Using the computer code Monte Carlo N-Particle (MCNP), doses were calculated for organs of interest such as the large intestine, urinary bladder, testes, and kidneys while patients were undergoing prostate brachytherapy. This research is important because the doses delivered to the prostate are extremely high and the organs near the prostate are potentially at risk for receiving high doses of radiation, leading to increased probabilities of adverse health effects such as cancer. In this research, two MCNP version 4C codes were used to calculate the imparted energies to the organs of interest delivered by 125I and 103Pd. As expected, the organs nearest to the prostate received the highest energy depositions and the organs farthest from the prostate received the lowest energy depositions. Once the energy depositions were calculated, the doses to the organs were calculated using the known volumes and densities of the organs. Finally, the doses to the organs over an infinite time period were calculated.

A large radiological accident will result in the contamination of surrounding people, animal, vegetation etc. In such a situation assessing of the level of contamination becomes necessary to plan for the decontamination. There are plans existing for evaluating contamination on people. However, there are limited to no plans to evaluate animals. It is the responsibility of the United States Department of Agriculture (USDA) to decontaminate animals. So the objective of this thesis work was to design a scalable gamma radiation portal monitor (RPM) which can be used to assess the level of contamination on large animals like cattle. This work employed a Monte Carlo N-Particle (MCNP) radiation transport code for the purpose. A virtual system of cow, radiation source representing the contamination, cattle chute and different detector configurations were modeled. NaI scintillation detectors were modeled for this work. To find the optimal detector size and configuration, different detector orientations were simulated for different source positions using the MCNP code. Also simulations were carried out using different number and size of the detectors. It was found that using 2" x 4" x 16" detector yielded a minimum detectable activity (MDA) value of 0.4 microCi for 137Cs source.

Submitted by Almir Azevedo (barbio1313@gmail.com) on 2017-04-26T11:35:46Z No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2016 Caroline M Barbosa.pdf: 2146360 bytes, checksum: bb7e3963b9807e214b615443710004e5 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-04-26T11:35:46Z (GMT). No. of bitstreams: 1 dissertação mestrado ien 2016 Caroline M Barbosa.pdf: 2146360 bytes, checksum: bb7e3963b9807e214b615443710004e5 (MD5) Previous issue date: 2016-02 / Na extração offshore, a água produzida pode apresentar características geoquímicas que correspondem à mistura de água de formação (água conata) e da água do mar (água de injeção) e o comportamento físico-químico da água injetada permite variação considerável no índice de salinidade alterando a relação água/óleo e tornando-se difícil prever por cálculos do balanço de massa devido à grande anisotropia dos reservatórios. Um dos métodos para se avaliar o comportamento da água de injeção é determinar o índice de salinidade (cloretos) da água produzida em cada poço. Os fluidos oriundos desta extração são separados nas suas diferentes frações: líquida (hidrocarbonetos e compostos orgânicos e água) e gasosa (gás natural). Para a predição das frações de volume em regimes multifásicos torna-se necessário um monitoramento em tempo real da qualidade da água (índice de salinidade). A densitometria gama é uma técnica não invasiva indicada para medir o índice de salinidade da água e determinar sua interferência no sinal registrado por um detector cintilador. No entanto, essa técnica mostra alta dependência na composição química da fase aquosa, o que afeta consideravelmente a interação da radiação gama de baixa energia com a água salinizada. Este trabalho apresenta uma metodologia baseada nos princípios de atenuação de raios gama, por meio de simulações de Monte Carlo para calcular a influência da salinidade em medidas utilizando meios aquosos. O sistema de detecção utiliza um detector NaI(Tl) e duas fontes de radiação gama (137Cs e 241Am) para calcular o feixe transmitido visando obter os coeficientes de atenuação mássico em amostras salinas. Os sais NaCl, KCl e MgCl2 foram investigados variando o percentual de concentração em 2%, 6%, 10% e 14%, na faixa de energia de 20 a 800 keV. A validação experimental utilizou a amostra de cloreto de sódio (concentrações de 2,5; 2,0; 1,5 e 1,0 Molar) utilizando os valores de radioisótopos conhecidos, com 59,54 keV (241Am); 356,02 keV (133Ba); 662 keV (137Cs); 1,27 MeV (22Na) e 1,33 MeV (60Co). O código computacional MCNP-X foi utilizado para desenvolver a geometria apropriada a ser implementada experimentalmente. Os resultados obtidos na simulação foram validados experimentalmente e comparados valores teóricos do NIST e XCOM apontando boa concordância. Os resultados indicam que é possível utilizar esta metodologia para correção do índice de salinidade em cálculos de frações de volume ou ainda para diferenciar a água de produção da água de injeção utilizando fontes de baixa energia. / In the offshore extraction, the produced water can present geometric characteristics that correspond to the mixture of forming water and the sea water (injection water) and the physical-chemical behavior of the injected water to allow the considerable variation of the salinity index Altering the water / oil ratio and making it difficult to predict mass balance calculations due to the large anisotropy of the reservoirs. One of the methods to evaluate the behavior of the injection water is to determine the salinity index (chlorides) of the water produced in each well. The fluids derived from this extraction are separated into their different fractions: liquid (hydrocarbons and organic compounds and water) and gas (natural gas). A real-time monitoring of water quality (salinity index) is required for pre-editing volume fractions in multiphase regimes. Densitometry is a noninvasive technique indicated to measure the water salinity index and determine its unsigned interference recorded by a scintillator. However, this technique shows high dependence on the chemical composition of the aqueous phase, which considerably affect the interaction of low energy gamma radiation with saline water. This work presents a methodology with our principles of gamma ray attenuation, using Monte Carlo simulations to calculate an influence of salinity on measurements using aqueous medium. The detection system uses a NaI(Tl) detector and two gamma radiation sources (137Cs and 241Am) to calculate the transmitted beam to obtain the maxima attenuation coefficients in salt samples. The NaCl, KCl and MgCl2 salts were investigated by varying the concentration percentage by 2%, 6%, 10% and 14%, in the energy range of 20 to 800 keV. Experimental validation uses a sample of sodium chloride (concentrations of 2.5, 2.0, 1.5 and 1.0 molar) using the known radioisotope values with 59.54 keV (241Am); 356.02 keV (133Ba); 662 keV (137Cs); 1.27 MeV (22Na) and 1.33 MeV (60Co). The MCNP-X computational code was used to develop an appropriate geometry to be implemented experimentally. The results obtained in the simulation were experimentally validated and the theoretical values of NIST and XCOM were compared with good agreement. The results indicate that the methodology for the correction of salinity index in calculations of volume fractions or to differentiate one from the production of injection water in low energy sources.

Made available in DSpace on 2014-06-12T23:14:22Z (GMT). No. of bitstreams: 2 arquivo8640_1.pdf: 2672634 bytes, checksum: e1ce5f76b530c40bf24ac6adb3cb3ff7 (MD5) license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) Previous issue date: 2008 / Conselho Nacional de Desenvolvimento Científico e Tecnológico / Ratos são comumente utilizados como modelos experimentais em testes pre-clinicos na area de medicina nuclear. Torna-se, pois, de grande importância a realização de estimativas precisas de doses absorvidas nesses animais, para explicação e controle da toxicidade potencial da radiação, observada durante os testes. Neste trabalho, um modelo tomografico de um rato macho adulto da variedade Wistar foi desenvolvido a partir de um conjunto de 155 imagens CT axiais de um especime de 310 g e 100 dias de vida. Apos acoplamento desse modelo ao codigo computacional MCNP-4C, calculos de frações absorvidas para fontes internas de fotons e eletrons de varias energias foram realizados. Todos os dados relativos ao modelo foram disponibilizados, assim como todas as frações absorvidas estimadas, que poderão ser usadas para a obtenção de estimativas de doses absorvidas - segundo a metodologia MIRD - em ratos de tamanho similar ao modelo apresentado. Em geral, os valores calculados para as massas dos orgãos neste estudo concordam relativamente bem com aqueles apresentados por Stabin e colaboradores (2006) para um modelo tomografico de um rato Sprague-Dawley de 248 g. Porem, comparações feitas entre as frações absorvidas estimadas para esses dois modelos indicam que variações anatômicas nesses pequenos animais têm um efeito notavel sobre os valores dessa grandeza. Varias possibilidades de continuidade deste trabalho foram vislumbradas, em particular envolvendo aplicações do modelo desenvolvido para calculos mais específicos na area de medicina nuclear

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Double Chooz est une expérience dédiée à la mesure de l'angle de mélange θ₁₃ caractérisant le phénomène d’oscillation des neutrinos. Elle consiste en l’installation de deux détecteurs identiques respectivement installés à 400 m et 1050 m des deux réacteurs à eau pressurisée de la centrale nucléaire de Chooz dans les Ardennes. Les réacteurs nucléaires sont en effet à l’origine d’un flux intense d’antineutrinos électroniques (de l’ordre de 10²¹ ⊽ₑ/s pour un réacteur de 1GWe)qui peut être détecté par réaction bêta inverse dans le liquide scintillant des détecteurs : ⊽ₑ + p −> e⁺ + n. Le paramètre θ₁₃ peut ensuite être déterminé en cherchant une réduction du nombre d’antineutrinos et une distorsion du flux mesuré dans le détecteur lointain par rapport au détecteur proche. La première phase de l’expérience pour laquelle uniquement le détecteur lointain prend des données a débuté en avril 2011. En l’absence du détecteur proche dont l’installation sera terminée en 2014, une prédiction du flux d’antineutrinos non oscillé attendu dans le détecteur lointain est nécessaire à la prédiction de θ₁₃ . Dans ce manuscrit, nous présentons le travail de simulation réalisé en vue de prédire les taux de fission des deux cœurs de Chooz à l’origine des antineutrinos émis par les réacteurs. Pour cela des simulations de cœur complet des réacteurs ont été développées à l’aide du code de simulation MCNP Utility for Reactor Evolution (MURE). Les résultats de ces simulations ont permis de déterminer les taux de fission et les erreurs systématiques associées durant les périodes de prise de données et d’aboutir à la première indication d’un angle θ₁₃ non-nul en novembre 2011. / The Double Chooz experiment is designed to search for a non-vanishing mixing angle θ₁₃ characterizing the ability of neutrinos to oscillate. It consists in two identical detectors located respectively at 400 m and 1050 m of the two pressurized water reactors of the Chooz nuclear plant in the French Ardennes. Indeed, nuclear reactor are huge electron antineutrino emitters (about 10²¹ ⊽ₑ/s for a 1GWe reactor). In Double Chooz, antineutrino sare detected by the inverse beta decay process in the liquid scintillator of the detectors : ⊽ₑ + p −> e⁺ + n. The θ₁₃ parameter can be investigated searching for ⊽ₑ disappearance and ⊽ₑ energy distortion in the far detector with respect to the near detector. The first phase of the experiment during which only the far detector is taking data has started in April 2011. In absence of far detector whose installation will be completed in 2014, a prediction of the non-oscillated antineutrino flux and spectrum shape expected in the far detector is mandatory to measure θ₁₃ . In this manuscript, we present the simulation work performed to predict the fission rates of both Chooz cores responsible for the reactor antineutrino flux. In this view, a complete core model has been developed with the MCNP Utility for Reactor Evolution (MURE) simulation code. The results of these simulations were used to determine the fission rates and associated systematic errors since the beginning of data taking and led to the first indication for a non-zero θ₁₃ mixing angle in November 2011.

A dosimetria in vivo é uma ferramenta essencial para programas de garantia de qualidade no campo da radioterapia, sendo um procedimento comumente realizado com TLDs ou diodos. No entanto, um dosímetro que vem em crescente popularidade nos últimos anos é o detector do tipo transistor de efeito de campo de metal-óxido-semicondutor (MOSFET). Os dosímetros MOSFET preenchem todas as características necessárias para realização da dosimetria in vivo, uma vez que possuem tamanho pequeno, boa precisão e viabilidade de medição, além de seu fácil manuseio. No entanto, seu verdadeiro diferencial é permitir a leitura de dose em tempo real, possibilitando intervenção imediata na correção de desvios de parâmetros físicos e na antecipação de pequenas alterações anatômicas no paciente durante um tratamento. Assim, foi proposta a caracterização dosimétrica do detector microMOSFET TN-502RDM-H e a construção de seu respectivo modelo computacional em MCNP6. Os resultados mostraram que o dosímetro MOSFET possui boa reprodutibilidade, boa linearidade e independência energética para feixes de altas energias de fótons e elétrons. Com relação a linearidade, destaca-se o excelente desempenho do detector MOSFET para valores doses acima de 50cGy, tendo apresentado uma precisão de 0,3%. Além disso, foi obtido um fator de calibração único, considerando fótons e elétrons de altas energias, com 2,9% de reprodutibilidade. Também foram constatadas dependências angulares de 4% e 13% para irradiações com e sem a condição de equilíbrio eletrônico, respectivamente. Foi encontrada uma diferença de 8% na resposta entre fótons de baixas energias nas qualidades RQR 3 e RQR 10. Com relação ao modelo computacional, a utilização das técnicas caracterização estrutural de MEV e EDS possibilitaram estimar a geometria e a composição do dispositivo MOSFET. Dos resultados do modelo computacional, ressalta-se a excelente concordância da dependência energética simulada em MCNP6 com a calculada analiticamente e também com a literatura. Por fim, o dosímetro MOSFET mostrou bom desempenho dosimétrico, confirmando seu potencial clínico; fato este que, certamente, contribui para sua maior aceitação na radioterapia. Somado a isto, a obtenção de um modelo computacional adequado proporciona um leque de oportunidades para trabalhos futuros, possibilitando o aprimoramento do instrumento nos mais diversos procedimentos de tratamento do câncer por radiação. / In vivo dosimetry is an essential tool for quality assurance programs in the field of radiotherapy, being a commonly performed procedure with TLDs or diodes. However, a dosimeter coming in popularity growing in recent years is the metal-oxide-semiconductor field-effect transistor (MOSFET) type detector. MOSFET dosimeters fulfill all necessary characteristics to perform the dosimetry in vivo, since they have small size, good precision and viability of measurement, besides its easy handling. Nevertheless, its true differential is to provide dose reading in real time, allowing immediate intervention in the deviations correction of physical parameters and the anticipation of small anatomical changes in the patient during a treatment. Thus, it was proposed the dosimetric characterization of the TN-502RDM-H microMOSFET detector and the construction of its respective computational model in MCNP6. Results showed that MOSFET dosimeter has good reproducibility, good linearity and energy independence for high energy beams of photons and electrons. Regarding linearity, the excellent performance of the MOSFET detector for dose values above 50 cGy stands out, since the dosimeter presented an accuracy of up to 0.3%. In addition, a single calibration factor was obtained with a reproducibility of 2.9% considering photons and high energy electrons. Angular dependencies of 4% and 13% were also observed for irradiations with and without the charged-particle equilibrium (CPE), respectively. It was found a difference of 8% in the response between low energy photon in RQR 3 and RQR 10 qualities. Concerning the computational model, use of the structural characterization techniques of SEM and EDS allowed to estimate geometry and composition of the MOSFET device. Excellent agreement of simulated energy dependence in MCNP6 with that calculated analytically and with literature is highlighted. Finally, MOSFET dosimeter showed good dosimetric performance, confirming its clinical potential. This certainly contributes to their greater acceptance in radiotherapy. Further, obtaining a suitable computational model provides a range of opportunities for future work, making it possible to improve the instrument in a variety of cancer treatment procedures.

O reator de pesquisas IEA-R1 opera em regime de 40 h semanais à potência de 4,5 MW. Nestas condições, os cestos disponíveis para o armazenamento dos elementos combustíveis irradiados possuem menos de metade da sua capacidade inicial. Assim, nestas condições de operação, teremos apenas cerca de seis anos de capacidade para armazenamento. Considerando que a vida útil desejada do IEA-R1 seja de pelo menos mais 20 anos, será necessário aumentar a capacidade de armazenamento de combustível irradiado. Dr. Henrik Grahn, especialista da Agência Internacional de Energia Atômica sobre o armazenamento molhado (em piscinas de estocagem), ao visitar o reator IEA-R1 (setembro/2012) fez algumas recomendações. Entre elas, a concepção e instalação de cestos fabricados com aço inoxidável borado e internamente revestidos com uma película de alumínio, de modo que a corrosão dos elementos combustíveis não ocorresse. Após uma revisão da literatura sobre opções de materiais disponíveis para esse tipo de aplicação chegamos ao BoralcanTM fabricado pela 3M devido suas propriedades. Este trabalho apresenta estudos sobre a análise de criticalidade com o código computacional MCNP-5 utilizando duas bibliotecas americanas de dados nucleares avaliados (ENDF/B-VI e ENDF/B-VII) comparativamente. Estas análises demonstraram a possibilidade de dobrar a capacidade de armazenamento de elementos combustíveis, no mesmo espaço ocupado pelos cestos atuais, atendendo a demanda do reator de pesquisas IEA-R1 e também satisfazendo os requisitos de segurança da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e da Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA). / The IEA-R1 research reactor on business under the 40 h weekly to the power of 4.5 MW. Under these conditions, the racks available for the storage of spent fuel elements have less than half of its initial capacity. Thus, in these operating conditions, we will have only about six years of capacity for storage. Whereas the desired service life of the IEA-R1 is at least another 20 years it will be necessary to increase the storage capacity of spent fuel. Dr. Henrik Grahn, an expert of the International Atomic Energy Agency on the wet storage (in storage pools), to visit the IEA-R1 reactor (September/2012) made some recommendations. Among them, the design and installation of baskets made of borated stainless steel and internally lined with an aluminum film, so that corrosion of the fuel elements does not occur. After a literature review of material options available for this type of use, we got to BoralcanTM manufactured by 3M due to its properties. This work presents studies on the criticality analysis with the computer code MCNP-5 using two American libraries of the Evaluated Nuclear Data (ENDF/B-VI and ENDF/BVII), and compare results based on each database. These analyzes demonstrated the possibility of doubling the storage capacity of fuel elements in the same space occupied by the current baskets, meeting the demand of the IEA-R1 research reactor and also meeting the security requirements and of the National Commission of Nuclear Energy (CNEN) and of the International Atomic Energy Agency (IAEA).