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).

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).

O Programa de Controle de Qualidade de sistemas geradores de raios X inclui a verificação periódica da constância dos feixes de raios X, para tanto é preciso que o físico especialista conheça as respostas dos instrumentos medidores de radiação. Neste trabalho foi analisado o comportamento das câmaras de ionização submetidas a feixes de radiação em Radiodiagnóstico nas energias de 50, 81, 90 e 102 kV. Inicialmente foram realizadas medidas experimentais com oito câmaras de ionização de quatro modelos- e, em seguida, foi simulado através do Método de Monte Carlo, com o código MCNP5, um sistema gerador de raios X e os quatro modelos de câmaras de ionização empregados na parte experimental. Com as simulações de arranjo padronizado foi calculado o valor de kerma no ar e foram comparadas, então, as respostas obtidas experimentalmente com os cálculos por simulação. As correlações obtidas entre os resultados permitiram o desenvolvimento de uma ferramenta que apresenta maiores informações para a compreensão dos equipamentos detectores utilizados, e que auxilia o especialista em física médica na análise da resposta dos detectores. / The Quality Control Program for X ray generator systems includes the periodic verification of the X rays beams constancy, therefore it is necessary that the medical physics specialist knows the measuring instruments physical response to radiation. In this work it was analyzed the behavior of ionization chambers subjected to radiation beams at diagnostic radiology energies of 50, 81, 90 and 102 kV. Initially it was performed experimental measurements with eight ionization chambers four models- and then it was simulated, by Monte Carlo Method, with the MCNP5 code an X ray generator system and the four ionization chambers models used in the experimental part. A patterned array was taken by the simulations and the air kerma value was calculated to the simulated system and then those values were compared to the experimental data. The correlations between the results allowed the development of a tool that enables a better understanding of the detectors and helps the physics specialist in the analysis of the detectors response.

O Programa de Controle de Qualidade de sistemas geradores de raios X inclui a verificação periódica da constância dos feixes de raios X, para tanto é preciso que o físico especialista conheça as respostas dos instrumentos medidores de radiação. Neste trabalho foi analisado o comportamento das câmaras de ionização submetidas a feixes de radiação em Radiodiagnóstico nas energias de 50, 81, 90 e 102 kV. Inicialmente foram realizadas medidas experimentais com oito câmaras de ionização de quatro modelos- e, em seguida, foi simulado através do Método de Monte Carlo, com o código MCNP5, um sistema gerador de raios X e os quatro modelos de câmaras de ionização empregados na parte experimental. Com as simulações de arranjo padronizado foi calculado o valor de kerma no ar e foram comparadas, então, as respostas obtidas experimentalmente com os cálculos por simulação. As correlações obtidas entre os resultados permitiram o desenvolvimento de uma ferramenta que apresenta maiores informações para a compreensão dos equipamentos detectores utilizados, e que auxilia o especialista em física médica na análise da resposta dos detectores. / The Quality Control Program for X ray generator systems includes the periodic verification of the X rays beams constancy, therefore it is necessary that the medical physics specialist knows the measuring instruments physical response to radiation. In this work it was analyzed the behavior of ionization chambers subjected to radiation beams at diagnostic radiology energies of 50, 81, 90 and 102 kV. Initially it was performed experimental measurements with eight ionization chambers four models- and then it was simulated, by Monte Carlo Method, with the MCNP5 code an X ray generator system and the four ionization chambers models used in the experimental part. A patterned array was taken by the simulations and the air kerma value was calculated to the simulated system and then those values were compared to the experimental data. The correlations between the results allowed the development of a tool that enables a better understanding of the detectors and helps the physics specialist in the analysis of the detectors response.

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. / Researches that aim to improve the performance of neutron transport codes and quality of nuclear cross section databases are very important to increase the accuracy of simulations and the quality of the analysis and prediction of phenomena in the nuclear field. In this context, relevant experimental data such as reactivity worth measurements are needed. The objective of this work was to perform a series of experiments of reactivity worth measurements, using a digital reactivity meter developed at IPEN. The experiments employed metallic samples inserted in the central region of the core of the experimental IPEN/MB-01 reactor. The theoretical analysis was performed by the MCNP-5 reactor physics code, developed and maintained by Los Alamos National Laboratory, and the ENDF/B-VII.0 nuclear data library.

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. / Researches that aim to improve the performance of neutron transport codes and quality of nuclear cross section databases are very important to increase the accuracy of simulations and the quality of the analysis and prediction of phenomena in the nuclear field. In this context, relevant experimental data such as reactivity worth measurements are needed. The objective of this work was to perform a series of experiments of reactivity worth measurements, using a digital reactivity meter developed at IPEN. The experiments employed metallic samples inserted in the central region of the core of the experimental IPEN/MB-01 reactor. The theoretical analysis was performed by the MCNP-5 reactor physics code, developed and maintained by Los Alamos National Laboratory, and the ENDF/B-VII.0 nuclear data library.