Made available in DSpace on 2014-10-09T12:46:41Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:33Z (GMT). No. of bitstreams: 1 07611.pdf: 2728562 bytes, checksum: f4e2c166198e6ed56d8ad3f09429fc60 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:28:01Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:26Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:33:20Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:27Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:46:41Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:33Z (GMT). No. of bitstreams: 1 07611.pdf: 2728562 bytes, checksum: f4e2c166198e6ed56d8ad3f09429fc60 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:28:01Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:26Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A instalação do IPEN para pesquisas em BNCT (Terapia por Captura de Nêutrons em Boro) utiliza o canal de irradiação número 3 do reator IEA-R1, no qual tem-se um campo misto de radiação nêutrons e gama. As pesquisas em andamento necessitam que o campo de radiação, na posição de irradiação de amostra, tenha na composição os nêutrons térmicos maximizados e os componentes de nêutrons epitérmicos, rápidos e radiação gama minimizados. Este trabalho foi desenvolvido com o objetivo de avaliar se o campo de radiação atual na instalação é adequado aos trabalhos em BNCT. Para cumprir com este objetivo, uma metodologia para dosimetria de nêutrons térmicos e radiação gama em campos mistos de altas doses, que não era disponível no IPEN, foi implantada no Centro de Engenharia Nuclear do IPEN, utilizando dosímetros termoluminescentes TLDs 400, 600 e 700. Para as medidas de fluxo de nêutrons térmicos e epitérmicos foram utilizados detetores de ativação de ouro aplicando a técnica de razão de cádmio. Um simulador antropomórfico cilíndrico composto de discos de acrílico foi desenvolvido e testado na instalação e para obter valores teóricos do fluxo de nêutrons e a dose ao longo do simulador antropomórfico foi utilizado o código computacional DOT 3.5. Na posição correspondente a aproximadamente metade do comprimento do cilindro do simulador antropomórfico, foram obtidos os seguintes valores: fluxo de nêutrons térmicos (2,52 ± 0,06).108n/cm2s, epitérmicos (6,17 ± 0,26).107n/cm2s, dose absorvida devido a nêutrons térmicos de (4,2 ± 1,8)Gy e devido a radiação gama (10,1 ± 1,3)Gy. Os valores obtidos mostram que os fluxos de nêutrons térmicos e epitérmicos são adequados para os estudos em BNCT, porém, a dose devido a radiação gama está elevada, indicando que a instalação deve ser aprimorada. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:33:20Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:27Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A técnica de captura de nêutrons em Boro é uma técnica promissora de tratamento de câncer, ela usa do alto LET das partículas provenientes da reação 10B(n,α)7Li para destruir as células cancerígenas. O desenvolvimento desta técnica começou em meados da década de 50 e até hoje ela é alvo de estudos e pesquisas em diversos centros espalhados pelo mundo, no Brasil construiu-se uma instalação que tem como objetivo realizar pesquisas em BNCT, esta instalação está localizada junto ao canal de irradiação número três do reator nuclear de pesquisa IEA-R1 e possui uma blindagem biológica projetada para atender as normas de radioproteção. Esta blindagem biológica foi desenvolvida para permitir que se realizem experimentos com o reator ligado a potência máxima, fazendo com que não seja necessário ligar e desligar o reator para se irradiar amostras. Entretanto quando se abre o canal de irradiação o background do salão de experimentos do salão de experimentos aumenta e esta variação de background inviabiliza a realização das medidas do grupo de pesquisa em difração de nêutrons que utiliza o canal de irradiação número seis. Este trabalho tem como objetivo acrescentar melhorias na blindagem a fim de reduzir ao máximo essa variação de background fazendo com que seja possível realizar medidas na instalação de pesquisas em BNCT sem interferir nas medidas do grupo de pesquisa do canal de irradiação seis. Para isto, utilizou o código MCNP5, dosímetros termoluminescentes e detectores de ativação tipo folha para planejar melhorias na blindagem biológica. Calculou-se com o auxílio do código uma melhoria que consegue reduzir em média o fluxo térmico em 71,2 ± 13 % e verificou-se experimentalmente uma redução média de 70 ± 9 % na dose devido aos nêutrons térmicos. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:50:59Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:57Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:50:59Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:57Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Irradiadores comerciais de grande porte são projetados para processarem grandes quantidades de produtos com altas doses, por exposição à radiação gama. A irradiação em escala industrial é efetuada de forma dinâmica, em que os produtos percorrem um caminho em torno de uma fonte de radiação, geralmente de 60Co, cuja atividade é da ordem de TBq a PBq (kCi a MCi). A dose será diretamente proporcional ao tempo transcorrido pelo material para percorrer este trajeto em torno da fonte. Entretanto, em algumas situações, principalmente para pesquisas ou processos de validação de clientes seguindo a norma ISO 11137, se faz necessário irradiar pequenas amostras com doses fracionadas na posição de irradiação estática. Nesta posição as amostras são colocadas dentro da sala de irradiação a uma distância fixa da fonte e as doses recebidas são determinadas utilizando-se dosímetros. Portanto, a dose somente será conhecida depois da irradiação, pela leitura dos mesmos. Entretanto, em irradiadores industriais, diferentes tipos de produtos com diferentes densidades atravessam o caminho entre a fonte e a posição de irradiação estática, onde estão as amostras. Conseqüentemente, a taxa de dose variará dependendo da densidade do produto, que está sendo irradiado dinamicamente. Uma metodologia adequada seria monitorar a dose recebida pelas amostras em tempo real, medindo a dose por meio de um detector de radiação, com uma melhor precisão e exatidão. Neste trabalho foi desenvolvida uma câmara de ionização cilíndrica de 0.9 cm3, para monitorar as altas doses recebidas por amostras em tempo real, na posição de irradiação estática de um irradiador gama de 60Co. Os gases de nitrogênio e de argônio a pressão de 10exp5 Pa (1 bar) foram utilizados para preencherem a câmara de ionização e determinar uma configuração de trabalho apropriada, para o detector ser utilizado em medidas de altas doses. Cabos de isolação mineral foram soldados diretamente ao corpo da câmara de ionização, para a transmissão do sinal gerado pelo detector até a eletrônica associada, distante cerca de 20 m. O sinal obtido foi cerca de 100 vezes maior do que o ruído de fundo. Este sistema dosimétrico foi testado em um irradiador gama de categoria I e na posição de irradiação estática de um irradiador de grande porte, em que diferentes taxas de dose foram obtidas utilizando materiais absorvedores. Foi encontrada uma boa linearidade do detector entre a dose e a carga, independentemente das diferentes taxas de dose. As incertezas de todas as curvas ficaram abaixo dos +/- 5 %, valor de incerteza máxima recomendada para um sistema dosimétrico de rotina. A câmara de ionização desenvolvida se mostrou adequada para ser utilizada como um dosímetro em tempo real, independente da degradação do espectro causada pela absorção dos fótons da fonte de 60Co, pelo material em irradiação dinâmica. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP