Inclusión en modelos de riesgo de presas de una metodología de estimación hidrológica basada en técnicas de Monte Carlo

En este estudio se aplica una metodología de obtención de las leyes de frecuencia derivadas (de caudales máximo vertidos y niveles máximos alcanzados) en un entorno de simulaciones de Monte Carlo, para su inclusión en un modelo de análisis de riesgo de presas. Se compara su comportamiento respecto del uso de leyes de frecuencia obtenidas con las técnicas tradicionalmente utilizadas.

Monte-Carlo dosimetry on a realistic cell monolayer geometry exposed to alpha particles

The energy and specific energy absorbed in the main cell compartments (nucleus and cytoplasm) in typical radiobiology experiments are usually estimated by calculations as they are not accessible for a direct measurement. In most of the work, the cell geometry is modelled using the combination of simple mathematical volumes. We propose a method based on high resolution confocal imaging and ion beam analysis (IBA) in order to import realistic cell nuclei geometries in Monte-Carlo simulations and thus take into account the variety of different geometries encountered in a typical cell population. Seventy-six cell nuclei have been imaged using confocal microscopy and their chemical composition has been measured using IBA. A cellular phantom was created from these data using the ImageJ image analysis software and imported in the Geant4 Monte-Carlo simulation toolkit. Total energy and specific energy distributions in the 76 cell nuclei have been calculated for two types of irradiation protocols: a 3 MeV alpha particle microbeam used for targeted irradiation and a 239Pu alpha source used for large angle random irradiation. Qualitative images of the energy deposited along the particle tracks have been produced and show good agreement with images of DNA double strand break signalling proteins obtained experimentally. The methodology presented in this paper provides microdosimetric quantities calculated from realistic cellular volumes. It is based on open-source oriented software that is publicly available.

A stochastic model updating method for parameter variability quantification based on response surface models and Monte Carlo simulation

Stochastic model updating must be considered for quantifying uncertainties inherently existing in real-world engineering structures. By this means the statistical properties,instead of deterministic values, of structural parameters can be sought indicating the parameter variability. However, the implementation of stochastic model updating is much more complicated than that of deterministic methods particularly in the aspects of theoretical complexity and low computational efficiency. This study attempts to propose a simple and cost-efficient method by decomposing a stochastic updating process into a series of deterministic ones with the aid of response surface models and Monte Carlo simulation. The response surface models are used as surrogates for original FE models in the interest of programming simplification, fast response computation and easy inverse optimization. Monte Carlo simulation is adopted for generating samples from the assumed or measured probability distributions of responses. Each sample corresponds to an individual deterministic inverse process predicting the deterministic values of parameters. Then the parameter means and variances can be statistically estimated based on all the parameter predictions by running all the samples. Meanwhile, the analysis of variance approach is employed for the evaluation of parameter variability significance. The proposed method has been demonstrated firstly on a numerical beam and then a set of nominally identical steel plates tested in the laboratory. It is found that compared with the existing stochastic model updating methods, the proposed method presents similar accuracy while its primary merits consist in its simple implementation and cost efficiency in response computation and inverse optimization.

Monte Carlo uncertainty propagation approaches in ADS burn-up calculations

In activation calculations, there are several approaches to quantify uncertainties: deterministic by means of sensitivity analysis, and stochastic by means of Monte Carlo. Here, two different Monte Carlo approaches for nuclear data uncertainty are presented: the first one is the Total Monte Carlo (TMC). The second one is by means of a Monte Carlo sampling of the covariance information included in the nuclear data libraries to propagate these uncertainties throughout the activation calculations. This last approach is what we named Covariance Uncertainty Propagation, CUP. This work presents both approaches and their differences. Also, they are compared by means of an activation calculation, where the cross-section uncertainties of 239Pu and 241Pu are propagated in an ADS activation calculation.

On-road visual vehicle tracking using Markov chain Monte Carlo with metropolis sampling

In this study, a method for vehicle tracking through video analysis based on Markov chain Monte Carlo (MCMC) particle filtering with metropolis sampling is proposed. The method handles multiple targets with low computational requirements and is, therefore, ideally suited for advanced-driver assistance systems that involve real-time operation. The method exploits the removed perspective domain given by inverse perspective mapping (IPM) to define a fast and efficient likelihood model. Additionally, the method encompasses an interaction model using Markov Random Fields (MRF) that allows treatment of dependencies between the motions of targets. The proposed method is tested in highway sequences and compared to state-of-the-art methods for vehicle tracking, i.e., independent target tracking with Kalman filtering (KF) and joint tracking with particle filtering. The results showed fewer tracking failures using the proposed method.

Monte Carlo Neutronics and Thermal-hydraulics coupling applied to Fast Reactors

Un escenario habitualmente considerado para el uso sostenible y prolongado de la energía nuclear contempla un parque de reactores rápidos refrigerados por metales líquidos (LMFR) dedicados al reciclado de Pu y la transmutación de actínidos minoritarios (MA). Otra opción es combinar dichos reactores con algunos sistemas subcríticos asistidos por acelerador (ADS), exclusivamente destinados a la eliminación de MA. El diseño y licenciamiento de estos reactores innovadores requiere herramientas computacionales prácticas y precisas, que incorporen el conocimiento obtenido en la investigación experimental de nuevas configuraciones de reactores, materiales y sistemas. A pesar de que se han construido y operado un cierto número de reactores rápidos a nivel mundial, la experiencia operacional es todavía reducida y no todos los transitorios se han podido entender completamente. Por tanto, los análisis de seguridad de nuevos LMFR están basados fundamentalmente en métodos deterministas, al contrario que las aproximaciones modernas para reactores de agua ligera (LWR), que se benefician también de los métodos probabilistas. La aproximación más usada en los estudios de seguridad de LMFR es utilizar una variedad de códigos, desarrollados a base de distintas teorías, en busca de soluciones integrales para los transitorios e incluyendo incertidumbres. En este marco, los nuevos códigos para cálculos de mejor estimación ("best estimate") que no incluyen aproximaciones conservadoras, son de una importancia primordial para analizar estacionarios y transitorios en reactores rápidos. Esta tesis se centra en el desarrollo de un código acoplado para realizar análisis realistas en reactores rápidos críticos aplicando el método de Monte Carlo. Hoy en día, dado el mayor potencial de recursos computacionales, los códigos de transporte neutrónico por Monte Carlo se pueden usar de manera práctica para realizar cálculos detallados de núcleos completos, incluso de elevada heterogeneidad material. Además, los códigos de Monte Carlo se toman normalmente como referencia para los códigos deterministas de difusión en multigrupos en aplicaciones con reactores rápidos, porque usan secciones eficaces punto a punto, un modelo geométrico exacto y tienen en cuenta intrínsecamente la dependencia angular de flujo. En esta tesis se presenta una metodología de acoplamiento entre el conocido código MCNP, que calcula la generación de potencia en el reactor, y el código de termohidráulica de subcanal COBRA-IV, que obtiene las distribuciones de temperatura y densidad en el sistema. COBRA-IV es un código apropiado para aplicaciones en reactores rápidos ya que ha sido validado con resultados experimentales en haces de barras con sodio, incluyendo las correlaciones más apropiadas para metales líquidos. En una primera fase de la tesis, ambos códigos se han acoplado en estado estacionario utilizando un método iterativo con intercambio de archivos externos. El principal problema en el acoplamiento neutrónico y termohidráulico en estacionario con códigos de Monte Carlo es la manipulación de las secciones eficaces para tener en cuenta el ensanchamiento Doppler cuando la temperatura del combustible aumenta. Entre todas las opciones disponibles, en esta tesis se ha escogido la aproximación de pseudo materiales, y se ha comprobado que proporciona resultados aceptables en su aplicación con reactores rápidos. Por otro lado, los cambios geométricos originados por grandes gradientes de temperatura en el núcleo de reactores rápidos resultan importantes para la neutrónica como consecuencia del elevado recorrido libre medio del neutrón en estos sistemas. Por tanto, se ha desarrollado un módulo adicional que simula la geometría del reactor en caliente y permite estimar la reactividad debido a la expansión del núcleo en un transitorio. éste módulo calcula automáticamente la longitud del combustible, el radio de la vaina, la separación de los elementos de combustible y el radio de la placa soporte en función de la temperatura. éste efecto es muy relevante en transitorios sin inserción de bancos de parada. También relacionado con los cambios geométricos, se ha implementado una herramienta que, automatiza el movimiento de las barras de control en busca d la criticidad del reactor, o bien calcula el valor de inserción axial las barras de control. Una segunda fase en la plataforma de cálculo que se ha desarrollado es la simulació dinámica. Puesto que MCNP sólo realiza cálculos estacionarios para sistemas críticos o supercríticos, la solución más directa que se propone sin modificar el código fuente de MCNP es usar la aproximación de factorización de flujo, que resuelve por separado la forma del flujo y la amplitud. En este caso se han estudiado en profundidad dos aproximaciones: adiabática y quasiestática. El método adiabático usa un esquema de acoplamiento que alterna en el tiempo los cálculos neutrónicos y termohidráulicos. MCNP calcula el modo fundamental de la distribución de neutrones y la reactividad al final de cada paso de tiempo, y COBRA-IV calcula las propiedades térmicas en el punto intermedio de los pasos de tiempo. La evolución de la amplitud de flujo se calcula resolviendo las ecuaciones de cinética puntual. Este método calcula la reactividad estática en cada paso de tiempo que, en general, difiere de la reactividad dinámica que se obtendría con la distribución de flujo exacta y dependiente de tiempo. No obstante, para entornos no excesivamente alejados de la criticidad ambas reactividades son similares y el método conduce a resultados prácticos aceptables. Siguiendo esta línea, se ha desarrollado después un método mejorado para intentar tener en cuenta el efecto de la fuente de neutrones retardados en la evolución de la forma del flujo durante el transitorio. El esquema consiste en realizar un cálculo cuasiestacionario por cada paso de tiempo con MCNP. La simulación cuasiestacionaria se basa EN la aproximación de fuente constante de neutrones retardados, y consiste en dar un determinado peso o importancia a cada ciclo computacial del cálculo de criticidad con MCNP para la estimación del flujo final. Ambos métodos se han verificado tomando como referencia los resultados del código de difusión COBAYA3 frente a un ejercicio común y suficientemente significativo. Finalmente, con objeto de demostrar la posibilidad de uso práctico del código, se ha simulado un transitorio en el concepto de reactor crítico en fase de diseño MYRRHA/FASTEF, de 100 MW de potencia térmica y refrigerado por plomo-bismuto. ABSTRACT Long term sustainable nuclear energy scenarios envisage a fleet of Liquid Metal Fast Reactors (LMFR) for the Pu recycling and minor actinides (MAs) transmutation or combined with some accelerator driven systems (ADS) just for MAs elimination. Design and licensing of these innovative reactor concepts require accurate computational tools, implementing the knowledge obtained in experimental research for new reactor configurations, materials and associated systems. Although a number of fast reactor systems have already been built, the operational experience is still reduced, especially for lead reactors, and not all the transients are fully understood. The safety analysis approach for LMFR is therefore based only on deterministic methods, different from modern approach for Light Water Reactors (LWR) which also benefit from probabilistic methods. Usually, the approach adopted in LMFR safety assessments is to employ a variety of codes, somewhat different for the each other, to analyze transients looking for a comprehensive solution and including uncertainties. In this frame, new best estimate simulation codes are of prime importance in order to analyze fast reactors steady state and transients. This thesis is focused on the development of a coupled code system for best estimate analysis in fast critical reactor. Currently due to the increase in the computational resources, Monte Carlo methods for neutrons transport can be used for detailed full core calculations. Furthermore, Monte Carlo codes are usually taken as reference for deterministic diffusion multigroups codes in fast reactors applications because they employ point-wise cross sections in an exact geometry model and intrinsically account for directional dependence of the ux. The coupling methodology presented here uses MCNP to calculate the power deposition within the reactor. The subchannel code COBRA-IV calculates the temperature and density distribution within the reactor. COBRA-IV is suitable for fast reactors applications because it has been validated against experimental results in sodium rod bundles. The proper correlations for liquid metal applications have been added to the thermal-hydraulics program. Both codes are coupled at steady state using an iterative method and external files exchange. The main issue in the Monte Carlo/thermal-hydraulics steady state coupling is the cross section handling to take into account Doppler broadening when temperature rises. Among every available options, the pseudo materials approach has been chosen in this thesis. This approach obtains reasonable results in fast reactor applications. Furthermore, geometrical changes caused by large temperature gradients in the core, are of major importance in fast reactor due to the large neutron mean free path. An additional module has therefore been included in order to simulate the reactor geometry in hot state or to estimate the reactivity due to core expansion in a transient. The module automatically calculates the fuel length, cladding radius, fuel assembly pitch and diagrid radius with the temperature. This effect will be crucial in some unprotected transients. Also related to geometrical changes, an automatic control rod movement feature has been implemented in order to achieve a just critical reactor or to calculate control rod worth. A step forward in the coupling platform is the dynamic simulation. Since MCNP performs only steady state calculations for critical systems, the more straight forward option without modifying MCNP source code, is to use the flux factorization approach solving separately the flux shape and amplitude. In this thesis two options have been studied to tackle time dependent neutronic simulations using a Monte Carlo code: adiabatic and quasistatic methods. The adiabatic methods uses a staggered time coupling scheme for the time advance of neutronics and the thermal-hydraulics calculations. MCNP computes the fundamental mode of the neutron flux distribution and the reactivity at the end of each time step and COBRA-IV the thermal properties at half of the the time steps. To calculate the flux amplitude evolution a solver of the point kinetics equations is used. This method calculates the static reactivity in each time step that in general is different from the dynamic reactivity calculated with the exact flux distribution. Nevertheless, for close to critical situations, both reactivities are similar and the method leads to acceptable practical results. In this line, an improved method as an attempt to take into account the effect of delayed neutron source in the transient flux shape evolutions is developed. The scheme performs a quasistationary calculation per time step with MCNP. This quasistationary simulations is based con the constant delayed source approach, taking into account the importance of each criticality cycle in the final flux estimation. Both adiabatic and quasistatic methods have been verified against the diffusion code COBAYA3, using a theoretical kinetic exercise. Finally, a transient in a critical 100 MWth lead-bismuth-eutectic reactor concept is analyzed using the adiabatic method as an application example in a real system.

Estudo dos parâmetros dosimétricos de sementes de Iodo-125 desenvolvidas pelo IPEN-CNEN/SP utilizadas em braquiterapia por simulação computacional pelo método de Monte Carlo

As expectativas da Organização Mundial de Saúde para o ano de 2030 são que o número de mortes por câncer seja de aproximadamente 13,2 milhões, evidenciando a elevada parcela desta doença no problema de saúde mundial. Com relação ao câncer de próstata, de acordo com o Instituto Nacional do Câncer, o número de casos diagnosticados no mundo em 2012 foi de aproximadamente 1,1 milhão, enquanto que no Brasil os dados indicam a incidência de 68 mil novos casos. O tratamento deste tipo de neoplasia pode ser realizado com cirurgia (prostatectomia) ou radioterapia. Dentre a radioterapia, podemos destacar a técnica de braquiterapia, a qual consiste na introdução (implante) de pequenas fontes radioativas (sementes) no interior da próstata, onde será entregue um valor elevado de dose no volume de tratamento e baixa dose nos tecidos ao redor. No Brasil, a classe médica estima uma demanda de aproximadamente 8000 sementes/mês, sendo o custo unitário de cada semente de pelo menos U$ 26,00. A Associação Americana de Físicos na Medicina publicou alguns documentos descrevendo quais parâmetros e análises devem ser realizadas para avaliações da distribuição de dose, como por exemplo, os parâmetros Constante de taxa de dose, Função radial e Função de anisotropia. Estes parâmetros podem ser obtidos através de medidas experimentais da distribuição de dose ou por simulações computacionais. Neste trabalho foram determinados os parâmetros dosimétricos da semente OncoSeed-6711 da empresa Oncura-GEHealthcare e da semente desenvolvida pelo Grupo de Dosimetria de Fontes de Braquiterapia do Centro de Tecnologia das Radiações (CTR IPEN-CNEN/SP) por simulação computacional da distribuição de dose utilizando o código MCNP5, baseado no Método de Monte Carlo. A semente 6711 foi modelada, assim como um sistema dosimétrico constituído por um objeto simulador cúbico de 30x30x30 cm3 preenchido com água. Os valores obtidos da semente 6711 foram comparados com alguns apresentados na literatura, onde o parâmetro Constante de taxa de dose apresentou erro relativo em relação ao valor publicado no TG- 43 de 0,1%, sendo que os outros parâmetros analisados também apresentaram boa concordância com os valores publicados na literatura. Deste modo, pode-se considerar que os parâmetros utilizados nas simulações (espectro, modelagem geométrica e avaliação de resultados) estão compatíveis com outros estudos, sendo estes parâmetros também utilizados nas simulações da semente do IPEN. Considerando as análises de incerteza estatística, os valores obtidos da semente do IPEN são semelhantes aos valores da semente 6711.

Adsorption of Supercritical fluids on graphitised thermal carbon black: Molecular layer structure theory versus grand canonical Monte Carlo simulation

This paper presents a detailed analysis of adsorption of supercritical fluids on nonporous graphitized thermal carbon black. Two methods are employed in the analysis. One is the molecular layer structure theory (MLST), proposed recently by our group, and the other is the grand canonical Monte Carlo (GCMC) simulation. They were applied to describe the adsorption of argon, krypton, methane, ethylene, and sulfur hexafluoride on graphitized thermal carbon black. It was found that the MLST describes all the experimental data at various temperatures well. Results from GCMC simulations describe well the data at low pressure but show some deviations at higher pressures for all the adsorbates tested. The question of negative surface excess is also discussed in this paper.

Monte Carlo Random Walk Simulations Based on Distributed Order Differential Equations with Applications to Cell Biology

Mathematics Subject Classification: 65C05, 60G50, 39A10, 92C37

Análise da formulação em Monte Carlo dos pacotes de energia multiespectrais aplicada a meios constituídos por vapor d'água

The Monte Carlo method is accurate and is relatively simple to implement for the solution of problems involving complex geometries and anisotropic scattering of radiation as compared with other numerical techniques. In addition, differently of what happens for most of numerical techniques, for which the associated simulations computational time tends to increase exponentially with the complexity of the problems, in the Monte Carlo the increase of the computational time tends to be linear. Nevertheless, the Monte Carlo solution is highly computer time consuming for most of the interest problems. The Multispectral Energy Bundle model allows the reduction of the computational time associated to the Monte Carlo solution. The referred model is here analyzed for applications in media constituted for nonparticipating species and water vapor, which is an important emitting species formed during the combustion of hydrocarbon fuels. Aspects related to computer time optimization are investigated the model solutions are compared with benchmark line-by-line solutions

Resonance Energy Transfer-Based Molecular Switch Designed Using a Systematic Design Process Based on Monte Carlo Methods and Markov Chains

A RET network consists of a network of photo-active molecules called chromophores that can participate in inter-molecular energy transfer called resonance energy transfer (RET). RET networks are used in a variety of applications including cryptographic devices, storage systems, light harvesting complexes, biological sensors, and molecular rulers. In this dissertation, we focus on creating a RET device called closed-diffusive exciton valve (C-DEV) in which the input to output transfer function is controlled by an external energy source, similar to a semiconductor transistor like the MOSFET. Due to their biocompatibility, molecular devices like the C-DEVs can be used to introduce computing power in biological, organic, and aqueous environments such as living cells. Furthermore, the underlying physics in RET devices are stochastic in nature, making them suitable for stochastic computing in which true random distribution generation is critical.

In order to determine a valid configuration of chromophores for the C-DEV, we developed a systematic process based on user-guided design space pruning techniques and built-in simulation tools. We show that our C-DEV is 15x better than C-DEVs designed using ad hoc methods that rely on limited data from prior experiments. We also show ways in which the C-DEV can be improved further and how different varieties of C-DEVs can be combined to form more complex logic circuits. Moreover, the systematic design process can be used to search for valid chromophore network configurations for a variety of RET applications.

We also describe a feasibility study for a technique used to control the orientation of chromophores attached to DNA. Being able to control the orientation can expand the design space for RET networks because it provides another parameter to tune their collective behavior. While results showed limited control over orientation, the analysis required the development of a mathematical model that can be used to determine the distribution of dipoles in a given sample of chromophore constructs. The model can be used to evaluate the feasibility of other potential orientation control techniques.

Aplicação do Método de Monte Carlo no estudo da atividade obtida em sistema de coincidências 4π(β,EC)-γ pelo Método da Discriminação com reposição

Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear)

A medida e as escalas de avaliação da saúde das populações neonatais e pediátricas : estudo de simulação de Monte Carlo com variáveis ordinais

A investigação na área da saúde e a utilização dos seus resultados tem funcionado como base para a melhoria da qualidade de cuidados, exigindo dos profissionais de saúde conhecimentos na área específica onde desempenham funções, conhecimentos em metodologia de investigação que incluam as técnicas de observação, técnicas de recolha e análise de dados, para mais facilmente serem leitores capacitados dos resultados da investigação. Os profissionais de saúde são observadores privilegiados das respostas humanas à saúde e à doença, podendo contribuir para o desenvolvimento e bem-estar dos indivíduos muitas vezes em situações de grande vulnerabilidade. Em saúde infantil e pediatria o enfoque está nos cuidados centrados na família privilegiando-se o desenvolvimento harmonioso da criança e jovem, valorizando os resultados mensuráveis em saúde que permitam determinar a eficácia das intervenções e a qualidade de saúde e de vida. No contexto pediátrico realçamos as práticas baseadas na evidência, a importância atribuída à pesquisa e à aplicação dos resultados da investigação nas práticas clínicas, assim como o desenvolvimento de instrumentos de mensuração padronizados, nomeadamente as escalas de avaliação, de ampla utilização clínica, que facilitam a apreciação e avaliação do desenvolvimento e da saúde das crianças e jovens e resultem em ganhos em saúde. A observação de forma sistematizada das populações neonatais e pediátricas com escalas de avaliação tem vindo a aumentar, o que tem permitido um maior equilíbrio na avaliação das crianças e também uma observação baseada na teoria e nos resultados da investigação. Alguns destes aspetos serviram de base ao desenvolvimento deste trabalho que pretende dar resposta a 3 objetivos fundamentais. Para dar resposta ao primeiro objetivo, “Identificar na literatura científica, os testes estatísticos mais frequentemente utilizados pelos investigadores da área da saúde infantil e pediatria quando usam escalas de avaliação” foi feita uma revisão sistemática da literatura, que tinha como objetivo analisar artigos científicos cujos instrumentos de recolha de dados fossem escalas de avaliação, na área da saúde da criança e jovem, desenvolvidas com variáveis ordinais, e identificar os testes estatísticos aplicados com estas variáveis. A análise exploratória dos artigos permitiu-nos verificar que os investigadores utilizam diferentes instrumentos com diferentes formatos de medida ordinal (com 3, 4, 5, 7, 10 pontos) e tanto aplicam testes paramétricos como não paramétricos, ou os dois em simultâneo, com este tipo de variáveis, seja qual for a dimensão da amostra. A descrição da metodologia nem sempre explicita se são cumpridas as assunções dos testes. Os artigos consultados nem sempre fazem referência à distribuição de frequência das variáveis (simetria/assimetria) nem à magnitude das correlações entre os itens. A leitura desta bibliografia serviu de suporte à elaboração de dois artigos, um de revisão sistemática da literatura e outro de reflexão teórica. Apesar de terem sido encontradas algumas respostas às dúvidas com que os investigadores e os profissionais, que trabalham com estes instrumentos, se deparam, verifica-se a necessidade de desenvolver estudos de simulação que confirmem algumas situações reais e alguma teoria já existente, e trabalhem outros aspetos nos quais se possam enquadrar os cenários reais de forma a facilitar a tomada de decisão dos investigadores e clínicos que utilizam escalas de avaliação. Para dar resposta ao segundo objetivo “Comparar a performance, em termos de potência e probabilidade de erro de tipo I, das 4 estatísticas da MANOVA paramétrica com 2 estatísticas da MANOVA não paramétrica quando se utilizam variáveis ordinais correlacionadas, geradas aleatoriamente”, desenvolvemos um estudo de simulação, através do Método de Monte Carlo, efetuado no Software R. O delineamento do estudo de simulação incluiu um vetor com 3 variáveis dependentes, uma variável independente (fator com três grupos), escalas de avaliação com um formato de medida com 3, 4, 5, e 7 pontos, diferentes probabilidades marginais (p1 para distribuição simétrica, p2 para distribuição assimétrica positiva, p3 para distribuição assimétrica negativa e p4 para distribuição uniforme) em cada um dos três grupos, correlações de baixa, média e elevada magnitude (r=0.10, r=0.40, r=0.70, respetivamente), e seis dimensões de amostras (n=30, 60, 90, 120, 240, 300). A análise dos resultados permitiu dizer que a maior raiz de Roy foi a estatística que apresentou estimativas de probabilidade de erro de tipo I e de potência de teste mais elevadas. A potência dos testes apresenta comportamentos diferentes, dependendo da distribuição de frequência da resposta aos itens, da magnitude das correlações entre itens, da dimensão da amostra e do formato de medida da escala. Tendo por base a distribuição de frequência, considerámos três situações distintas: a primeira (com probabilidades marginais p1,p1,p4 e p4,p4,p1) em que as estimativas da potência eram muito baixas, nos diferentes cenários; a segunda situação (com probabilidades marginais p2,p3,p4; p1,p2,p3 e p2,p2,p3) em que a magnitude das potências é elevada, nas amostras com dimensão superior ou igual a 60 observações e nas escalas com 3, 4,5 pontos e potências de magnitude menos elevada nas escalas com 7 pontos, mas com a mesma ma magnitude nas amostras com dimensão igual a 120 observações, seja qual for o cenário; a terceira situação (com probabilidades marginais p1,p1,p2; p1,p2,p4; p2,p2,p1; p4,p4,p2 e p2,p2,p4) em que quanto maiores, a intensidade das correlações entre itens e o número de pontos da escala, e menor a dimensão das amostras, menor a potência dos testes, sendo o lambda de Wilks aplicado às ordens mais potente do que todas as outra s estatísticas da MANOVA, com valores imediatamente a seguir à maior raiz de Roy. No entanto, a magnitude das potências dos testes paramétricos e não paramétricos assemelha-se nas amostras com dimensão superior a 90 observações (com correlações de baixa e média magnitude), entre as variáveis dependentes nas escalas com 3, 4 e 5 pontos; e superiores a 240 observações, para correlações de baixa intensidade, nas escalas com 7 pontos. No estudo de simulação e tendo por base a distribuição de frequência, concluímos que na primeira situação de simulação e para os diferentes cenários, as potências são de baixa magnitude devido ao facto de a MANOVA não detetar diferenças entre grupos pela sua similaridade. Na segunda situação de simulação e para os diferentes cenários, a magnitude das potências é elevada em todos os cenários cuja dimensão da amostra seja superior a 60 observações, pelo que é possível aplicar testes paramétricos. Na terceira situação de simulação, e para os diferentes cenários quanto menor a dimensão da amostra e mais elevada a intensidade das correlações e o número de pontos da escala, menor a potência dos testes, sendo a magnitude das potências mais elevadas no teste de Wilks aplicado às ordens, seguido do traço de Pillai aplicado às ordens. No entanto, a magnitude das potências dos testes paramétricos e não paramétricos assemelha-se nas amostras com maior dimensão e correlações de baixa e média magnitude. Para dar resposta ao terceiro objetivo “Enquadrar os resultados da aplicação da MANOVA paramétrica e da MANOVA não paramétrica a dados reais provenientes de escalas de avaliação com um formato de medida com 3, 4, 5 e 7 pontos, nos resultados do estudo de simulação estatística” utilizaram-se dados reais que emergiram da observação de recém-nascidos com a escala de avaliação das competências para a alimentação oral, Early Feeding Skills (EFS), o risco de lesões da pele, com a Neonatal Skin Risk Assessment Scale (NSRAS), e a avaliação da independência funcional em crianças e jovens com espinha bífida, com a Functional Independence Measure (FIM). Para fazer a análise destas escalas foram realizadas 4 aplicações práticas que se enquadrassem nos cenários do estudo de simulação. A idade, o peso, e o nível de lesão medular foram as variáveis independentes escolhidas para selecionar os grupos, sendo os recém-nascidos agrupados por “classes de idade gestacional” e por “classes de peso” as crianças e jovens com espinha bífida por “classes etárias” e “níveis de lesão medular”. Verificou-se um bom enquadramento dos resultados com dados reais no estudo de simulação.

On The Consistency Of Monte Carlo Track Structure Dna Damage Simulations.

Monte Carlo track structures (MCTS) simulations have been recognized as useful tools for radiobiological modeling. However, the authors noticed several issues regarding the consistency of reported data. Therefore, in this work, they analyze the impact of various user defined parameters on simulated direct DNA damage yields. In addition, they draw attention to discrepancies in published literature in DNA strand break (SB) yields and selected methodologies. The MCTS code Geant4-DNA was used to compare radial dose profiles in a nanometer-scale region of interest (ROI) for photon sources of varying sizes and energies. Then, electron tracks of 0.28 keV-220 keV were superimposed on a geometric DNA model composed of 2.7 × 10(6) nucleosomes, and SBs were simulated according to four definitions based on energy deposits or energy transfers in DNA strand targets compared to a threshold energy ETH. The SB frequencies and complexities in nucleosomes as a function of incident electron energies were obtained. SBs were classified into higher order clusters such as single and double strand breaks (SSBs and DSBs) based on inter-SB distances and on the number of affected strands. Comparisons of different nonuniform dose distributions lacking charged particle equilibrium may lead to erroneous conclusions regarding the effect of energy on relative biological effectiveness. The energy transfer-based SB definitions give similar SB yields as the one based on energy deposit when ETH ≈ 10.79 eV, but deviate significantly for higher ETH values. Between 30 and 40 nucleosomes/Gy show at least one SB in the ROI. The number of nucleosomes that present a complex damage pattern of more than 2 SBs and the degree of complexity of the damage in these nucleosomes diminish as the incident electron energy increases. DNA damage classification into SSB and DSB is highly dependent on the definitions of these higher order structures and their implementations. The authors' show that, for the four studied models, different yields are expected by up to 54% for SSBs and by up to 32% for DSBs, as a function of the incident electrons energy and of the models being compared. MCTS simulations allow to compare direct DNA damage types and complexities induced by ionizing radiation. However, simulation results depend to a large degree on user-defined parameters, definitions, and algorithms such as: DNA model, dose distribution, SB definition, and the DNA damage clustering algorithm. These interdependencies should be well controlled during the simulations and explicitly reported when comparing results to experiments or calculations.