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Arquivo de dados seguindo [RFC 4180](https://tools.ietf.org/html/rfc4180) e [Padrões de Interoperabilidade de Governo Eletrônico - ePING](http://eping.governoeletronico.gov.br/) ## Dicionário de dados - id_meta (Inteiro): Identificador da meta - id_etapa (Inteiro): Identificador da etapa - nm_etapa (Texto): Nome da etapa - ds_etapa (Texto): Descrição da etapa - ds_meta (Texto): Descrição da meta - nm_meta (Texto): Nome da Meta
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Proposição de Reconhecimento Óptico de Caracteres (OCR) |
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Proposição de Reconhecimento Óptico de Caracteres (OCR) baseado em customização a ser aplicada as técnicas resultantes da atividade (3) (Indicador RT Projeto Funcional) |
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- Para o Gerador de Césio-137Eluir o Gerador de Césio-137, obtendo o Bário-137, seguindo as recomendações quanto a proteção radiológica no manuseio de materiais radioativos..Colocar o Bário em um tubo de ensaio colocado próximo a um detector Geiger-Müller.Medir as contagens em intervalos regulares de tempo (a cada 10 ou 20 segundos).- Para o Gerador de Molibdênio-99Simular a eluição do Tecnécio-99 metaestável, seguindo as orientações de proteção radiológica. Calcular o decaimento do gerador, e determinar a atividade de Tecnécio eluida.Simular o fracionamento de uma atividade para um flood em medicina Nuclear(teste de uniformidde de gama-câmara) |
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ELUIÇÃO DE GERADOR E DECAIMENTO RADIOATIVO |
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Testes e Validações |
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Testes e Validações (Indicador RT Projeto Funcional) |
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Para esse experimento usaremos, um detector Geiger-Müller e três fontes radioativas didáticas, régua, um suporte, placas de alumínio e chumbo, fornecidos pelo laboratório de física médica do IMEF/FURG. Três fontes, contendo Sr-90 emitindo - e e com uma energia de decaimento de 0,5MeV, outra contendo Na-22 com energias de 0,545 MeV emitindo +, 0,511 MeV e 1,2 MeV emitindo e outra com Am-241 emitindo com energia de 5,6 MeV.O experimento será feito em duas etapas, seguindo as tabelas , na primeira etapa iremos variar o tempo e a distância das fontes até o detector, e na segunda etapa, com afim de testar materiais que blindem essa radiação, sem variar o tempo nem a distância, iremos colocar materiais entre a fonte e o detector, variando entre placas de alumínio e de chumbo e anotando qual das variações vai ser mais efetiva.Esse procedimento poderá ser repetido com uso do equipamento de raios X, para análise e comparação com fontes emissoras de radiação beta e gama. |
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ANÁLISE DO COMPORTAMENTO DA EXPOSIÇÃO DE UMA FONTE DE RADIAÇÃO EM FUNÇÃO DA ALTERAÇÃO DO TEMPO DE EXPOSIÇÃO, DA DISTÂNCIA FONTE-DETECTOR E DA ATENUAÇÃO DO FEIXE DE RADIAÇÃO |
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Refinamento de Testes e Validações |
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Continuidade ao longo do desenvolvimento do projeto para refinamento de testes e validações (Indicador: Relatório Técnico do Projeto Funcional) |
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Forrar a capela com material absorvente e dispor os materiais na capela (seringa, frascos e castelo de chumbo);Simular a diluição do material radioativo em 6 ml de cloreto de sódio. Determinar a atividade para o teste que será realizado, como por exemplo: 5 mCi de Tc99m, para tal precisa-se calcular o volume de substância necessária para o teste. Nesta simulação sugere-se a atividade do volume em 6 ml gerado de um gerador de 1000 mCi, outros valores poderão ser utilizados, a critério do tutor responsável pela simulação. Para essa situação, se a eluição for feita no mesmo dia da data da calibração do gerador a atividade será 308,8 mCi. Deverá ser então separada a atividade desejada. Entretanto, também será simulado a eluição do mesmo gerador, porém para outros dias após a data de calibração do mesmo. Por exemplo, 11 dias depois a atividade será de 56,5mCi. Coloca-se o volume em um calibrador de radionuclideo (mede a atividade) e verifica-se se o valor medido corresponde ao valor esperado. |
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SIMULAÇÃO DE FRACIONAMENTO DE DOSE EM MEDICINA NUCLEAR |
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Data-product do Reconhecimento Óptico de Caracteres (OCR) |
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Desenvolvimento do data-product OCR: container docker incluindo as técnicas de pré-processamento e reconhecimento ótico, devidamente preparados para rodarem na plataforma de dados (engine de OCR) (Indicador Protótipo Container, Livro de Projeto). |
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Preparação do Material: a superfície de trabalho deve ser revestida com plástico impermeável e papel absorvente. O trabalhador deve usar avental plumbífero, luvas descartáveis, guarda-pó e dosímetro individual, visando sempre à proteção radiológica. O frasco que vai ser colocado o material (iodo) têm capacidade de 15 ml, sendo 10 ml de água. Após o manuseio deve-ser fazer monitoração das vestimentas, da bancada de trabalho, uma monitoração das taxas de dose na área.Orientação ao Paciente: o paciente deve receber as instruções e as explicações sobre o tratamento que ele irá fazer. O paciente irá ficar em isolamento por alguns dias, alimentação controlada, ele deve ingerir muito líquido após as primeiras oito horas de ter ingerido o iodo, as roupas podem ter que ser armazenadas durante um intervalo de tempo caso estejam contaminadas. A internação dura cerca de dois dias para uma atividade de 100 mCi. Quarto: objetos passíveis de contaminação devem ser recobertos com plásticos impermeáveis (vasos, interruptores, cadeiras, etc...)Liberação do Paciente: o paciente pode ser liberado quando a atividade do iodo 131 for igual ou inferior a 30 mCi.Para uma atividade de 30 mCi a 1 metro de distância fonte temos uma taxa de exposição de 6,6 mR/h. Para uma atividade de 100 mCi a 1 metro de distância da fonte temos uma taxa de exposição de 22 mR/h.Liberação do Quarto: retirar plásticos, descontaminar e realizar nova monitoração. O quarto é liberado para uso geral quando as doses para indivíduos do público quando forem inferiores aos limites permitidos. As vestimentas são monitoradas, se necessário ficam armazenadas até que atinjam níveis aceitáveis. |
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SIMULAÇÃO DE PROCEDIMENTOS DE FÍSICA MÉDICA EM CASO DE INTERNAÇÃO PARA TRATAMENTOS DE IODOTERAPIA |
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Estudo do estado-do-conhecimento e Ferramentas |
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Realização de estudo do estado-do-conhecimento e de ferramentas disponíveis com código aberto com preferência ao tipo de licença "permissiva" (ex. MIT License) para possível distribuição de versão fechada do código (Indicador RT Estado da Arte); |
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Simular o recebimento de material radioativo, o uso e a quantidade/atividade de material a ser descartado, calculando o decaimento a partir de uma atividade semelhante a recebida em um serviço de medicina nuclear. Realizar os assentamentos conforme especificado na legislação vigente. A partir do material que não foi usado, ou dos rejeitos gerados a partir do uso deste material, simular o armazenamento de material radioativo em depósito apropriado, estimando o tempo para a liberação do mesmo. Após o tempo de decaimento do material simular novo levantamento radiométrico nos rejeitos e simular o descarte de material em conformidade com a legislação. |
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SIMULAÇÃO DE GERÊNCIA DE REJEITOS RADIOATIVOS |
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