Made available in DSpace on 2014-10-09T12:35:06Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:00:42Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Neste trabalho foi desenvolvido o método de padronização do 123I em sistema de coincidências 4π(X,A)-γ. O 123I foi produzido no cíclotron Cyclone-30 do IPEN CNEN/SP, por meio da irradiação do 124Xe. O 123I decai com uma meia vida de 13,22 horas pelo processo de captura eletrônica seguido da emissão de radiação gama. Foi aplicada a técnica de extrapolação linear da eficiência para determinação da atividade e para determinação do coeficiente de conversão interna total do nível de 159 keV, obtido a partir da inclinação da curva de extrapolação. A curva de extrapolação experimental foi comparada com a simulação de Monte Carlo, executada pelo código ESQUEMA. As fontes radioativas foram também medidas em um sistema de espectrometria de HPGe, a fim de determinar a probabilidade de emissão gama por decaimento para várias transições gama. Todas as incertezas envolvidas e suas correlações foram analisadas aplicando a metodologia de matriz de covariância e os parâmetros medidos foram comparados com os da literatura. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / 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 2014-10-09T12:49:19Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:01:17Z (GMT). No. of bitstreams: 1 09672.pdf: 6449551 bytes, checksum: fc741e642f1069dc9671f312a9c4532b (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:16Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:21Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Doses absorvidas e doses efetivas podem ser calculadas utilizando códigos computacionais de transporte de radiação. A qualidade desses cálculos depende dos dados nucleares, no entanto, são raras as informações sobre as diferenças nas doses causadas por diferentes bibliotecas. O objetivo desse estudo é comparar os valores de dose (absorvida e efetiva) obtidos utilizando diferentes bibliotecas de dados nucleares devido a uma fonte externa de nêutrons na faixa de 10-11 a 20 MeV. As bibliotecas de dados nucleares são: JENDL 4.0, JEFF 3.1.1 e ENDF/B-VII.0. Cálculos de doses foram realizados utilizando o código MCNPX considerando o modelo antropomórfico da ICRP-110. As diferenças nos valores das doses absorvidas utilizando as bibliotecas JEFF 3.1.1 e a ENDF/B.VII são pequenas, em torno de 1%, porém os resultados obtidos com a JENDL 4.0 apresentam diferenças de até 85 % compara aos resultados da ENDF/B-VII.0 e JEFF 3.1.1. Diferenças nas doses efetivas são em torno de 1,5% entre ENDF/B-VII.0 e JEFF 3.1.1, e 11 % entre ENDF/B-VII.0 e JENDL 4.0. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:45:00Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:06:08Z (GMT). No. of bitstreams: 1 07181.pdf: 9427675 bytes, checksum: b63bf520f5e52b6456ed23681cc3e0dd (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / 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 2014-10-09T12:44:01Z (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 2014-10-09T12:44:06Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:38Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06881.pdf: 7889902 bytes, checksum: 7e22a20905b1e2b2ff4ed4439b25e2bb (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

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:46:58Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:10Z (GMT). No. of bitstreams: 1 08315.pdf: 2209007 bytes, checksum: da772613fbbd4e5110a0d2f25639c69c (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP