Submitted by Isaac Francisco de Souza Dias (isaac.souzadias@ufpe.br) on 2016-06-13T19:13:46Z No. of bitstreams: 2 license_rdf: 1232 bytes, checksum: 66e71c371cc565284e70f40736c94386 (MD5) Dissertacao_Charles.pdf: 4536947 bytes, checksum: 646198e97695c41d56a17eb67e2ca63b (MD5) / Made available in DSpace on 2016-06-13T19:13:46Z (GMT). No. of bitstreams: 2 license_rdf: 1232 bytes, checksum: 66e71c371cc565284e70f40736c94386 (MD5) Dissertacao_Charles.pdf: 4536947 bytes, checksum: 646198e97695c41d56a17eb67e2ca63b (MD5) Previous issue date: 2015-08-21 / Para medir a dose em procedimentos que utilizam raios X foi desenvolvido um sistema dosimétrico. O equipamento desenvolvido consiste de um dosímetro portátil de leitura direta com base em detectores semicondutores e um sistema computacional de processamento de dados instalado em um computador. A comunicação entre o dosímetro portátil e o sistema computacional pode ser realizada via rede sem fio ou conexão USB. Diversos dosímetros podem ser conectados a um mesmo sistema computacional. Os dados que trafegam pela rede são transmitidos em tempo real para todos os usuários através de um protocolo de comunicação desenvolvido especialmente para este projeto. O sistema tem potencial de aplicação tanto na dosimetria de paciente como na monitoração ocupacional. O sistema dosimétrico foi testado nas qualidades de radiodiagnóstico definidas pela IEC 61267 denominadas de RQR3, RQR5, RQR8, RQRI0. Na monitoração ocupacional foram utilizadas as qualidades de radioproteção definidas pela ISO 4037 conhecidas como 40, N60, N80, NI00 e N120. Além disso, o dosímetro foi também avaliado com energias dos raios gama do Cs-137 e Co-60. Com base nos resultados, pode-se observar que a resposta do dosímetro possui coeficiente de variação menor 1 % e desvio padrão inferior a 10 % nos testes de reprodutibilidade. O sistema apresenta uma resposta linear quando exposto ao kerma no ar nas qualidades de radiação estudadas. / A dosimetric system has been developed for dose measurement in procedures which makes use of X-rays. The developed instrument consists of a semiconductor-detector based portable wireless dosimeter and a computational data processing system installed in a computer. Communication between the portable dosimeter and the system installed on the computer can be performed via wireless network or USB. Several portable dosimeters can be connected to one computational system. The data that travel over the network are transmitted in real time to all users through a communication protocol specifically designed for this application. The system has potential application in both for patient dosimetry and occupational monitoring. The dosimetric system has been tested at the IEC 61267 radiation qualities RQR3, RQR5, RQR8 and RQR10, for radiology, and, ISO 4037 N40, N60, N80, N100 and N120, for occupational monitoring. Moreover, the dosimeter has also been evaluated in gamma ray energies of Cs-137 and Co-60. Based on the results, one can observe that the dosimeter response has a coefficient of variation below 1 %, and a standard deviation lower than 10 % for reproducibility tests. The system displays a linear response when exposed to Air Kerma for the studied radiation qualities.

Este trabalho tem como objetivo a avaliação dosimétrica de componentes semicondutores (detectores Barreira de Superfície e fotodiodos PIN) para aplicação em medições de dose equivalente em campos de baixo fluxo de nêutrons (rápidos e térmicos), utilizando uma fonte de AmBe de alto fluxo, a instalação de Neutrongrafia do reator IEA-R1 (fluxos térmicos/epitérmicos) e fluxo de nêutrons rápidos do núcleo do reator IPEN/MB-01 (UCRI Unidade Crítica). Para a detecção de nêutrons (térmicos, epitérmicos e rápidos) foram usados componentes moderadores e conversores (parafina, boro e polietileno). Os fluxos resultantes da moderação e conversão foram utilizados para a irradiação de componentes semicondutores (SSB - Barreira de Superfície e fotodiodos). Foi utilizado também um conversor misto constituído de uma folha de polietileno borado (marca Kodak). O método de simulação por Monte Carlo foi utilizado para avaliar de forma analítica a espessura ótima da parafina. O resultado obtido foi similar ao verificado experimentalmente e serviu para avaliar o fluxo de nêutrons emergentes do moderador (parafina). Da mesma forma, através de simulação, foi avaliado também o fluxo de nêutrons rápidos que atinge o conversor de polietileno que cobre a face sensível dos semicondutores. O nível de radiação gama foi avaliado cobrindo o detector por inteiro com uma folha de cádmio de 1 mm de espessura. O reator IPEN/MB-01 foi usado para avaliar a resposta dos detectores para nêutrons rápidos de alto fluxo. Os resultados, de uma forma geral, mostraram concordância e similaridade com os trabalhos desenvolvidos por outros grupos de pesquisas. Foi também estabelecida uma abordagem para o cálculo de dose equivalente utilizando os espectros obtidos nas experiências. / The main objetive of this research is the dosimetric evaluation of semiconductor componentes (surface barrier detectors and PIN photodiodes) for applications in dose equivalent measurements on low dose fields (fast and thermal fluxes) using an AmBe neutron source, the IEA-R1 reactor neutrongraphy facility (epithermal and thermal fluxes) and the Critical Unit facility IPEN/MB-01 (fast fluxes). As moderator compound to fast neutrons flux from the AmBe source was used paraffin and boron and polyethylene as converter for thermal and fast neutrons measurements. The resulting fluxes were used to the irradiation of semiconductor components (SSB Surface Barrier Detector and PIN photodiodes). A mixed converter made of a borated polyethylene foil (Kodak) was also used. Monte Carlo simulation metodology was employed to evaluate analytically the optimal paraffin thickness. The obtained results were similar to the experimental data and allowed the evaluation of emerging neutron flux from moderator, as well as the fast neutron flux reaching the polyethylene covering the semiconductor sensitive surface. Gamma radiation levels were evaluated covering the whole detector with cadmium foil 1 mm thick, allowing thermal neutrons blockage and gamma radiation measurements. The IPEN/MB-01 facility was employed to evaluate the detector response for high neutron flux. The results were in good agreement with other studies published. Using the obtained spectra an approach to dose equivalent calculation was established.

Este trabalho tem como objetivo a avaliação dosimétrica de componentes semicondutores (detectores Barreira de Superfície e fotodiodos PIN) para aplicação em medições de dose equivalente em campos de baixo fluxo de nêutrons (rápidos e térmicos), utilizando uma fonte de AmBe de alto fluxo, a instalação de Neutrongrafia do reator IEA-R1 (fluxos térmicos/epitérmicos) e fluxo de nêutrons rápidos do núcleo do reator IPEN/MB-01 (UCRI Unidade Crítica). Para a detecção de nêutrons (térmicos, epitérmicos e rápidos) foram usados componentes moderadores e conversores (parafina, boro e polietileno). Os fluxos resultantes da moderação e conversão foram utilizados para a irradiação de componentes semicondutores (SSB - Barreira de Superfície e fotodiodos). Foi utilizado também um conversor misto constituído de uma folha de polietileno borado (marca Kodak). O método de simulação por Monte Carlo foi utilizado para avaliar de forma analítica a espessura ótima da parafina. O resultado obtido foi similar ao verificado experimentalmente e serviu para avaliar o fluxo de nêutrons emergentes do moderador (parafina). Da mesma forma, através de simulação, foi avaliado também o fluxo de nêutrons rápidos que atinge o conversor de polietileno que cobre a face sensível dos semicondutores. O nível de radiação gama foi avaliado cobrindo o detector por inteiro com uma folha de cádmio de 1 mm de espessura. O reator IPEN/MB-01 foi usado para avaliar a resposta dos detectores para nêutrons rápidos de alto fluxo. Os resultados, de uma forma geral, mostraram concordância e similaridade com os trabalhos desenvolvidos por outros grupos de pesquisas. Foi também estabelecida uma abordagem para o cálculo de dose equivalente utilizando os espectros obtidos nas experiências. / The main objetive of this research is the dosimetric evaluation of semiconductor componentes (surface barrier detectors and PIN photodiodes) for applications in dose equivalent measurements on low dose fields (fast and thermal fluxes) using an AmBe neutron source, the IEA-R1 reactor neutrongraphy facility (epithermal and thermal fluxes) and the Critical Unit facility IPEN/MB-01 (fast fluxes). As moderator compound to fast neutrons flux from the AmBe source was used paraffin and boron and polyethylene as converter for thermal and fast neutrons measurements. The resulting fluxes were used to the irradiation of semiconductor components (SSB Surface Barrier Detector and PIN photodiodes). A mixed converter made of a borated polyethylene foil (Kodak) was also used. Monte Carlo simulation metodology was employed to evaluate analytically the optimal paraffin thickness. The obtained results were similar to the experimental data and allowed the evaluation of emerging neutron flux from moderator, as well as the fast neutron flux reaching the polyethylene covering the semiconductor sensitive surface. Gamma radiation levels were evaluated covering the whole detector with cadmium foil 1 mm thick, allowing thermal neutrons blockage and gamma radiation measurements. The IPEN/MB-01 facility was employed to evaluate the detector response for high neutron flux. The results were in good agreement with other studies published. Using the obtained spectra an approach to dose equivalent calculation was established.

Submitted by Marcele Costal de Castro (costalcastro@gmail.com) on 2017-09-26T18:55:34Z No. of bitstreams: 1 CESAR MARQUES SALGADO M.pdf: 3473675 bytes, checksum: 2b5a708871e86c34a4f43ffa3852b0df (MD5) / Made available in DSpace on 2017-09-26T18:55:34Z (GMT). No. of bitstreams: 1 CESAR MARQUES SALGADO M.pdf: 3473675 bytes, checksum: 2b5a708871e86c34a4f43ffa3852b0df (MD5) Previous issue date: 2003-08 / Este trabalho visa estudar possíveis procedimentos para a determinação de espectros de fótons, gerado por um tubo raios X, utilizados em diagnóstico médico (RXD) que opera na faixa de m20 a 150 Kv, permitindo, assim, o estabelecimento mais preciso das qualidades dos feixes de RXD, contribuindo para diminuir as incertezas nos processos de calibração de câmaras de ionização. Com esta finalidade, foram selecionados dois tipos de detectores, um detector de telureto de cádmio e zinco (CZT) e outro de germânio (HPGe planar). A interação do feixe de raios X com esses detectores fornece uma distribuição de altura de pulsos (DAP) que não representa o espectro verdadeiro de fótons incidentes, devido à presença de fótons escapes K, espelhamento Compton e ao fato da eficiência de detecção diminuir abruptamente com o aumento da energia dos fótons. Uma análise detalhada destes efeitos espúrios envolvidos na detecção foi realizada com a utilização do código MCNP 4B (código computacional para transporte de nêutrons e fótons) na modelagem dos detectores. Um procedimento de desmembramento (stripping) é descrito para a implementação em um computador pessoal para o detector HPGe, obtendo assim, o real espectro de energia de fótons do aparelho de raios X. As curvas de resposta do detector, obtidos por modelagem foram comparadas com dados obtidos experimentalmente, utilizando-se fontes pontuais. A validade deste método é testada por comparação com os espectros teóricos para as condições do tubo de raios X e, também, comparando-se os valores de kerma no ar determinados para este detector e medidos por uma câmara de ionização padrão secundário.