Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-01-21T10:32:45Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-01-21T10:32:45Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo (FAPESP) / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP / FAPESP:10/04206-4

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:36:03Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:23Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho apresenta um estudo sobre o efeito de sombreamento em detectores de nêutrons, quando estes são utilizados em medidas de reatividade com a técnica de rod drop. O sombreamento pode ser entendido como uma mudança na eciência dos detectores, quando esta é dada em nêutrons detectados/ssão ocorrida no reator, sendo mais evidente nos detectores mais próximos ao banco sendo inserido. O método de análise, fundamentalmente teórica, baseou-se em simulações do reator IPEN/MB-01 utilizando o código CITATION e o programa MCNP. Em ambos os casos, os resultados são estáticos, mostrando os uxos neutrônicos apenas em duas situações: antes da inserção do banco, e após sua inserção. A reatividade, neste caso, é obtida utilizandose a expressão derivada da técnica de source jerk. Em adição ao estudo teórico, os dados de um experimento de rod drop realizado no reator IPEN/MB-01 também foram utilizados. Neste caso, a reatividade foi obtida com o método de cinética inversa, já que os dados experimentais são constituídos de valores que variam no tempo. Em todos os casos, fatores de correção para o efeito de sombreamento são propostos. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:52:18Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:00:31Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O presente trabalho descreve uma nova metodologia desenvolvida para modelar o comportamento da atividade em sistema de coincidência 4π(PC)β-γ. As eficiências para elétrons no detector proporcional (PC) e para radiação gama no detector de NaI(Tl) foram calculadas utilizando o programa de Monte Carlo MCNP4C. Outro código de Monte Carlo foi desenvolvido para seguir o caminho no esquema de desintegração desde o estado inicial do radionuclídeo precursor, até o estado fundamental do núcleo filho. Cada etapa do esquema de desintegração é selecionada por meio de números aleatórios levando em conta as probabilidades de cada ramo β- ou captura eletrônica, as probabilidades de transição e os coeficientes de conversão interna. Uma vez que o estado final tenha sido atingido é verificado se houve detecção de eventos beta, captura eletrônica ou transições gama, e os eventos para os três espectros, beta, gama e coincidência são contabilizados. A variação da eficiência beta pode ser feita através da simulação de corte na energia detectada ou pela utilização de absorvedores (Collodion). Foram escolhidos para a simulação os radionuclídeos 134Cs, 72Ga que se desintegram por transição β-, 133Ba que se desintegra por captura eletrônica e 35S que é um emissor beta puro. Para este último foi simulando o Método do Traçador. As curvas de extrapolação obtidas por Monte Carlo foram ajustadas pelo Método dos Mínimos Quadrados com os pontos experimentais e comparados com os resultados obtidos pelo Método da Extrapolação Linear. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:34:00Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:07Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O trabalho teve como objetivo a investigação de Metodologias de Cálculo dos Reatores Subcríticos acionados por fonte externa de nêutrons, tais como, \"Accelerator Driven Subcritical Reactor\" (ADSR) e \"Fusion Driven Subcritical Reator\" (FDSR) , que são reatores nucleares subcríticos com uma fonte externa de nêutrons. Tais nêutrons são produzidos, no caso do ADSR, através da interação de partículas aceleradas (prótons, deutério) com um alvo (Pb, Bi, etc) ou através das reações de fusão, no caso do FDSR. Este conceito de reator vem sendo objeto de intensa pesquisa, sobretudo pela possibilidade de ser utilizado para transmutar o enorme inventario de rejeitos nucleares, principalmente os transurânicos (TRU) e os produtos de fissão de meia-vida longa (LLFP). Neste trabalho enfatiza os seguintes aspectos: (i) complementar e aprimorar a metodologia de cálculos neutrônicos com queima e transmutação e implementá-la computacionalmente; (ii) e utilizando esta metodologia, participar dos Projetos Coordenados de Pesquisa (CRP) da Agência Internacional de energia Atômica \"Analytical and Experimental Benchmark Analysis of ADS\" e \"Collaborative work on use of LEU in ADS\", principalmente na reprodução dos resultados experimentais da instalação subcrítica Yalina Booster e também no cálculo de um núcleo subcrítico do reator IPEN/MB-01, (iii) analisar comparativamente diferentes bibliotecas de dados nucleares, no cálculo de parâmetros integrais (keff), diferenciais (espectro, fluxo) e de queima e transmutação (inventário ao final do ciclo) e (iv) aplicar a metodologia desenvolvida em um estudo que possa ajudar na escolha futura de um sistema transmutador dedicado. Foram utilizados para tanto os seguintes códigos: MCNP (Transporte de partículas por Monte Carlo), MCB (acoplamento do MCNP com código de transmutação) e o sistema NJOY para o processamento dos arquivos de dados nucleares avaliados. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:34:46Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:16Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Pesquisas que tem como objetivo melhorar o desempenho de códigos de transporte de nêutrons e a qualidade de bases de dados de seções de choque nucleares são muito importantes para aumentar a acurácia de simulações e a qualidade de análises e predição de fenômenos no campo nuclear. Neste contexto, dados experimentais relevantes como medidas de reatividade induzida são necessários. O objetivo deste trabalho foi conduzir uma série de experimentos de medida de reatividade induzida, utilizando um reatímetro digital desenvolvido pelo IPEN. Os experimentos empregaram amostras metálicas inseridas na região central do núcleo do reator experimental IPEN/MB-01. A análise teórica foi realizada pelo código de física de reatores MCNP-5, desenvolvido e mantido pelo Los Alamos National Laboratory, e a biblioteca de dados nucleares ENDF/B-VII.0. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:51:51Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:32Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho apresenta uma metodologia de cálculo para a obtenção de doses em estruturas do olho humano, como: esclera, coróide, retina, nervo óptico, corpo vítreo, câmara anterior, lente, além do tumor devido ao tratamento com placas oftálmicas. Construiu-se um modelo de olho humano com suas principais estruturas e dimensões fieis, além de um modelo matemático para uma placa de Co-60 e uma placa de sementes de I-125, levando-se em conta tamanho e disposição geométrica das fontes reais, com o código de Monte Carlo MCNP-4C. Esse modelo é capaz de calcular as distribuições de dose axiais e radiais para qualquer ponto do olho e para cada uma de suas estruturas. Construiu-se, também, um simulador de acrílico para o olho. Esse simulador é formado por uma esfera de acrílico fatiada em lâminas de 1 mm de espessura para simular as mesmas condições de simulação realizada pelos código MCNP-4C, fornecendo as doses axiais e radiais em filmes radiográficos. O simulador foi utilizado para validar os cálculos realizados com o código MCNP-4C. Os dados obtidos desse modelo matemático servirão para montar um banco de dados de doses para todas as estruturas do olho, posições e tamanhos de tumores e quaisquer placas oftálmicas utilizadas para tratamento. Esse banco de dados será a parte principal para a construção de um “software” nacional para cálculos de dose, que poderá fazer parte de um sistema de planejamento confiável para ser utilizado em radioterapia/braquiterapia. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:26:35Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Neste trabalho foram determinados experimentalmente os índices espectrais 28r* e 25d* e o fator de eficiência de contagem gama através da técnica de varredura gama de varetas combustíveis no reator nuclear IPEN/MB-01. A vantagem deste método experimental consiste no fato de terem sido eliminados a maioria dos fatores de correção advindos dos cálculos, permanecendo somente os fatores de rendimento médio de fissão e a fração de fissão no 235U na determinação do 25d*. Os experimentos foram efetuados com luvas de cádmio de diferentes espessuras: 0,55 mm, 1,10 mm e 2,20 mm. As incertezas experimentais inferiores a 1% e a excelente caracterização dos dados geométricos e materiais do reator IPEN/MB-01 permitem utilizar os resultados obtidos como benchmark para a validação de bibliotecas de dados nucleares. Sendo assim, foi utilizado o programa MCNP-5 com as bibliotecas de dados nucleares: ENDF/B-VI.8, ENDF/B-VII.0, JENDL-3.3 e JEFF-3.1. A comparação entre os valores advindos dos cálculos e os resultados experimentais mostrou que houve progressos sensíveis com as bibliotecas de dados nucleares atuais. Os desvios entre a comparação dos valores calculados e os resultados experimentais são inferiores a 2 %, sendo que o melhor desempenho foi obtido com a biblioteca de dados nucleares ENDF/B-VII.0 e a incerteza máxima na comparação dos resultados foi de -1,4 %, para as bibliotecas de dados nucleares JEFF-3.1 e JENDL-3.3. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:44:01Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:20Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06913.pdf: 2715369 bytes, checksum: 9d927e16226a25d1d362ba0ebc83502c (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:34:24Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:44Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho visa determinar as razões espectrais e o espectro de energia de nêutrons no interior do combustível do Reator Nuclear IPEN/MB-01. Estes parâmetros são de grande importância para determinar com precisão parâmetros físicos de reatores nucleares, como taxas de reação, tempo de vida do combustível e também parâmetros de segurança, tais como reatividade. Para o experimento, utilizou-se detectores de ativação na forma de finas folhas metálicas, introduzidas em uma vareta combustível experimental desmontável. Em seguida, a vareta foi colocada na posição central do núcleo, que tem uma configuração retangular padrão de 26x28 varetas combustível. Foram utilizados detectores de ativação de diferentes elementos como 197Au, 238U, 45SC, 58Ni, 24Mg, 47Ti e 115In para cobrir grande parte do espectro de energia dos nêutrons. Após a irradiação, os detectores de ativação foram submetidos a espectrometria gama utilizando um sistema de contagem com Germânio hiper-puro, afim de se obter a taxa de reação (atividade de saturação) por núcleo alvo. As razões espectrais foram comparadas com valores obtidos através do método de Monte Carlo utilizando o código MCNP-4C. O espectro de energia de nêutrons foi obtido no interior da vareta combustível utilizando o código SANDBP com um espectro de entrada obtido pelo código MCNP-4C, a partir dos valores de atividade de saturação por núcleo alvo dos detectores de ativação irradiados. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-01-21T10:32:45Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-01-21T10:32:45Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Fundação de Amparo à Pesquisa do Estado de São Paulo (FAPESP) / A NSECT figura como uma nova técnica espectrográfica capaz de avaliar in vivo a concentração de elementos utilizando a reação de espalhamento inelástico (n,n). Desde sua introdução, várias melhorias vem sendo propostas com o objetivo de investigar aplicações para o diagnóstico clínico e redução da dose absorvida associada à aquisição tomográfica. Neste contexto, são apresentadas duas novas aplicações de diagnóstico utilizando as abordagens espectroscópica e tomográfica da NSECT. Uma nova metodologia também foi proposta para otimizar a amostragem do sinograma que está diretamente relacionado com a qualidade de reconstrução através do protocolo de irradiação. Os estudos realizados foram desenvolvidos com base em simulações com o código MCNP5. O diagnóstico de Carcinoma de Célula Renal (CCR) e a detecção de microcalcificações mamárias foram avaliadas nos estudos conduzidos utilizando um objeto simulador humano. Os resultados obtidos demonstram a habilidade da técnica NSECT em detectar a alteração da composição dos tecidos modelados em função do desenvolvimento das patologias avaliadas. O método proposto para a otimização dos sinogramas foi capaz de simular analiticamente a composição do meio irradiado permitindo que a qualidade de reconstrução e a dose efetiva fossem avaliados em função da taxa de amostragem. Entretanto, futuras pesquisas devem ser conduzidas para quantificar o limiar de detecção de acordo com os elementos selecionados. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP / FAPESP:10/04206-4