Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior - CAPES / The widespread use of ionizing radiation in medicine and industry, associated with the known risks that this type of radiation can cause, has motivated the search for new radiation detectors, seeking improvements in the dosimetric characteristics and in the cost of production in comparison with commercial dosimeters disseminated. The motivation of this work is, therefore, to produce new thermoluminescent detectors through improved routes. Unusual elements in CaSO 4 matrix doping, such as terbium (Tb) and ytterbium (Yb), were used as dopants in this matrix, as well as the europium (Eu), the thulium (Tm) and the silver (Ag), resulting in samples of CaSO 4 :Eu,Tb, CaSO 4 :Tb,Yb, CaSO 4 :Tm,Ag and CaSO 4 :Eu,Ag that were prepared by means of an adaptation of the method developed by Yamashita (1971). The route of synthesis is based on the mixture of calcium carbonate (CaCO 3 ) and dopant oxide (except for silver, incorporated in the form of metalic nanoparticles) in a solution of sulfuric acid. The mixture is heated until all the acid evaporates and only the powder of the material remains. In this route, the sulfuric acid is collected and can be reused. The phosphors produced were characterized by X-ray diffraction and radioluminescence techniques. The silver particles, produced by the polyol method, were characterized by scanning electron microscopy. Composites were obtained from the addition of Teflon to the phosphors. The thermoluminescence (TL) and the optically stimulated luminescence (OSL) of the new materials produced were investigated. Thermoluminescent characteristics such as sensitivity, linearity, reproducibility, minimum detectable dose, kinetic order and fading were evaluated and discussed. The CaSO 4 :Tb,Eu composites showed TL glow curves with peaks at temperatures of 170 °C, 270 °C and 340 °C. The CaSO 4 :Tb,Yb composites presented TL glow curves with peaks at temperatures of 90 °C, 160 °C, 240 °C and 340 °C. CaSO 4 :Tm showed peaks at temperatures of 140 °C and 225 °C and the CaSO 4 :Tm,Ag presented peaks at temperatures of 140 °C, 280 °C and 380 °C. All composites showed a linear and reproducible dose response. The TL emission spectrum of the composites was also evaluated. The samples of calcium sulfate doped with europium and silver particles (CaSO 4 :Eu,Ag) showed great potential for applicability in the OSL dosimetry. / O amplo uso das radiações ionizantes na medicina e na indústria, associado aos riscos conhecidos que esse tipo de radiação pode provocar, tem motivado o desenvolvimento de novos detectores de radiação, buscando melhorias nas características dosimétricas e no custo de produção em comparação com os dosímetros comercialmente difundidos. A motivação deste trabalho foi, portanto, produzir novos detectores termoluminescentes a partir de rotas aprimoradas. Elementos não usuais na dopagem do CaSO 4 , como o térbio (Tb) e o itérbio (Yb), foram empregados como dopantes dessa matriz, assim como o európio (Eu), o túlio (Tm) e a prata (Ag), resultando em amostras de CaSO 4 :Eu,Tb, CaSO 4 :Tb,Yb, CaSO 4 :Tm,Ag e CaSO 4 :Eu,Ag, que foram preparadas por meio de uma adaptação do método desenvolvido por Yamashita et al. (1971). A rota de síntese baseia-se na mistura do carbonato de cálcio (CaCO 3 ) e do óxido dos dopantes (exceto para a prata, incorporada na forma de nanopartículas metálicas) numa solução de ácido sulfúrico. A mistura é aquecida até que todo o ácido evapore e reste somente o pó do material. Nessa rota, o ácido sulfúrico é recoletado e pode ser reutilizado. Os fósforos produzidos foram caracterizados por técnicas de difração de raios X e de radioluminescência. As partículas de prata, produzidas pelo método poliol, foram caracterizadas por microscopia eletrônica de varredura. Compósitos foram obtidos a partir da adição de Teflon aos fósforos. A termoluminescência (TL) e a luminescência opticamente estimulada (LOE) dos novos materiais produzidos foram investigadas. Características termoluminescentes como sensibilidade, linearidade, reprodutibilidade, dose mínima detectável, ordem de cinética e desvanecimento foram avaliadas e discutidas. Os compósitos de CaSO 4 :Tb,Eu apresentaram curvas de emissão TL com picos às temperaturas de 170 °C, 270 °C e 340 °C. Os compósitos de CaSO 4 :Tb,Yb apresentaram curvas de emissão TL com picos às temperaturas de 90 °C, 160 °C, 240 °C e 340 °C. O CaSO 4 :Tm apresentou picos em temperaturas de 140 °C e 225 °C. Já o CaSO 4 :Tm,Ag apresentou picos em temperaturas de 140 ºC, 280 ºC e 380 ºC. Todos os compósitos apresentaram respostas lineares à dose e reprodutíveis. Também foi avaliado o espectro de emissão TL dos compósitos. As amostras de sulfato de cálcio dopado com európio e partículas de prata (CaSO 4 :Eu,Ag) demonstraram grande potencial para aplicabilidade na dosimetria LOE.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:49:14Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:13Z (GMT). No. of bitstreams: 1 09820.pdf: 9119289 bytes, checksum: e59c57eae7bdaff76ea2557cc6f6a4d1 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:29Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:39Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Foi realizada a implantação de um laboratório para testes de detectores com radiação de nêutrons. Uma sala foi reformada e adaptada para ser o Laboratório de TestescomNêutrons(LTN) no subsolo do prédio do Laboratório de Calibração de Instrumentos do IPEN. Foi criada uma sala de controle do sistema de exposição e posicionamento da fonte e para o operador responsável pelos procedimentos de testes dos instrumentos. Foi desenvolvida uma blindagem adequada para a fonte de 241Am(Be), previamente calibrada no Laboratório Nacional de Metrologia das Radiações Ionizantes (LNMRI), num sistema padrão primário. Um arranjo de irradiação automatizado foi implantado, possibilitando a variação da distância fonte-detector por meio de um comando à distância por um painel eletrônico localizado na sala de controle. Os resultados obtidos do levantamento radiométrico permitiram avaliar as condições existentes no LTN e a sua classificação. Foi realizado um estudo de estabilidade a curto e a médio prazo da resposta de vários detectores de nêutrons, que apresentaram resultados dentro do limite recomendado pela norma internacional. A influência da radiação espalhada foi determinada por duas técnicas: Método de Monte Carlo e método experimental, com a utilização de um cone de sombra e um detector de radiação de nêutrons portátil calibrado no LNMRI. Alguns monitores portáteis foram testados no arranjo estabelecido. Dos resultados obtidos por meio da simulação foi possível concluir que a estrutura do LTN está em concordância com os resultados obtidos em outros laboratórios que oferecem o mesmoserviço. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:49:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:41Z (GMT). No. of bitstreams: 1 09989.pdf: 9314793 bytes, checksum: 6fb909f5947fa9bbf203caf7cb958c21 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:34:47Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:03:29Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho teve como objetivos estabelecer os protocolos para o cálculo de incertezas de medição e a interpretação dos resultados de monitoração do Laboratório de Monitoração In Vivo (LMIV). Especificamente, o trabalho visou quantificar a contribuição dos fatores de influência para o cálculo de incertezas, e estabelecer a incerteza nas medidas. Foram utilizados dois detectores cintiladores de iodeto de sódio ativados com tálio (NaI:Tl) que possuem dimensões de 8x4\" (detector de corpo inteiro) e 3x3\" (detector de tireóide), um analisador multicanal EG&G Ortec, modelo 920E, e um microcomputador onde os espectros são adquiridos, analisados e armazenados com o auxílio do programa Renascence32, Ortec. As medições foram realizadas utilizando-se o objeto simulador antropomórfico do Alderson Research Labs. O radionuclídeo de interesse adotado para este estudo foi o 137Cs. Foram estudadas as influências dos fatores operador, geometria de medição, condições ambientais, flutuações eletrônicas com o tempo e baixa atividade. A análise das incertezas resultou em uma incerteza combinada relativa de 15,7% para o sistema 8x4\" e 9,8% para o sistema 3x3\". Estes valores foram obtidos seguindo os princípios recomendados no Guia para Expressão da Incerteza de Medição (GUM) da Joint Committee for Guides in Metrology (JCGM). / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:35:54Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:03:30Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Neste trabalho são apresentados os valores do primeiro coeficiente de Townsend de ionização, α, para o isobutano puro, obtidos com uma câmara de placas paralelas de anodo resistivo no intervalo de campo elétrico reduzido de 140 Td a 230 Td. O método empregado baseia-se em uma nova versão da técnica de Townsend pulsada, onde a ionização primária é produzida pela incidência de um feixe de laser pulsado de nitrogênio em um eletrodo (catodo) de alumínio. O anodo de vidro de alta resistividade (ρ = 2 x 1012Ω.cm) protege o detector contra descargas disruptivas. Para validação inicial do método, a comparação entre as correntes elétricas medidas nos regimes de ionização e de avalanche foi usada na determinação dos valores de α no nitrogênio, gás amplamente estudado com dados bem estabelecidos na literatura. Esta técnica foi estendida com sucesso para obtenção do parâmetro α para o isobutano puro. A presença de efeitos relativos à carga espacial, recombinação e à queda ôhmica através do anodo resistivo foi investigada mediante variação da taxa de repetição do feixe de laser, de sua intensidade e do campo elétrico aplicado. Destes processos secundários, somente a queda ôhmica mostrou-se relevante e os valores de campo elétrico reduzido foram corrigidos para este efeito. Os primeiros coeficientes de Townsend obtidos são compatíveis, dentro do erro experimental, com os determinados com o programa Magboltz 2 versões 7.1 e 8.6. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:55:42Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:57Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho consiste no estudo das possibilidades de aplicações técnicas de Tomografia Computadorizada (TC) utilizando-se um equipamento desenvolvido no Centro de Tecnologia das Radiações (CTR), do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP). O equipamento é formado por uma fonte de radiação gama (60Co), um detector de cintilação de iodeto de sódio dopado com Tálio, NaI(Tl), um sistema mecânico para movimentação (rotação e translação) do objeto e o sistema computacional. Todo este sistema operacional foi elaborado e desenvolvido pela equipe de TC do CTR-IPEN-CNEN/SP e seus colaboradores usando recursos e tecnologia nacional. O primeiro teste de validação do equipamento foi feito com uma amostra cilíndrica de polipropileno (fantoma) com duas cavidades (orifícios) cilíndricas de 5x25 cm (diâmetro e comprimento). Nos testes, estes orifícios foram preenchidos com materiais de densidades diferentes (ar, óleo e metal) cujos coeficientes de atenuação são conhecidos. O objetivo deste teste foi avaliar a qualidade de resposta do equipamento. Neste trabalho apresenta-se o estudo comparativo entre o equipamento de tomografia computadorizada do CTR-IPEN-CNEN/SP que utilizou uma fonte de radiação gama (60Co) e outro equipamento disponibilizado pelo Departamento de Geociências da Universidade do Texas (CTUT), o qual utilizou nos testes uma fonte de raios X (450 kV e 3,2 mA). Como resultado, as imagens obtidas e o estudo da abrangente utilidade do equipamento aqui desenvolvido reforçaram a proposta de que o desenvolvimento da tomografia computadorizada industrial constitui um passo importante na pesquisa e desenvolvimento da tecnologia nacional. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:54:37Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:20Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O polímero Durolon foi caracterizado para ser utilizado como um detector de traços nucleares de estado sólido. Nestes detectores, o testemunho da passagem da radiação é um dano na estrutura molecular do polímero que após ser atacado em uma solução química se transforma em um traço, permanente e visível em um microscópio ótico. A caracterização do Durolon foi feita mediante estudos do diâmetro do traço, da eficiência de produção de traços, da transmissão de luz pelo polímero e do ângulo crítico de incidência da partícula em sua superfície, visando fornecer os subsídios necessários para interpretar as informações registradas. No presente trabalho os danos no polímero foram causados por partículas - da reação nuclear 10B(n,)7Li, mediante a irradiação de uma tela de boro em um feixe de nêutrons térmicos, oriundo de um equipamento instalado no canal 08 do reator nuclear de pesquisas IEA-R1 do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares IPEN-CNEN/SP. Estes estudos foram realizados mediante o emprego de um sistema digital que foi desenvolvido neste trabalho. A sua utilização permitiu uma maior qualidade e eficácia quanto a aquisição e a análise de dados bem como acesso a diversos outros parâmetros referentes aos traços, até então inacessíveis pelo sistema analógico que estava em uso no IPEN e, assim, acesso a teoria da formação da imagem nestes detectores. As características determinadas para o Durolon foram comparadas com as obtidas para outros dois detectores de traços nucleares, o Makrofol-E e o Makrofol-DE e, demonstram a viabilidade de sua utilização. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-11-12T10:02:52Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-11-12T10:02:52Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / No mundo de hoje, onde o uso da radiação de diversas naturezas está generalizado, a quantificação da energia depositada por essas diferentes radiações se tornou uma atividade de grande importância, principalmente quando a faixa de energia é considerada elevada, estas altas energias de radiação estão presentes, geralmente, em aceleradores de partículas, reatores nucleares e em irradiadores industriais, por exemplo. Este trabalho tem como objetivo medir altas doses de radiação de raios gama, feixes de elétrons e feixes de prótons utilizando duas variedades de um silicato natural (água-marinha e goshenita) e medir altas doses de nêutrons epitérmicos de alta fluência utilizando dosímetros de Fluoreto de Lítio dopados com Mg, Cu e P (MCP). A técnica utilizada para medir a dose absorvida por esses materiais foi a termoluminescência. As irradiações com raios- γ provenientes de fontes de 60Co foram de 100 kGy a 2000 kGy para a água-marinha e de 600 kGy a 2000 kGy para a goshenita, os resultados de intensidade TL vs Dose mostram que a partir de certa dose - 250 kGy e 1234,8 kGy para água-marinha e goshenita, respectivamente - o sinal TL começa a decrescer. Foi observado neste trabalho que, estes materiais quando irradiados com tais doses e posteriormente irradiados com doses baixas de alguns Gys até cerca de 400-500 Gy, o sinal TL decresce regularmente, podendo ser utilizado na dosimetria das radiações nessa faixa de dose. Para a irradiação de feixe de prótons e de feixe de elétrons foram utilizados dosímetros em placa de goshenita e dosímetros de pastilhas de água-marinha, a carga do feixe de prótons vai de 20 a 216 μC e a dose do feixe de elétrons vai de 10 kGy a 70 kGy. As irradiações com nêutrons epitérmicos utilizando LiF: Mg, Cu, P foram realizadas no reator IEA-R1/IPEN com fluências de 1014 a 1017 n/cm² e a quantificação das doses absorvidas foram realizadas utilizando o método UHTR (Ultra High Temperature Ratio). / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Silicon carbide is a semiconductor with a wide bandgap of up to 3.2 eV and is capable of operating in extreme conditions, high temperature and high energy modes. This work focuses on the investigation of electrical and optical properties of monocrystalline SiC by various methods including Raman spectroscopy, volt-ampere characteristics, L-TCT and spectroscopic techniques. The adhesion of contacts and the influence of different contact materials on the ability to detect ionizing radiation are also studied to optimize the technology of preparation of quality SiC-based radiation detectors.