÇÃO ESTEREOTÁTICA UTILIZADOS EM SRS E SRT

Revisor: EDUARDO DE PAIVA (IRD/CNEN)

Banca Examinadora: LUIZ ANTONIO RIBEIRO DA ROSA (IRD/CNEN) - DANIEL ALEXANDRE BAPTISTA BONIFÁCIO (IRD/CNEN) - ALESSANDRO FACURE NEVES DE SALLES SOARES (SEDE/CNEN) - SIMONE COUTINHO CARDOSO (IF/UFRJ)

Resumo: Este trabalho apresenta o desenvolvimento de extensões de software para a identificação de marcadores fiduciais externos, em imagens bidimensionais de tomografia computadorizada, bem como as coordenadas da origem do espaço estereotático definido por esses marcadores fiduciais. O sistema de localização estereotática utilizado como referência nesse estudo foi o CT/X-ray Localizer desenvolvido pela empresa BrainLAB. Esse sistema é utilizado para a aquisição de imagens de tomografia computadorizada – TC, que serão utilizadas em planejamentos de radiocirurgia estereotática – SRS e radioterapia estereotática – SRT. Foi utilizado o software ImageJ como visualizador de imagens por permitir a inserção de extensão de software cujas instruções representam funções matemáticas que auxiliam no delineamento de bordas, além da identificação de formas geométricas em imagens digitalizadas como as de TC. Os operadores utilizados para essas funcionalidades e considerados como base para esse estudo foram o Operador de Canny e a Transformada de Hough Circular, respectivamente. A análise dos resultados apresentou diferenças percentuais de 7,10% para as coordenadas cartesianas (X,Y,Z) de um ponto que pertence à estrutura do CT Localizer e 1,48% para as coordenadas (X,Y) do centro do espaço estereotático definido pelos marcadores fiduciais externos. Nesse estudo, foram avaliados dois outros parâmetros, rotação da imagem de TC e o tamanho dos segmentos de reta que caracterizam a geometria do sistema de localização CT/X-ray Localizer. Os resultados obtidos para esses parâmetros confirmaram a eficiência das extensões de software na caracterização do espaço estereotático.


 

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DANIELA LEÃO GONÇALVES
Nomes em citações bibliográficas: GONÇALVES, D. L.; Goncalves, D. L.; Gonçalves, Daniela Leão; LEÃO, DANIELA

Status: TITULADO
Data: 27/02/2014

Área de Concentração: BIOFÍSICA DAS RADIAÇÕES
Orientador: CARLOS EDUARDO BONACOSSA DE ALMEIDA (IRD/CNEN)
Co-orientadora: LILIAN TEREZINHA COSTA (UFRJ)

Dissertação: IDENTIFICAÇÃO DE RADIOLESÕES NO DNA ATRAVÉS DA ENZIMA ENDONUCLEASE III E ESPECTROSCOPIA DE FORÇA ATÔMICA DE UMA ÚNICA MOLÉCULA

Revisor: BERNARDO MARANHÃO DANTAS (IRD/CNEN)

Banca Examinadora: CARLOS EDUARDO BONACOSSA DE ALMEIDA (IRD/CNEN) - LUIZ TAUHATA (IRD/CNEN) - DANIELLE PEREIRA CAVALCANTI (INMETRO) - PAULO MASCARELLO BISCH (IBCCF/UFRJ)

Resumo: As radiações ionizantes possuem um papel importante tanto na terapia dos diversos tipos de cânceres, quanto sendo um importante agente envolvido no processo de carcinogênese. A interação da radiação com o DNA promove uma alta taxa de lesões, que podem ser detectadas por enzimas de reparo específicas – como a Endonuclease III, capazes de disparar um complexo mecanismo de respostas, resultando na correção dos danos. Uma forma de melhor compreender o desencadear destes mecanismos é a investigação da cinética de ligação destas moléculas, através da medida da constante de dissociação (koff) e da barreira de energia de ligação (Δx). Neste sentido, a espectroscopia de força atômica tem sido usada na caracterização destes processos revelando alta precisão no estudo de forças inter- e intramoleculares e na determinação dos parâmetros termodinâmicos que descrevem a ligação DNA - Endonuclease III. As medidas da constante de dissociação (koff) entre a molécula de DNA irradiada e a proteína mostram uma maior afinidade da proteína pelas moléculas de DNA irradiada com 0.1 Gy quando comparada com a afinidade da proteína pela molécula de DNA não irradiada. No entanto, observamos uma correlação direta entre o aumento da dose e a diminuição da afinidade, embora ainda superior ao controle, a partir de 2 Gy. Nossa hipótese é que altas doses resultam em quebras de dupla fita de DNA, ou outras lesões que não são específicas da proteína Endonuclease III.


 

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DANIELE SANTOS DE SOUSA
Nome em citações bibliográficas: SANTOS, D.

Status: TITULADO
Data: 0703/2014

Área de Concentração: RADIOECOLOGIA
Orientadora: DEJANIRA DA COSTA LAURIA (IRD/CNEN)
Co-orientadora: LIDIA VASCONCELLOS DE SÁ (IRD/CNEN)

Dissertação: RADIONUCLÍDEOS USADOS EM MEDICINA NUCLEAR (131I, 99MTC E 99TC) NO SISTEMA DE ESGOTO E NO AMBIENTE MARINHO DA CIDADE DO RIO DE JANEIRO

Revisor: LUIZ ANTONIO RIBEIRO DA ROSA (IRD/CNEN)

Banca Examinadora: DEJANIRA DA COSTA LAURIA (IRD/CNEN) - CLAUDIA LUCIA DE PINHO MAURICIO (IRD/CNEN) - LUIS FERNANDO BELLIDO BERNEDO (IRD/CNEN) - EDSON RAMOS DE ANDRADE (CTEX)

Resumo: A medicina nuclear é uma especialidade que utiliza radioisótopos com finalidade diagnóstica ou terapêutica. No Brasil existem cerca de 340 Serviços de Medicina Nuclear (SMN) em operação, dos quais 27 estão na cidade do Rio de Janeiro. Os radionuclídeos 131I e 99mTc são os mais utilizados. O 99mTc decai para 99Tc, emissor beta com meia-vida da ordem de 105 anos. O objetivo da pesquisa é estimar as quantidades totais de 99Tc e 131I liberados pelos SMN, os caminhos percorridos, a dispersão no ambiente e o impacto radiológico para as comunidades e para a biota expostas a esses radionuclídeos. A Estação Alegria recebe a maior parte dos esgotos das clínicas do Rio de Janeiro e por isso foi eleita como estudo de caso. A estação recebe aproximadamente 4,50x105 Bq/ano de 99Tc e 7,12x1012 Bq/ano de 131I. Após passar por etapas de separação, aeração e decantação, o efluente é lançado no Canal do Cunha seguindo para a Baia de Guanabara. Para avaliação do impacto radiológico fez-se um estudo comparativo entre três modelos computacionais: o CROM, que é baseado em um modelo da IAEA, o PC-CREAM, muito utilizado pela União Europeia e o GENII, que é o modelo mais utilizado nos Estados Unidos. Dois cenários de exposição foram considerados: 1- banho de pessoas diretamente na descarga do efluente; 2- comunidade morando a 1200 metros do local, que toma banho nas águas do rio e consome pescado do local. Foram estimados valores de concentração e doses para os cenários de acordo com a aplicabilidade de cada código computacional. Os valores da dose para o banho no ponto de descarga foram de 7,47x10-6 mSv para 131I e 2,87x10-14 mSv para 99Tc, enquanto para o cenário II o valor da dose total foi da ordem de 10-1 mSv/ano para o 131I e 10-10 mSv/ano para o 99Tc, e o consumo de peixe é responsável por grande parte da dose. Uma análise por espectrometria gama foi feita para determinação da concentração de 131I em amostras que foram coletadas na estação de tratamento. O 99mTc foi detectado de forma qualitativa em amostras de afluente, lodo e efluente e o 131I foi detectado apenas no lodo com o valor de 9,03 Bq/kg, o que resultaria numa dose para o trabalhador de 4,33x10-5 mSv/a. O impacto das liberações na biota indicou o zooplâncton como a espécie que recebe a maior dose (2,35 μGy/ano). Os resultados obtidos pelas análises dos afluentes-lodo-efluentes da estação, embora em número insuficiente para uma afirmação mais assertiva, indicam que os dados para as estimativas podem ter sido superestimados: ou as clínicas não utilizam toda a atividade autorizada, ou perdas significantes de radionuclídeos no sistema de esgoto podem ocorrer. De acordo com os resultados, a liberação de medicamentos radiofarmacêuticos descarregados no Canal do Cunha não seria uma prática isenta. No entanto, um maior número de amostragem colaboraria para dirimir dúvidas quanto a isto.


 

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ÉRICA DE ARAUJO LIMA DE ANDRADE
Nome em citações bibliográficas: LIMA, E. A.

Status: TITULADO
Data: 14/03/2014

Área de Concentração: METROLOGIA
Orientador: JOSÉ UBIRATAN DELGADO (IRD/CNEN)
Co-orientador: AKIRA IWAHARA (IRD/CNEN)

Dissertação: RASTREABILIDADE DAS MEDIÇÕES DO I-123 E F-18 REALIZADAS NOS ATIVÍMETROS DOS SISTEMAS DE PRODUÇÃO DE RADIOFÁRMACOS DO INSTITUTO DE ENGENHARIA NUCLEAR

Revisor: PEDRO PACHECO DE QUEIROZ FILHO (IRD/CNEN)

Banca Examinadora: JOSÉ UBIRATAN DELGADO (IRD/CNEN) - CLAUDIO DE CARVALHO CONTI (IRD/CNEN) - CARLOS JOSE DA SILVA (IRD/CNEN) - JULIO CEZAR SUITA (IEN/CNEN)

Resumo: Os radiofármacos estão cada vez mais sendo utilizados em procedimentos de diagnóstico e terapia das doenças que mais afetam a população. Desde 2008, os radiofármacos foram designados como medicamentos, sendo regulamentados pela Agência Nacional de Vigilância Sanitária (ANVISA). Esta exige que todos os radiofármacos, para serem comercializados, sejam registrados pelos Centros Produtores de Radiofármacos (CPR). Para obter o Registro, os CPR precisam obter a certificação de Boas Práticas de Fabricação (BPF), estabelecidas nas Resoluções RDC 63/09 e RDC 17/10. Estas resoluções apresentam diversos aspectos e requisitos a serem controlados, através de um Programa de Garantia da Qualidade, que se aplicam à produção e controle de qualidade do radiofármacos para garantir que o produto final cumpre os critérios de qualidade necessários ao uso seguro. A produção de radiofármacos do Instituto de Engenharia Nuclear é uma das pioneiras no Brasil, suas instalações foram construídas na década de 70 e iniciou suas atividades na década de 80, ou seja, muito antes da criação das leis que regulam a comercialização dos radiofármacos. Por isso o processo produtivo e instalações do IEN não foram criados de forma adequada aos princípios de BPF. No entanto, esta produção vem sofrendo uma série de transformações para obter o Registro para I-123 e F-18. Um dos processos que necessitava de adequação era a medição de Atividade destes radionuclídeos presentes nas frações de radiofármacos. A instrumentação utilizada com essa finalidade não estava rastreada aos padrões nacionais de referência. Assim, este trabalho propõe adequar o processo de medição de Atividade ao requisito estabelecido pela norma que exige a calibração e verificação periódica dos instrumentos críticos. Os Ativímetros, câmaras de ionização tipo poço, são utilizados em CPR e Serviços de Medicina Nuclear para medição da Atividade. A eficiência das medições nestes instrumentos depende de fatores geométricos e do esquema de decaimento dos radionuclídeos. Os Ativímetros do IEN passaram por adaptações nos arranjos de medição, e não reproduzem as condições recomendadas pelo fabricante. Para superar estes efeitos, neste trabalho, primeiramente, foram determinadas as posições ideais de medição de atividade para F-18 e I-123, por meio de simulação no código de Monte Carlo MCNP-5. Em seguida, foram estabelecidos procedimentos de comparação de medições de Atividade com o Laboratório Nacional de Metrologia das Radiações Ionizantes. O estabelecimento da viii equivalência metrológica para Atividade foi alcançada por meio da determinação dos fatores de correção, os quais asseguraram a rastreabilidade aos Ativímetros. Foram estimadas as incertezas associadas às medições de atividade do F-18 e I-123. Por último, foi realizado o teste de avaliação de desempenho segundo a norma ABNT NBR ISO/IEC 17043:2011. Os resultados da simulação mostraram que as posições ideais de medição do I-123 e F-18 localizam-se, respectivamente, a 10 e a 8 cm de distância do fundo do poço do ativímetro, para os sistema de medição do IEN. A partir dos resultados de comparação com LNMRI, foram obtidos os fatores de correção para as medições de Atividade do I-123 e para F-18. As incertezas expandidas estimadas para essas medições foram 3,0% e 2,0% (k=1) para I-123 e F-18, respectivamente. Quanto ao teste de avaliação de Desempenho, ambos os Ativímetros apresentaram resultado satisfatório.


 

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ETIELI CAMARGO DA COSTA
Nomes em citações bibliográficas: COSTA, E. C.; DA COSTA, ETIELI C.

Status: TITULADO
Data: 14/03/2014

Área de Concentração: FÍSICA MÉDICA
Orientador: LUIZ ANTONIO RIBEIRO DA ROSA (IRD/CNEN)

Dissertação: AVALIAÇÃO DA DOSE ABSORVIDA NO FETO NOS TRATAMENTOS DE RADIOTERAPIA DE PACIENTES GRÁVIDAS

Revisor: PEDRO PACHECO DE QUEIROZ FILHO (IRD/CNEN)

Banca Examinadora: LUIZ ANTONIO RIBEIRO DA ROSA (IRD/CNEN) - LUCIANA TOURINHO CAMPOS (LCR/UERJ) - CELIA MARIA CAMPOS COUTINHO (IRD/CNEN) - EDUARDO DE PAIVA (IRD/CNEN)

Resumo: A cada ano, uma quantidade considerável de mulheres grávidas precisa ser submetida a procedimentos de radioterapia para combater tumores malignos. O Grupo Tarefa 50 da AAPM publicou dados e técnicas para estimar a dose no feto resultante do tratamento da mãe com feixes de fótons. Ademais, é possível o uso de blindagem e a procura do posicionamento apropriado do feixe de modo a que a dose potencial para o feto possa ser minimizada. Neste trabalho, o tratamento do câncer de cabeça e pescoço e o tratamento do câncer de mama de uma gestante foram simulados. A paciente foi simulada por um simulador antropomórfico Alderson feminino e a dose absorvida para o feto foi avaliada utilizando dosímetros termoluminescentes tipo micro-rod, TLD-100, e câmara de ionização em duas condições, ou seja, protegendo o abdômen da paciente com uma camada de chumbo de 7 centímetros e não utilizando proteção alguma para o abdômen. O objetivo deste experimento foi avaliar a eficiência da proteção do abdômen na redução da dose absorvida no feto. Foram realizadas irradiações num acelerador linear Trilogy, usando raios-X de 6 MV. Uma dose total de 50 Gy foi entregue ao volume alvo em ambos os tratamentos. Considerando-se o tratamento de cabeça e pescoço, as doses avaliadas com TLD, com e sem a proteção de chumbo, foram, respectivamente, 0,52 e 0,81 cGy, correspondendo a uma redução da dose de 41%. Para o tratamento da mama, as doses avaliadas com e sem a proteção de chumbo foram, respectivamente, 0,81 e 2,01 cGy , o que corresponde a uma redução da dose de 59 %. Os valores de dose 0,52 e 0,81 cGy estão dentro da zona de tolerância biológica para o feto.


 

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FERNANDO PAROIS JAPIASSÚ
Nome em citações bibliográficas: Japiassú, F.P

Status: TITULADO
Data: 11/07/2013

Área de Concentração: FÍSICA MÉDICA
Orientador: ALESSANDRO FACURE NEVES DE SALLES SOARES (IRD/CNEN)
Co-orientador: LUIZ ANTONIO RIBEIRO DA ROSA (IRD/CNEN)

Dissertação: LEVANTAMENTO DE PARÂMETROS DE CÁLCULOS DE BLINDAGENS DE SALAS DE RADIOTERAPIA UTILIZADOS NO PAÍS E SEU IMPACTO NAS METODOLOGIAS DE CÁLCULO EXISTENTES

Revisor: EDUARDO DE PAIVA (IRD/CNEN)

Banca Examinadora: ALESSANDRO FACURE NEVES DE SALLES SOARES (IRD/CNEN) - DENISON DE SOUZA SANTOS (IRD/CNEN) - MARIA HELENA DA HORA MARECHAL (SEDE/CNEN) - SIMONE COUTINHO CARDOSO (IF/UFRJ)

Resumo: Ao projetar salas de tratamentos de radioterapia, as dimensões das barreiras são estabelecidas com Base em metodologias de cálculo americanas, especificamente relatórios da NCRP Nº 49, Nº 51 e, mais recentemente, a NCRP Nº 151. Estes cálculos se baseiam em parâmetros que refletem as previsões de tratamentos a serem realizados no interior da sala, a qual, por sua vez, reflete a realidade específica de cada país. Existe, no entanto, uma variedade de técnicas modernas de radioterapia, tais como radioterapia de intensidade modulada (IMRT), irradiação de corpo inteiro (TBI) e radiocirurgia (RCE), em que os doentes são tratados de uma maneira muito diferente do que durante os tratamentos mais convencionais. Essas modificações no tratamento não são levadas em conta pela metodologia de cálculo de blindagens tradicional, podendo acarretar em salas de tratamento mal projetadas. A fim de estabelecer uma comparação entre a metodologia utilizada no calculo de blindagem projeto e a realidade dos tratamentos realizados no Brasil, duas instalações de radioterapia foram selecionados, ambas fazendo uso de técnicas de tratamento tradicionais e modernas, como descrito acima. Dados relativos aos tratamentos realizados durante um período de seis (6) meses de operação em ambas as instituições foram coletados. Baseado nestas informações, um novo conjunto de parâmetros de utilização, necessários para a concepção de blindagem, foram estabelecidos. Isto permitiu um novo cálculo da espessura das barreiras. A espessura da barreira resultante desse cálculo foi então comparada com a espessura da barreira proposta no projeto de blindagem, aprovado pela autoridade reguladora. Em primeiro lugar, referente à instalação pública, a espessura de todas as barreiras primárias propostas no projeto de blindagem são maiores do que a espessura resultante a partir de cálculos baseados em parâmetros observados na rotina. Em segundo lugar, relativo à instalação particular, os dados mostram que as espessuras de três das quatro barreiras primárias descritas no projeto são maiores do que a espessura resultante de cálculos com base nas condições de funcionamento atuais. Quando as espessuras das barreiras secundárias foram calculadas com base nas médias dos tratamentos realizados nos primeiros seis meses de 2011, os resultados ficaram abaixo das espessuras propostas no projeto de blindagem da instalação pública. No entanto, os dados que refletem as situações mais extremas observadas na rotina mostram que a espessura proposta no projeto de blindagem não atende aos requisitos de proteção. Na instalação privada, estimativas conservadoras foram utilizadas na concepção do projeto de blindagem, o que resultou em espessuras de barreiras adequadas para condições de funcionamento normais e extremas. De fato, as espessuras de barreira construídas são, em média, 31 centímetros maior espessura maior do que a exigida pelos dados baseados na rotina. A espessura da barreira primária resultante a partir de cálculos baseados na rotina de utilização sustenta a hipótese de que há uma redução da necessidade de espessura da barreira primária em instalações que utilizam técnicas modernas de radioterapia, em contraponto aos requisitos de espessura primária de instalações que utiliza apenas técnicas de tratamento convencionais. A hipótese de um aumento das necessidades de espessura para barreiras secundárias das instalações que utilizam IMRT foi confirmada pelos dados obtidos da instalação pública. Os resultados obtidos da instalação particular denotam que a adição de fatores conservadoras no método de cálculo tem um potencial de produzir barreiras adequadas para ambas as condições, médias e extremas, de utilização do acelerador. No entanto, o aumento dos custos correspondentes deve ser considerado.


 

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FILLIPE MACHADO DE JESUS
Nomes em citações bibliográficas: JESUS, F. M.; DE JESUS, FILLIPE M.

Status: TITULADO
Data: 11/03/2014

Área de Concentração: FÍSICA MÉDICA
Orientadora: SIMONE KODLULOVICH RENHA (IRD/CNEN)

Dissertação: PROJETO PILOTO PARA O ESTABELECIMENTO DE NÍVEIS DE REFERÊNCIA DE DIAGNÓSTICO EM TOMOGRAFIA COMPUTADORIZADA PEDIÁTRICA NO MUNICÍPIO DO RIO DE JANEIRO

Revisora: LÍDIA VASCONCELLOS DE SÁ (IRD/CNEN)

Banca Examinadora: SIMONE KODLULOVICH RENHA (IRD/CNEN) - JOSE GUILHERME PEREIRA PEIXOTO (IRD/CNEN) - RICARDO TADEU LOPES (UFRJ) - LARISSA CONCEICAO GOMES OLIVEIRA (DASA)

Resumo: A Tomografia Computadorizada (TC) é um importante método de diagnóstico por imagem, sendo amplamente utilizado em todo o mundo. Entretanto, esta importante ferramenta de diagnóstico têm levado a um Aumento considerável na frequência de exames, muitas vezes sem a devida justificação clínica. Consequentemente, a tomografia é um dos procedimentos de diagnóstico que mais contribui para a dose coletiva. Estudos científicos demonstram que em procedimentos pediátricos a preocupação deve ser ainda maior. Apesar do conhecimento de que estes pacientes apresentam maior radiossensibilidade e maior expectativa de vida, os protocolos dos exames não são otimizados e são aplicados os protocolos de adulto. Além disto, um estudo recente realizado nos Estados Unidos demonstrou que um terço dos exames não estava justificado. O objetivo deste trabalho foi realizar um estudo piloto dos indicadores de dose em TC pediátrica, em quatro hospitais, a fim de verificar a viabilidade do estabelecimento de níveis de referência de diagnóstico para o município do Rio de Janeiro. Os descritores de dose foram estimados a partir da dosimetria do feixe aplicando-se os protocolos utilizados em cada exame. A amostra total de pacientes incluiu 358 crianças de diferentes faixas etárias. Os resultados observados nos exames de tronco inteiro (tórax de rotina, abdome superior e pelve) e nos exames de abdome superior, da Instituição A, para os pacientes da faixa etária de 5-10 anos, indicaram que os valores de mAs utilizados não estavam devidamente selecionados para os índices de massa corporal dos Pacientes, apresentando, entretanto, conformidade com os níveis de referência do Reino Unido. No caso das tomografias de crânio e de tórax de rotina na Instituição B, apesar dos pacientes da faixa etária de 5-10 anos terem apresentado conformidade com os níveis de referência do Reino Unido, os valores utilizados de kV e de mAs, em alguns exames, também demonstraram ser inapropriados para as características dos pacientes. Resultado similar foi observado nos exames de crânio e nos exames de tórax de alta resolução dos pacientes neonatos, na Instituição D. Para exames de crânio e exames de tórax de rotina, da faixa etária de 1-5 anos, foi na Instituição B que foram verificados os menores valores de DLP. Este resultado foi em decorrência dos menores valores de CTDIvol encontrados na mesma. As comparações de valores de DLP entre as instituições, para cada faixa etária em cada tipo de exame, também permitiram verificar uma diferença média de 2248% dos valores da Instituição A em relação aos valores da Instituição D nos exames de tórax de alta resolução da faixa etária de 5-10 anos. Estes resultados indicam que poucos esforços estão sendo dedicados à radioproteção em tomografia computadorizada pediátrica, que há um potencial alto de otimização e que para estabelecer as boas práticas tomográficas é essencial a determinação de níveis de referência de diagnóstico.


 

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GUILHERME AUGUSTO NASCIMENTO SOBRINHO
Nome em citações bibliográficas: SOBRINHO, G. A. N.

Status: TITULADO
Data: 13/03/2014

Área de Concentração: RADIOECOLOGIA
Orientadora: MARIA ANGELICA VERGARA WASSERMAN (IRD/CNEN)

Dissertação: ESTUDO DA SORÇÃO E DA CONTRIBUIÇÃO DA TROCA IÔNICA NA DINÂMICA DO 137Cs EM SOLOS ALTAMENTE INTEMPERIZADOS

Revisor: JOSÉ GUILHERME PEREIRA PEIXOTO (IRD/CNEN)

Banca Examinadora: MARIA ANGELICA VERGARA WASSERMAN (IRD/CNEN) - ELAINE RUA RODRIGUEZ ROCHEDO (IRD/CNEN) - DANIEL VIDAL PEREZ (EMBRAPA) - LUIS FERNANDO BELLIDO BERNEDO (IRD/CNEN)

Resumo: O presente trabalho investigou a cinética e a reversibilidade da sorção do 137Cs em solos altamente intemperizados, por intermédio do levantamento da isoterma de sorção e da extração com três concentrações do reagente tiouréia de prata (AgTU). Para tal, quatro solos foram selecionados e coletados de lisímetros instalados na área experimental do Laboratório de Radioecologia Tropical do IRD, tendo em vista sua mineralogia e pedogenética. Foram tomadas três amostras de solos de origem tropical, pertencentes às classes Argissolo (ARG), Latossolo vermelho amarelo (LVA) e Latossolo vermelho (LV), e uma de solo de origem subtropical, pertencente à classe Nitossolo (NIT). O ajuste dos modelos de partição constante de Langmuir e de Freundlich aos dados experimentais foi avaliado por duas abordagens: (1) uma &#8213;tradicional&#8214;, baseada nos coeficientes de correlação (R) e de determinação (R²); e (2) uma &#8213;teórico-informativa&#8214;, baseada no Critério de Informação de Akaike Corrigido (AICc) Este estudo permitiu evidenciar que embora o 137Cs tenha alta afinidade pelo solo, posto que em menos de 24h todas as amostras tenham atingido o equilíbrio de sorção (66 a 97 % de sorção), boa parte da concentração sorvida permanece facilmente remobilizável (40 a 73 % de dessorção), em termos de uma única extração com 0,05 mol.L-1 de AgTU, e que esta reversibilidade parece ser diretamente proporcional à capacidade sortiva dos solos estudados para o 137Cs. Este estudo também permitiu evidenciar que, para quatro tipos de solo altamente intemperizados, distintos quanto à mineralogia, e para concentrações consideravelmente baixas do radionuclídeo, o modelo de partição constante não foi adequado à descrição dos dados de sorção. A modelagem matemática que melhor descreveu os dados de sorção para os quatro solos estudados foi a equação de Langmuir (R² > 0,95). A análise multimodelo não possibilitou generalizações para todos os solos estudados. Os três modelos avaliados forneceram boas aproximações da realidade para o ARG, o LVA e o NIT (&#916;AICc < 9,0). Para o LV, o modelo de Freundlich (&#916;AICc = 0,0) foi a melhor aproximação. Os resultados indicam para a possibilidade do uso da abordagem &#8213;tradicional&#8214; para avaliar o poder descritivo dos modelos, e a abordagem &#8213;teórico-informativa&#8214; para avaliar o poder preditivo do modelo. Não obstante, os valores Kdi(Cs-137) aqui reportados não devem ser ignorados. Estes valores evidenciaram a alta radiovulnerabilidade dos solos altamente intemperizados, e apontaram para a necessidade do levantamento de valores regionais para alimentar os modelos radioecológicos de previsão de dose. Mesmo que estes valores não descrevam a cinética de sorção deste radionuclídeo para os solos estudados, seu significado físico torna possível usá-lo para alimentar tais modelos, não obstante às incertezas associadas ao processo.


 

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ROSANE MOREIRA RIBEIRO
Nomes em citações bibliográficas: RIBEIRO, R. M.; RIBEIRO, R M; RIBEIRO, ROSANE MOREIRA

Status: TITULADO
Data: 20/12/2013

Área de Concentração: BIOFÍSICA DAS RADIAÇÕES
Orientador: DENISON DE SOUZA SANTOS (IRD/CNEN)
Co-orientador: PEDRO PACHECO DE QUEIROZ FILHO (IRD/CNEN)

Dissertação: AVALIAÇÃO DE GRANDEZAS OPERACIONAIS NA MONITORAÇÃO INDIVIDUAL DE NÊUTRONS POR SIMULAÇÕES DE MONTE CARLO COM O CÓDIGO GEANT4

Revisor: LUIZ TAUHATA (IRD/CNEN)

Banca Examinadora: DENISON DE SOUZA SANTOS (IRD/CNEN) - JOHN GRAHAM HUNT (IRD/CNEN) - WALSAN WAGNER PEREIRA (IRD/CNEN) - ADEMIR XAVIER DA SILVA (COPPE/UFRJ)

Resumo: Coeficientes de conversão de fluência para equivalente de dose fornecem a base para calibração de monitores de área. Recentemente, a ICRP começou uma revisão desses coeficientes, incluindo novos códigos de Monte Carlo para aferição de resultados (benchmarking). Pouca informação está disponível sobre transporte de nêutrons abaixo de 10 MeV em tecido equivalente com o código de Monte Carlo GEANT4. O objetivo deste trabalho é a avaliação de grandezas operacionais com o cálculo de Coeficientes de conversão para nêutrons utilizando o código de Monte Carlo GEANT4. A incidência de nêutrons monoenergéticos foi simulada com um campo expandido e alinhado, com energias que variam dos nêutrons térmicos até 10 MeV na esfera da ICRU (76,2% de oxigênio, 10,1% de hidrogênio, 11,1% de carbono e 2,6% de nitrogênio). Para uma dada energia incidente é utilizado um volume sensível cilíndrico que é colocado na esfera da ICRU a uma profundidade de 10 mm da superfície no raio que se opõem à direção do campo alinhado. A grandeza equivalente de dose ambiente, H(10), é calculada, já que é a principal grandeza operacional para monitoração de área, assim como outras grandezas que utilizam a esfera da ICRU. Para os cálculos da grandeza equivalente de dose individual foi utilizado o paralelepípedo (slab), implementado neste trabalho com o mesmo material da esfera, mesmo volume sensível e com dimensões de 15 x 30 x 30 cm3. O coeficiente de conversão de fluência para equivalente de dose ambiente para fótons H(10)/f foi calculado para fins de benchmarking, assim como a fluência de nêutrons. Processos físicos são descritos para nêutrons, fótons e partículas carregadas, e é feita a propagação dos nêutrons e das partículas secundárias que chegam nesse volume sensível para o cálculo. Os resultados obtidos são comparados com valores publicados pela ICRP 74 e por outros autores. Um comparação entre as duas versões mais recentes do GEANT4 (9.5 e 9.6) foi realizada. O Geant4 mostrou-se apropriado para calcular os coeficientes de conversão de fluência em equivalente de dose para nêutrons e fótons em energias de até 10 MeV.


 

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THALIS LEON DE ÁVILA SAINT´YVES
Nome em citações bibliográficas: SAINT'YVES, T. L. Á.

Status: TITULADO
Data: 27/02/2014

Área de Concentração: RADIOECOLOGA
Orientadora: DEJANIRA DA COSTA LAURIA (IRD/CNEN)
Co-orientador: EDSON RAMOS DE ANDRADE (CTEX)

Dissertação: POTENCIAIS IMPACTOS AMBIENTAIS E RISCOS PARA A SAÚDE HUMANA DECORRENTES DE EXPLOSÃO DE UM DISPOSITIVO DE DISPERSÃO RADIOLÓGICA (RDD)

Revisora: LÍDIA VASCONCELLOS DE SÁ (IRD/CNEN)

Banca Examinadora: DEJANIRA DA COSTA LAURIA (IRD/CNEN) - ELAINE RUA RODRIGUEZ ROCHEDO (IRD/CNEN) - CLAUDIO DE CARVALHO CONTI (IRD/CNEN) - HELIO DE CARVALHO VITAL (CTEX/IME)

Resumo: Este trabalho busca retratar um caso de estudo considerando um atentado terrorista que utiliza uma explosão de um dispositivo RDD contendo 137Cs. O cenário escolhido foi a região do Riocentro, na cidade do Rio de Janeiro, por ser um local de grande concentração de pessoas além de estar próximo, tanto de áreas rurais como de urbanas. Foram feitas simulações com o software HotSpot Health Physics para estimar as doses equivalentes efetivas totais (TEDE) para a população no local do evento, bem como as contaminações no solo. Os resultados das doses efetivas foram usados como entradas para análises de riscos de indução de leucemia por meio de modelos matemáticos do BEIR V, onde se obteve como resultado que, para uma distância de aproximadamente 100 m do local da explosão haveria um risco máximo de até 76 vezes a linha de base para detrimento para a morbidade, variando de acordo com fatores como distância do ponto de explosão, idade e tempo de latência de aparecimento do efeito. Os resultados relativos à contaminação no solo foram usados como entrada para o código RESRAD a fim de avaliar os possíveis impactos nos diferentes compartimentos ambientais. De acordo com a simulação matemática, verificou-se que a via principal de exposição é a radiação gama externa, contribuindo para a dose efetiva total com um percentual acima de 99%, sendo esta a principal via a ser remediada. Os demais compartimentos não seriam significantemente afetados, embora a carne de vaca de origem local poderia ser contaminada com valores superiores ao nível de ação. Os resultados mostraram que a concentração no solo de 74 Bq/g de 137Cs seria equivalente ao nível de dose de 20 mSv/ano, o nível máximo de dose para indivíduos preconizado pelo GSR para situações existentes, o que resultaria na necessidade de remediar uma região com aproximadamente 11 km de comprimento, em relação ao ponto de dispersão. Estes resultados evidenciam a importância de uma metodologia rápida e eficiente para dar suporte à tomada de decisão em situações pós-emergências radiológicas, contribuindo para apontar indivíduos do público que devam ser monitorados ao longo do tempo pois podem vir desenvolver doenças. Além disto, a metodologia descrimina os meios a serem remediados, os produtos alimentícios do local que podem ser consumidos e estima a área a ser remediada, além do nível do radionuclídeo que pode permanecer no local após remediação.


 

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VANESSA DE BONIS DANTAS
Nomes em citações bibliográficas: DE BONIS, V.; DANTAS, V.D.B.

Status: TITULADO
Data: 10/03/2014

Área de Concentração: RADIOECOLOGIA
Orientador: ALMIR FARIA CLAIN (IRD/CNEN)

Dissertação: PRODUÇÃO DE SOLO RADIOATIVO CANDIDATO A MATERIAL DE REFERÊNCIA PARA ANÁLISES QUÍMICAS DE URÂNIO E TÓRIO

Revisor: LUIZ TAUHATA (IRD/CNEN)

Banca Examinadora: ALMIR FARIA CLAIN (IRD/CNEN) - JOSÉ UBIRATAN DELGADO (IRD/CNEN) - ADELAIDE MARIA GONDIN DA FONSECA (IRD/CNEN) - ALFREDO VICTOR BELLIDO BERNEDO (UFF)

Resumo: Vários Materiais de Referência são produzidos no Brasil por várias Instituições em diversas áreas. Na área de materiais radioativos a produção desses Materiais é praticamente zero. O estudo aqui proposto visa produzir um solo candidato a Material de Referência radioativo para a análise química de urânio e tório. O Material de Referência aqui proposto poderá ser usado como ferramenta para validação de métodos, em calibração de equipamentos, em trabalhos de rotina para análise de urânio e tório e em programas de controle na área ambiental. O solo coletado para a produção do Material de Referência teve origem na Cidade de Poços de Caldas, onde existem afloramentos de minérios contendo urânio e tório. O processamento do solo passou pelas etapas tradicionais de preparação: secagem, moagem, peneiramento, homogeneização, envase e esterilização. Os testes estatísticos utilizados para verificação de tendência, homogeneidade, estabilidade e caracterização seguiram os princípios da ISO GUIDE 35. A caracterização dos analitos de interesse, urânio e tório, foi feita através de um estudo colaborativo envolvendo diversos laboratórios nacionais. A técnica de análise química utilizada para obtenção dos diversos testes aplicados foi a análise por ativação neutrônica instrumental. Todas as etapas da preparação foram concluídas, com exceção do teste de estabilidade a longo prazo, que tem previsão de término em breve. Com a avaliação parcial dos resultados obtidos e com a conclusão do teste de estabilidade a longo prazo há possibilidade de que o solo preparado seja considerado Material de Referência Certificado.


 

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WILLY DE VASCONCELLOS BENTO
Nome em citações bibliográficas: BENTO, Willy. Vasconcellos.

Status: TITULADO
Data: 27/02/2014

Área de Concentração: METROLOGIA
Orientador: CLAUDIO DE CARVALHO CONTI (IRD/CNEN)

Dissertação: DETERMINAÇÃO DOS COEFICIENTES DE ATENUAÇÃO GAMA PARA O CONCRETO AUTO-ADENSÁVEL FIBROSO

Revisor: DANIEL ALEXANDRE BAPTISTA BONIFÁCIO (IRD/CNEN)

Banca Examinadora: CLAUDIO DE CARVALHO CONTI (IRD/CNEN) - JOSE GUILHERME PEREIRA PEIXOTO (IRD/CNEN) - CESAR MARQUES SALGADO (IRD/CNEN) - LUIS FERNANDO DE OLIVEIRA (IRD/CNEN)

Resumo: O estudo ora apresentado avalia a aplicação do uso de um concreto de alto desempenho para o desenvolvimento de blindagens das radiações ionizantes em instalações radioativas ou nucleares, em detrimento ao concreto convencional, devido as suas características de auto adensabilidade e de possuir fibras de aço em sua composição. Os materiais utilizados foram corpos de provas de concreto Auto adensável Fibroso (CAAF), produzidos por ocasião do trabalho de Doutorado na COPPE/UFRJ, pelo D.Sc. Ederli Maragon (2011), uma fonte de Césio 137 (137Cs) e uma fonte de Cobalto (60Co) com atividade de 0,42 TBq e 0,0016 TBq e um detector de Germânio Hiperpuro com eficiência relativa de 20% (HPGe 20%), para a avaliação experimental do coeficiente de atenuação linear em massa. Para a simulação de outras energias e determinação da curva de atenuação, foi utilizado o Código de Monte Carlo para Fótons e Neutrons (MCNP). Em laboratório, foi realizado a preparação, resfriamento com nitrogênio líquido e a calibração do detector de HPGe, colimação e posicionamento da fonte de 137Cs e 60Co separadamente e realizado diversas medições nos corpos de prova, para avaliar o coeficiente linear em massa do CAAF. Em uma segunda etapa foram comparados os dados experimentais com a simulação realizada com MCNP, e a determinação da curva de atenuação do CAAF. Na sequência dos trabalhos, os resultados das medições e simulação foram comparados com os valores apresentados no trabalho de Doutorado da Isabel Cristina Poquet Salinas D.Sc. (2006), para o concreto convencional. O trabalho por fim objetiva disponibilizar os dados deste concreto especial, para emprego em projetos de blindagem à radiação, oferecendo soluções para diversas questões da atualidade especialmente na área de física médica.


     



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