| Monitoring of Atmospheric Emission of Alpha Emittters Radionuclides at a Nuclear Fuel Cycle Facility in RJ, Brazil |
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2019 |
| Natural uranium in biological material from high background radiation areas in Brazil |
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2018 |
| Evaluation of equivalent dose due photons and neutrons during radiotherapy of lung cance |
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2018 |
| Radioactive particle tracking methodology to evaluate concrete mixer using MCNPX code |
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2018 |
| Activity concentration of Ra-226, Ra-228 and K-40 in different types of teas raw samples |
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2018 |
| Commited effective dose due to fruits and vegetables peels consumption: a radiometric analysis of the low-cost dietary nutritional alternative |
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2018 |
| NATURAL RADIONUCLIDES IN EFFLUENTS RELEASE BY A DEACTIVATED URANIUM MINE |
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2017 |
| DOSE RATE IN A DEACTIVATED URANIUM MINE. |
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2017 |
| OCCUPATIONAL MONITORING AT RADIOACTIVE WASTE DEPOSIT |
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2017 |
| Committed effective dose due to the intake of 40K, 226Ra, 228Ra and 228Th contained in foods included in the diet of the population of the city of Rio de Janeiro, Brazil |
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2017 |
| Simulation of lung cancer treatment with equivalent dose calculation and analysis of the dose distribution profile |
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2017 |
| Determination of Ra-226, Ra-228 and K-40 specific activities in samples of mineral fertilizer used in the Brazilian city of Rio de Janeiro |
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2017 |
| DETERMINATION OF THE SPECIFIC ACTIVITIES OF RA-226, RA-228 AND K-40 IN SAMPLES OF MINERAL NITROGEN, POTASSIUM AND PHOSPHATE FERTILIZERS |
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2016 |
| DETERMINATION OF RA-226, RA-228 AND E K-40 SPECIFIC ACTIVITIES IN SAMPLES OF MINERAL NPK COMPOUND FERTILIZER |
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2016 |
| Natural uranium in biological material from high natural radioactivity areas in Brazil |
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2016 |
| Ore transportation with Naturally Occurring Radioactive Materials-in Braz |
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2016 |
| Risk assessment as justification for transporting empty packaging as excepted package |
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2016 |
| A comparison of the Brazilian rule for the transport radioactive material with the IAEA Regulations for the Safe Transport of Radioactive Material 2012. |
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2016 |
| ESCOLHA DE LOCAIS CRÍTICOS SOB O PONTO DE VISTA DE RADIOPROTEÇÃO VISANDO À REDUÇÃO DAS DOSES: OTIMIZAÇÃO DA RADIOPROTEÇÃO EM INSTALAÇÃO NUCLEAR |
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2016 |
| COMPARISON BETWEEN BRAZILIAN RADIATION PROTECTION NORM AND THE IAEA BASIC SAFETY SATANDART PUBLISHED IN 2014 |
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2016 |
| The principle of low risk and optimization and the connection with the ALARA concept. Exemption, exclusion and clearance |
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2016 |
| Licensing of nuclear facilities in Brazil: Radiological aspects |
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2016 |
| THE STATE OF THE ART ABOUT THE RADIATION PROTECTION SYSTEM IN THE WORD |
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2016 |
| Determination of specific concentrations of 40K, 238U and 232Th in mineral fertilizer samples. |
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2015 |
| COMPARISON BETWEEN STEEL AND LEAD SHIELDINGS FOR RADIOTHERAPY ROOMS REGARDING NEUTRON DOSES TO PATIENTS |
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2015 |
| RELATIVE EFFICIENCY CALCULATION OF A HPGe DETECTOR USING MCNPX CODE |
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2015 |
| ALCULATION OF ISODOSE CURVES FROM INITIAL NEUTRON RADIATION OF A HYPOTHETICAL NUCLEAR EXPLOSION USING MONTE CARLO METHOD |
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2015 |
| Gamma ray densitometry techniques for measuring of volume fractions. |
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2015 |
| Underwater gamma-ray NaI(Tl) detector using MCNP-X. |
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2015 |
| RADIONUCLÍDEOS EM ÁGUAS EM UMA REGIÃO DE ALTA RADIOATIVIDADE NATURAL |
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2015 |
| URÂNIO EM ÁGUA NUMA REGIÃO DE ALTA RADIOATIVIDADE NO BRASIL |
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2015 |
| URÂNIO EM MATERIAL BIOLÓGICO I: URÂNIO NA BAHIA, BRASIL. |
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2015 |
| URÂNIO EM MATERIAL BIOLÓGICO II: URÂNIO NO CEARÁ, BRASIL. |
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2015 |
| URÂNIO EM MATERIAL BIOLÓGICO III. URÂNIO EM MINAS GERAIS |
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2015 |
| TÓRIO EM MATERIAL BIOLÓGICO I: TÓRIO NA BAHIA, BRASIL |
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2015 |
| TÓRIO EM MATERIAL BIOLÓGICO II: TÓRIO NO CEARÁ, BRASIL. |
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2015 |
| TÓRIO EM MATERIAL BIOLÓGICO III. TÓRIO EM MINAS GERAIS, BRASIL |
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2015 |
| ENVIRONMENTAL RADIOLOGICAL IMPACT OF A BRAZILIAN DEACTIVATED URANIUM MINE ALONG THE PERIOD 1999-2009. |
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2015 |
| CÁLCULO DE DOSE DEVIDO A INGESTÃO DE 40K CONTIDO EM AMOSTRAS DE FEIJÃO UTILIZANDO ESPECTROMETRIA GAMA E SIMULAÇÃO DE MONTE CARLO |
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2014 |
| Monitor unit calculation for radiotherapy treatments using the Monte Carlo method |
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2014 |
| CÁLCULO GAMA ESPECTRAL NO INTERIOR DO IRRADIADOR DE PESQUISA DO CENTRO TECNOLÓGICO DO EXÉRCITO UTILIZANDO O CÓDIGO MCNPX E COMPARAÇÃO COM ESPECTROS DE ENEGIA DO CÉSIO 137 LEVANTADOS EM LABORATÓRIO |
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2013 |
| CÁLCULO DAS TAXAS DE DOSE NO CANAL DE FUGA DO IRRADIADOR GAMA DE PESQUISA DO CENTRO TECNOLÓGICO DO EXÉRCITO UTILIZANDO O CÓDIGO MCNPX |
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2013 |
| SHIELDING OF A ROOM FOR INSTALLATION OF A CALIBRATION SERVICE FOR NEUTRON MONITORS |
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2013 |
| Monte Carlo Simulation for the Production of Neutrons Inside the Labyrinth Function Rooms Radiotherapy in Head Rotation of Medical Linear Accelerator Use and Energy Operation |
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2013 |
| MCNPX CALCULATIONS OF DOSE RATES AND SPECTRA IN EXPERIMENTAL CHANNELS OF THE CTEx IRRADIATING FACILITY |
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2013 |
| Cálculo dos coeficientes de conversão do equivalente de dose pessoal e fatores de retroespalhamento em radiologia diagnóstica |
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2012 |
| Sistema computacional de posicionamento virtual de grade em estruturas lattice para a inserção de sementes de 125I de 103Pd para aplicação no tratamento de prostata |
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2012 |
| Software to assess wall thickness loss and weld thickness loss in offshore pipelines through Digital Radiography |
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2012 |
| Análise da Influência de líquido e de Material de Revestimento Externo na Qualidade da Imagem Radiográfica de Dutos Offshore Através de Modelagem Computacional |
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2012 |
| SIMULATION OF DOSE RATE DISTRIBUTIONS IN THE RESEARCH IRRADIATING FACILITY AT CTEx WITH THE MCNPX COMPUTER CODE |
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2012 |
| MCNPx SIMULATION OF GAMMA RAY SCATTERING IN THE CTEx RESEARCH IRRADIATING FACILITY |
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2012 |
| MCNPX MODELLING OF A LOW- ‐DOSE LEAD ASSEMBLY IN THE CTEX RESEARCH IRRADIATING FACILITY |
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2012 |
| CALCULATION OF THE LINEAR ACCELERATOR PDP VARIAN 2300C / D, OPERATING AT 10, 15 and 18 MV BY MONTE CARLO SIMULATION USING MCNPX CODE. |
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2012 |
| CALCULATION OF HEALTHY ORGAN DOSE DUE PHOTONS AND NEUTRONS FOR PATIENTS UNDERGOING PROSTATE RADIOTHERAPY WITH 15 MV X- ‐RAY BEAM USING COMPUTER MODELING AND VOXEL PHANTOM |
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2012 |
| CALCULATIONS OF A LOW ENRICHED URANIUM DIOXIDE BENCHMARK EXPERIMENT USING MCNPX AND SCALE V. In: 12th International Symposium on Radiation Physics |
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2012 |
| Cálculo da dose equivalente e efetiva proveniente de fótons em órgãos sadios num tratamento radioterápico de próstata utilizando modelagem computacional e fantoma em voxel |
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2012 |
| Avaliação da Dose e do Risco de Indução ao Câncer associados ao uso de Escâneres Corporais de Raios X por Transmissão em Aeroportos |
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2011 |
| Estimativa da dose e risco de indução ao câncer em operadores durante procedimentos de perfilagem de poços de petróleo com sondas wireless nucleares através de modelagem computacional |
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2011 |
| Development of s Shielding to Protect Patients Against Photoneutrons Preoduced by LINACS in Radiotherapy Treatments |
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2011 |
| Isodose curve determination of prostate for the tretment of brachytherapy using MCNPX code |
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2011 |
| Computer software to assess weld thickness loss in offshohe pipelines: PEDS |
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2010 |
| Simulation of density curve for slim brorehole using the Monte Carlo Code MCNPX |
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2010 |
| Dose and risk evaluation in digital mammography using computer modelling |
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2010 |
| Estudo da Influencia do Revestimento e Liquido no Interior de Poços de Petróleo na Resposta de Ferramentas Neutrônicas de Perfilagem |
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2010 |
| Cálculo de Dose em Órgão Sadios, devido a Fótons, no Tratamento de Radioterapia para Câncer de Próstata, utilizando Modelagem Computacional e o Fantoma em Voxel |
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2010 |
| Determinação de Coeficientes de Conversão de Dose Efetiva em Exames Radiográficos Neonatais de Tórax usando Modelagem Computacional |
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2010 |
| Análise do Efeito da Radiação Espalhada na obtenção de Imagens Radiográficas Digitais de Dutos Offshore através de Modelagem Computacional |
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2010 |
| Calibration of x-rays tubes in practical peak voltage using computational modeling |
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2010 |
| Análise, usando o código MCNPX, do efeito de uma blindagem contra nêutrons para aceleradores lineares usados em radioterapia, considerando a rotação do gantry do acelerador |
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2010 |
| Desenvolvimento de uma blindagem contra fotonêutrons para proteção de pacientes submetidos à radioterapia.. In: XIII Encontro de Modelagem Computacional |
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2010 |
| Comparação da simulação computacional da fonte de braquiterapia de iodo-125 Amersham 6711 usando os códigos de Monte Carlo Geant$ e MCNPX |
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2010 |
| Calculation of Decrease in the Prostate Dose Due to Post-Surgical Edema and Heterogeneity in Prostate Brachytherapy |
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2010 |
| Prostate Dose Calculations for Permanent Implants using the MCNPX Code and the Voxels Phantom MAX |
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2010 |
| Evaluation of transmitted espectra of megavoltage X rays through concrete using Monte Carlo simulation |
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2010 |
| Cálculo de dose em exame de escoliose utilizando simuladores antropomórfico de voxel |
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2009 |
| Computed Radiography Simulation Using the Monte Carlo Code MCNPX |
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2009 |
| Avaliação da blindagem intersementes na braquiterapia de próstata usando o codigo MCNPX |
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2009 |
| Optimization of Digital Chest Radiography Using Computer Modeling and Voxels Phantoms |
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2009 |
| Simulation Of the 3He(n-p) Reaction for Nuclear Well Logging Applications |
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2009 |
| 3He(n,p) Reaction Simulation for Formation Analyses |
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2009 |
| Cálculo de Criticalidade Comparando-se O MCNPX com Método do Albedo |
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2009 |
| Cálculo de PDP do Acelerador Linear Varian 2300, Operando a 18 MV, Através da Simulação em Monte Carlo Usando O Código MCNP 5. |
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2009 |
| Proposals couting method for bubble detectors and their intercomparisons |
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2009 |
| Semi-automatic bubble counting system for superheated droplet detectors |
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2009 |
| Calculation of conversion coefficients for effective dose for neutrons using a female voxel anthropomorphic model and the MCNPX code |
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2009 |
| Attenuation factors in terms of air kerma to ambient dose equivalent and effective dose for diagnostic X rays rooms |
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2009 |
| Artificial neural network and neutron application in a volume fraction calculation in annular and stratified multiphase system |
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2009 |
| Characterization of Some Dosimetric Parameters of 125I Seeds Used for Prostate Implants using Monte Carlo Simulations |
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2009 |
| Methodology for converting CT medical images to MCNP input using the Scan2MCNP system |
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2009 |
| Insertion of the structure of irregular geometries dicom image-making a cell for the simulations in MCNP |
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2009 |
| A methodology to estimate and minimize neutron dose rates received by occupationally exposed individuals at IEN/CNEN cycloton facilities |
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2008 |
| Door shielding for low-energy medical accelerators rooms under unusual irradiation conditions |
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2008 |
| Dose and risk evaluation to the thyroid gland in intra-oral dental radiology |
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2008 |
| Attenuation factors in terms of air kerma to ambient dose equivalent and effective for diagnostic X rays rooms |
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2008 |
| Modelagem de detector NaI(Tl) usando MCNP-X |
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2008 |
| Simulação em Monte Carlo da contaminação de fotonêutrons dentro da sala de radioterapia em função da inclinação do gantry do acelerador linear |
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2008 |
| Uso de rede neural e técnica nuclear na identificação de frações de volume em fluxo trifásico estratificado |
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2008 |
| Dose calculated using Monte Carlo code in mixed field |
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2008 |
| Modelagem e calibração de um sistema de radiografia computadorizada utilizando o código de Monte Carlo MCNP-X |
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2008 |
| Cálculo de frações de volume em sistema de escoamento anular, tipo PVC/água/gás, utilizando MCNP-X e rede neural |
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2007 |
| Avaliação da dose na mama em exames radiográficos de tórax usando MCNPX e o fantoma feminino FAX |
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2007 |
| Programa imagem: um programa de pós-processamento de dados para simulação de imagens radiográficas com o código MCNPX |
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2007 |
| Análise da resposta do modelo esférico recomendado pela NCRP79 para cabeçotes de equipamentos de radioterapia |
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2007 |
| Comparison between different methodologies to calculation of dose in thyroid therapy cancer |
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2007 |
| Effective dose in individuals from exposure the patients treated with 131I using Monte Carlo Method |
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2007 |
| Calibration of a TLD albedo individual neutron monitor |
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2007 |
| TLD albedo dosimeter performance on a Hp(10) neutron dose IAEA intercomparison |
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2007 |
| Gamma ray interaction probability calculation due 56Mn for ultima gold and insta-gel plus liquid scintillators |
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2007 |
| Detection of drugs and plastic explosives using neutron tomography |
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2007 |
| Volume fraction calculation in multiphase system such as oil-water-gas using neutron |
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2007 |
| Study of volume fractions for stratified and annular regime in multiphase flows using gamma-rays and artificial neural network |
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2007 |
| Comparison of some popular Monte Carlo solutions for proton transportation within pCT problem |
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2007 |
| Calculation of fluence-to-ambient dose equivalent conversion coefficients for neutron energies between 100 keV and 10 MeV using MCNPX code |
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2007 |
| Natural radioactivity in environmental samples from Ponta Negra, Maricá (RJ, Brazil) |
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2007 |
| A new approach for the calculation of average conversion coefficients in the ICRU sphere for diagnostic X ray beams |
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2007 |
| Calculation of average conversion coefficients for air kerma to effective dose for diagnostic X ray beams |
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2007 |
| Shielding for neutrons produced by medical linear accelerators |
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2007 |
| Modeling and analysis of anti-scatter grids for analogical and digital systems using MCPX |
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2007 |
| Digital radiography simulation for industrial aplications with MCNPX |
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2007 |
| Primary and scattered component analyses of simulated images with MCNPX |
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2007 |
| Study of the potentiality application of nuclear techniques and artificial neural network in the determination of volume fractions in multiphase system |
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2007 |
| The study of the mutagenetical effects of low dose level exposure to ionizing radiation using a bioindicator system close to deposits of radioactive waste |
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2007 |
| Patient dose study in chest radiographic examinations for different exposure techniques using Monte Carlo methods and voxel phantom |
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2007 |
| Exames radiográficos de tórax AP e PA: uma avaliação da dose usando o fantoma feminino FAX |
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2007 |
| Image quality optimitization in digital chest radiography using MCNPX |
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2006 |
| O emprego de uma blindagem multifolhas para fotonêutrons produzidos por aceleradores lineares de uso médico |
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2006 |
| Determinação de frações de volume em sistema de escoamento multifásico utilizando atenuação de raios gama e rede neurais |
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2006 |
| Development of a data post processing program of image simulation with MCNP5 |
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2006 |
| Total reflection X-ray fluorescence spectrometry: A simulated study using the Monte Carlo method |
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2006 |
| Estudo da utilização de materiais termoluminescentes em campos mistos |
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2005 |
| Desenvolvimento de um novo sistema eletrônico para obtenção de imagens radiográficas com nêutrons |
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2005 |
| Aplicação de técnicas de processamento digital de imagens para a caracterização de sistemas eletrônicos de aquisição de imagens de radiografia com nêutrons em tempo real |
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2005 |
| Cálculo de blindagem para irradiadores de pequeno porte com fontes de 241Am-Be, utilizando o código MCNP-4B |
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2005 |
| Calculations of effective dose conversion coefficients for photon spectra clinical |
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2005 |
| Determinação de uma matriz resposta para o espectrômetro de multiesferas de bonner |
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2005 |
| Skyshine para Fótons:Comparação entre abordagem teória e Simulação pelo Método de Monte Carlo |
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2005 |
| Simulação de Dose Ocupacionais em Radiografia Industrial |
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2005 |
| Simulação por Monte Carlo dos Feixes de 6 e 15 MV do Clinac 2100 utilizando o Código MCNP4B |
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2005 |
| Aspectos Normativos Sobre Ocorrência Natural De Material Radioativo em Rejeitos de Petróleo |
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2005 |
| Shielding for Photoneutrons Produced in the head of a 18 MV Linear Accelerator |
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2005 |
| Calculation of Conversion Coefficients from Air Kerma to Ambient Dose Equivalent for Medical Linear Accelerators |
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2005 |
| Calculation of Photoneutron Dose in Organs using Adult Mathematical Phantom and Monte Carlo Method |
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2005 |
| The Calculation of Dose from External Photon Exposures using Human Mathematical Phantom and Monte Carlo Method |
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2004 |
| Calculations of Effective Dose Conversion Coefficients for Photon Spectra Clinical |
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2004 |
| The Licensing Progress of Fifteen Medical Linear Accelerators in Brasil |
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2004 |
| Calculation of conversion coefficients H*(10)/kair for photon energies between 10 keV and 50 MeV using MCNP4B |
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2003 |
| Children and adult dose evaluation in CT using Monte Carlo Method |
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2003 |
| Development of a neutron radiography system using 241-Am neutron source for industrial applications |
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2003 |
| Estudo do espectro de neutrons provenientes de aceleradores lineares de uso medico |
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2003 |
| Neutron fluence evaluation around medical linear accelerators |
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2003 |
| Calculation of conversion coefficients for photon spectra clinical using MCNP code |
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2003 |
| VERIFICAÇÃO DA VIABILIDADE DE DETECÇÃO DE VIRIONS ATRAVÉS DA ANÁLISE POR ATIVAÇÃO COM NEUTRONS |
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2002 |
| CÁLCULOS DOS FATORES DE CONVERSÃO DE KERMA NO AR PARA EQUIVALENTE DE DOSE AMBIENTAL PARA FEIXE MONOENERGÉTICO DE FÓTONS ENTRE 0,01 MeV E 50 MeV . |
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2002 |
| DEPENDÊNCIA ANGULAR DE DOSÍMETROS TERMOLUMINESCENTES UTILIZADOS EM TOMOGRAFIA COMPUTARIZADA |
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2002 |
| CALCULATION OF DOSE COMPONENTS IN HEAD PHANTOM FOR BORON NEUTRON CAPTURE THERAPY |
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2002 |
| CALCULATION OF THE AMBIENTE DOSE EQUIVALENTE, EQUIVALENT DOSE AND DOSE EFFECTIVE DOSE FOR PHOTON SPECTRA FROM MEDICAL LINEAR ACCELERATORS |
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2002 |
| THE CALCULATION OF AMBIENT DOSE EQUIVALENT, EQUIVALENT DOSE AND EFFECTIVE DOSE FOR NEUTRON ENERGY SPECTRUM OF 252CF |
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2001 |
| CONVERSION FACTORS FOR AMBIENT DOSE EQUIVALENTS FOR PHOTONS FROM MEDICAL LINEAR ACCELERATORS |
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2001 |
| A MONTE CARLO INVESTIGATION OF ABSORBED DOSE DISTRIBUTION IN HEAD PHANTOM IN BORO NEUTRON CAPTURE THERAPY USING AN EPITHERMAL NEUTRON BEAM |
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2001 |
| APPLICATION OF THE TOMOGRAPHY WITH NEUTRONS IN THE LOCALIZATION OF THE INSCRUSTATIONS IN HEAVY MATERIALS |
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2001 |
| VOID FRACTION CALCULATIONS IN TWO-PHASE USING NEUTRON RADIOGRAPHY |
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2001 |
| MONTE CARLO SIMULATION USING MCNP4B FOR AN OPTIMAL SHIELDING OF A 252CF SOURCE |
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2001 |
| ESPECTROS CLINICOS GERADOS APOS ATRAVESSAREM BARREIRAS DE CONCRETO DE UMA INSTALAÇÃO DE RADIOTERAPIA USANDO O METODO MONTE CARLO |
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2001 |
| USO THE THERMAL NEUTRON ANALYSIS IN CONJUNCTION WITH NEURAL NETWORKS FOR DETECTION OF EXPLOSIVES |
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2001 |
| APPLICATION OF NEUTRON RADIOGRAPHY FOR THE DETECTION OF PLASTIC EXPLOSIVES |
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2001 |
| CÁLCULO DOS FATORES DE CONVERSÃO DE KERMA NO AR PARA EQUVALENTE DE DOSE AMBIENTAL PARA FEIXE DE FÓTONS MONOENERGÉTICOS ENTRE 0,01 MeV e 50 MeV |
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2001 |
| PERFILES DE DOSIS EM TOMOGRAFIA COMPUTARIZADA SIMULADOS POR MONTE CARLO |
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2001 |
| A STUDY OF A NEUTRON RADIOGRAPHY SYSTEM USING 252Cf NEUTRON SOURCE |
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2000 |
| USE OF THERMAL NEUTRON TOMOGRAPHY FOR THE DETECTION OF DRUGS AND EXPLOSIVES |
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2000 |
| DETECTION OF DRUGS USING THERMAL RADIOGRAPHY |
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2000 |
| USE OF ARTIFICIAL NEURAL NETWORKS FOR ILLICIT SUBSTANCE IDENTIFICATION |
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2000 |
| DETECTION OF PLASTIC EXPLOSIVES USING THERMAL NEUTRON TOMOGRAPHY |
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2000 |
| USE OF THERMAL NEUTRON TOMOGRAPHY FOR NATIONAL SAFETY |
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2000 |
| ESTUDO DA INFLUÊNCIA DO ESPALHAMENTO DE NÊUTRONS TÉRMICOS SOBRE OS DADOS DE PROJEÇÕES TOMOGRÁFICAS |
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2000 |
| DETEÇÃO DE EXPLOSIVOS PLÁSTICOS PORO NEUTRONGRAFIA TÉRMICA |
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2000 |
| CÁLCULO DOS FATORES DE CONVERSÃO DE KERMA NO AR PARA EQUIVALENTE DE DOSE AMBIENTAL EM RADIOTERAPIA |
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2000 |
| ESTUDO DE UM SISTEMA DE BLINDAGEM PARA UM IRRADIADOR DE CALIFÓRNIO-252 |
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2000 |
| APLICAÇÃO DE REDES NEURAIS PARA A DETEÇÃO DE SUBSTÂNCIAS ILÍCITAS |
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2000 |
| SHIELDING DESIGN FOR CALIFORNIUM-252 BASED NEUTRON RADIOGRAPHY SYSTEM |
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2000 |
| ANÁLISE POR ATIVAÇÃO COM NÊUTRONS TÉRMICOS PARA A DETEÇÃO DE SUBSTÂNCIAS ILÍCITAS: UMA SIMULAÇÃO MONTE CARLO. |
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2000 |
| APLICAÇÃO DA RADIOGRAFIA COM NÊUTRONS TÉRMICOS NA SEGURANÇA PÚBLICA NACIONALl |
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2000 |
| CÁLCULOS DOS FATORES DE CONVERSÃO H*/Kar, PARA FEIXES REALÍSTICOS EM INSTALAÇÕES EM INSTALAÇÕES DE TRATAMENTO RADIOTERÁPICO |
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2000 |
| RADIATION QUALITY OF SCATTERED PHOTON AT THE WALLl EXIT OF RADIOTHERAPY ROOMS FOR PHOTONS SPECTRUM CLINICA |
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2000 |
| DESENVOLVIMENTO DE UM SISTEMA NEUTRONGRÁFICO TRANSPORTÁVEL COM BAIXO FLUXO |
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1999 |
| DETEÇÃO DE DROGAS POR NEUTRONGRAFIA |
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1999 |
| UTILIZAÇÃO DE UM SISTEMA ALTERNATIVO DE VARREDURA DE NEUTRONGRAFIA PARA TOMOGRAFIA DE AMOSTRA |
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1999 |
| NEUTRON RADIOGRAPHY APPLIED AGAINST NARCOTICS TRAFFICKING AND TERRORISM |
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1999 |
| DESENVOLVIMENTO DE UM SISTEMA NEUTRONGRÁFICO TRANSPORTÁVEL PARA APLICAÇÃO EM ENSAIOS-NÃO DESTRUTIVOS. |
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1999 |
| Perda de Energia de Fragmentos de Fissão de 252-Cf em Makrofol |
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1994 |
| Perda de Energia de Prótons em Detectores Sólidos de Traços Nucleares CR-39 e Alumínio |
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1993 |
| Propriedades de Detecção de Prótons em CR-39 |
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1993 |
| Energia de Ativação do Processo de Annealing de Traços de Partículas Alfa do 241-Am em Detectores Polímeros CR-39 |
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1993 |
| Estudo de Propriedades de Registro de Traços Fósseis de Fragmentos de Fissão em Mica Muscovita |
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1992 |
| Estudo de Annealing no Registro de Traços de Partículas Alfa do 241-Am em CR-39 |
|
1992 |
| Estudo de Propriedades de Registro de Traços Fósseis de Fragmentos de Fissão em Mica Muscovita |
|
1992 |
| Estudos do Annealing de Traços de Prótons de Energia entre 1 e 24 MeV em Detectores Polímeros CR-39 |
|
1992 |
| Efeitos de Annealing do Registro de Traços de Partículas Alfa do 241-Am em Detectores CR-39. |
|
1991 |
