[pt] Em artigo publicado em 1986 no Journal of Finance, LYON Taming [35], John McConnell e Eduardo Schwartz desenvolveram um modelo para apreçamento do Liquid Yield Option Notes (LYON), um título que não contempla o pagamento de cupom, em que o investidor possui opção de venda e o direito de convertê-lo em um determinado número de ações do emissor que, por sua vez, possui opção de compra, na qual, assim como no caso da opção de venda, o ativo objeto é o próprio título. Como estão inerentes ao título opções e a conversibilidade, o alicerce teórico para a análise realizada pelos autores baseouse na teoria de apreçamento de opções, desenvolvida por Black e Sholes (1973) [6] e estendida por Merton (1973) [37]. McConnell e Schwartz assumiram as taxas de juros como determinísticas e dependentes somente do tempo. Em linhas gerais, o modelo por eles criado norteia-se na resolução da equação diferencial para um derivativo dependente de uma ação que distribui dividendo continuamente. O presente trabalho consiste na avaliação do título conversível LYON a partir da aplicação de três dos métodos mais modernos e eficientes para avaliação de derivativos: Método de Diferenças Finitas Implícito (DFI), Método dos Mínimos Quadrados de Monte Carlo (MQMC) e Método de Grant, Vora e Weeks (GVW). Assim, além de apresentar o modelo desenvolvido baseado no Método de Diferenças Finitas Implícito - que consiste na resolução da equação diferencial por aproximações das derivadas quando não há solução analítica para o problema, resultando em uma malha que representa valores do mesmo para cada instante de tempo e preço da ação do emissor discretizado no modelo-, pretendese avaliar a eficiência do Método de Simulação de Monte Carlo considerando suas sofisticações mais recentes aplicáveis ao apreçamento de derivativos, tais como os modelos MQMC e GVW, que apresentam boa aplicabilidade e versatilidade para o apreçamento de títulos como o em questão. Um grande desafio do trabalho encontra-se na aplicação destes modelos para a avaliação de um título com a complexidade do LYON, já que tanto o modelo MQMC quanto o GVW foram desenvolvidos pelos autores para o apreçamento de opções americanas tradicionais. Por sua simplicidade e aplicação aos problemas em finanças, conforme se pode observar nos trabalhos de Marins (2006) [33] e Frota (2005) [19], utilizou-se a técnica de Variáveis Antitéticas como técnica de aceleração de convergência nas adaptações dos modelos MQMC e GVW desenvolvidas. Embora outras técnicas também gerem um bom nível de eficiência, esta é uma das que comprovadamente reduz o tempo de processamento dos modelos de simulação, além de gerar melhorias significativas em termos de convergência, conforme também se pode observar nos trabalho de Marins e Frota. As demais técnicas de importância já reconhecida também são descritas brevemente no trabalho. Conforme afirmam McConnell e Schwartz (1986) [35], a utilização da taxa de juros como determinística não traz nenhum tipo de problema. Ramos (2005) [41] afirma também que os modelos de apenas um fator são considerados mais precisos, uma vez que a modelagem da taxa de juros como estocástica mostrou-se de importância secundária em diversos trabalhos já desenvolvidos neste sentido. Desta forma, serão aplicados os três métodos para apreçamento do derivativo considerando como variável estocástica o preço da ação do emissor. A avaliação dos modelos será realizada através da comparação entre os resultados encontrados, bem como com aqueles apresentados por McConnell e Schwartz no artigo citado anteriormente. / [en] In their 1986 Journal of Finance article, LYON Taming, John McConnell and Eduardo Schwartz outlined a technique for pricing Liquid Yield Option Notes (LYON´s). In the words of McConnell and Schwartz, a LYON is a zero coupon note which is convertible, callable and redeemable. The convertible aspect of the LYON allows the holder of the note to convert the LYON at any time into a predetermined number of shares of the issue´s stock. The callable clause of the contract enables the issuer of the LYON to call the LYON for either, according to the choice of holder, the exercise price of the call option or for an equivalent amount issuer stock. Finally, the holder has the choice to redeem the LYON for a predetermined monetary amount. Considering the fact that these kind of assets have embedded derivatives (i.e., puts and calls), it is quite intuitive that the appropriate way to analyze them is through the contingent claim methodology, valuing them according to the Pricing Options Theory - developed by Black and Shole (1973) [4] and extended by Merton (1976) [22] - McConnell and Schwartz simplified the problem by assuming that, for an instance, the interest rate were flat and known. Based on that, the main idea behind the model is solving the differential equation that describes the behavior of that bond as a function of the stock price (stochastic variable) and the time horizon till the maturity of the bond. This present paper aims at evaluating the LYON convertible bond by means of three of the most modern and efficient methodologies to appraise derivatives: Finite Difference Method (FDM), Least Square Monte Carlo (LSM) and Grant, Vora & Weeks (GVW). Thus, besides presenting the developed model based on the Finite Difference Method (which consists in solving the differential equation when there is no analytical solution to the problem and in determining the behavior of the bond through a network which represents values of the bond achieved by approximations of the derivatives), the aim is to evaluate the efficiency of the Monte Carlo Simulation Methodology considering its more recent features applicable to the appraisal of derivatives such as the LSM and GVW models, which present good applicability and versatility for the appraisal of bonds like the one in question. The great challenge lies in using these models with a view to appraising a bond as complex as LYON, seeing that both the LSM and the GVW models were developed and used by the authors only in the appraisal of traditional American options. For its simplicity and application to the problems in finance, as it can be observed in Marins (2006) [33] e Frota (2005) [19], the Antithetic Variables technique was used so as to accelerate the convergence in the developed adaptations of MQMC and GVW models. Although other techniques also produce a good level of efficiency, this one has proved to reduce the processing time of the simulation models and make significant improvements in convergence terms, as it can also be observed in Marins´s and Frota´s papers. The other techniques of recognized importance in the academic field are also briefly described here. According to McConnell e Schwartz (1986) [35], considering interest rates as deterministic variable doesn´t create problems. In the same line, Ramos (2005) [41] said that the models with just one factor are considered precise. According to several papers analyzed by her, the use interest rates as stochastic variable shows to be of secondary importance. Therefore, the three methods for appraisal of the derivative will be applied, considering the issuer´s stock price as stochastic variable and then a comparison will be made with the results found as well as with those presented by McConnell and Schwartz in the article mentioned above.

O processo de radioterapia consiste em várias etapas, iniciando na indicação pelo médico. O plano de tratamento passa então por um processo denominado simulação, onde é adquirida uma série de imagens por tomografia computadorizada que são transferidas para o sistema de planejamento, onde a delineação dos volumes alvos e tecidos normais adjacentes serão realizadas. Após a delineação desses volumes, no sistema de planejamento são colocados os campos de irradiação e a dose desejada conforme prescrição médica. O sistema de planejamento calcula então a dose que o volume alvo e os tecidos adjacentes poderão receber. Se estas doses estão dentro dos padrões aceitáveis, o planejamento então é aprovado e enviado ao acelerador linear para a execução do tratamento. Antes da execução do tratamento, é realizada uma imagem, seja através de filme radiográfico ou digitalmente, para avaliar a posição no paciente na mesa de tratamento. Se a localização do paciente está correta, a dose é então liberada. Esse protocolo de aquisição de imagem é denominado como Radioterapia Guiada por Imagem (IGRT). A quantidade de radiografias de posicionamento segue um protocolo definido conforme a região a ser irradiada. Como resultado deste procedimento, sabe-se que uma determinada dose adicional é recebida pelos pacientes, tornando-se um fator importante a ser determinado. Esta avaliação foi realizada através da simulação de Monte Carlo, utilizando o código MCNP. Para isso foi realizada primeiramente toda a caracterização da fonte de raios X com uso de câmaras de ionização e dosimetros TL juntamente com as simulações no MCNP. Após essa caracterização, as imagens e as estruturas do planejamento radioterápico foram convertidas para serem utilizadas no código MCNP. Para que as doses fossem calculadas nos principais órgãos de risco no tratamento de próstata: bexiga, reto e cabeças de fêmur direita e esquerda. / The process of radiotherapy treatment consists of several stages, starting from the statement given by the physician. The treatment planning undergoes a process called simulation, where a series of computed tomography images is acquired and transferred to the treatment planning system, where the delineation of target volumes and adjacent normal tissues will be performed. After the delineation of these volumes, then irradiation fields and dose precribed by the physician are placed in the treatment planning system. It calculates the dose that target volume and surrounding tissues are receiving. If the doses are within acceptable standard values, then the design is approved and submitted to the linear accelerator for the treatment course. Before treatment course, an image is performed, either by radiographic or digital film, in order to evaluate (check) the patient position on the treatment table. If the patient position is correct, the treatment is realized. This image acquisition protocol is called Image-Guided Radiotherapy (IGRT). The amount of radiographic positioning follow a protocol defined for the region to be treated. As a result of this procedure, it is known that a specific additional dose is received by the patient, becoming an important factor to be determined. In this work, this additional dose evaluation was performed by the Monte Carlo simulation using the MCNP algorithm. The characterization of the entire X-ray source was primarily realized with ionization chamber thermoluminescent dosimeters and simulations with the MCNP code. After the X-ray tube characterization, images and the structures for the radiotherapy planning were converted to be used in the MCNP code for dose calculation at the main organs at risk during a prostate treatment: bladder, rectum and femoral heads right and left.

O tempo de simulação computacional em planejamento de radioterapia ainda é muito alto. Diversas técnicas de redução de variância têm sido desenvolvidas para o transporte de elétrons a fim de reduzir o tempo de simulação. Destacamos algumas delas: Macro Monte Carlo (MMC), Response History Monte Carlo (RHMC) e Macro Response Monte Carlo (MRMC). Todas es- sas técnicas utilizam base de dados onde as histórias dos elétrons foram previamente simuladas. Tais algoritmos, até o presente momento, foram somente avaliados através da dose absorvida. Neste trabalho, fazemos uma comparação dos espectros dos elétrons utilizando uma implemen- tação própria do MRMC. A base de dados do MRMC consiste de histórias pré-simuladas de elétrons em pequenas esferas de material homogêneo (chamadas de kugel) para diferentes ti- pos de energias e tamanhos de raios. O MRMC usa o kugel de maior raio para transportar o elétron, desde que o mesmo não cruze nenhuma interface entre materiais. Nesta implementa- ção, o transporte do elétron através de uma interface é aproximado por uma linha reta e, ao final, corrige-se sua energia pela perda contínua de energia. A base de dados kugel foi gerada pelo Geant4 versão 8.0 para água, tecido mole e osso compacto, para a faixa de energia de 31,63 MeV até 178 keV, com raios de 0,025 cm a 1,0 cm. Os testes consistem na simulação de um feixe estreito de elétrons em objetos simuladores homogêneos e heterogêneos de forma cilíndrica. Foram obtidos os espectros frontais e laterais pelo MRMC e comparados aos respec- tivos espectros simulados pelo Geant4. Foram simulados 106 histórias em ambos os sistemas, por este motivo não houve a necessidade de normalizar os histogramas. Os espectros avaliados mostram uma boa concordância para energias acima de 5 MeV. A diferença entre as energias dos picos foi menor que 1,7%, para energias acima de 5 MeV em objetos simuladores homo- gêneos. Para o osso compacto as diferenças entre os espectros frontais foram cerca de 5%, e para os laterais menor que 2% para energias acima de 5 MeV. Os tempos de simulação com o MRMC foram de até 15 vezes menores para objetos simuladores homogêneos e cerca de 5 vezes menores para objetos simuladores heterogêneos. / In radiotherapy the computer simulation elapsed time for treatment planning is still a prob- lem. Several techniques for electron transport variance reduction have been developed in order to speed up the calculations. Some of them are: Macro Monte Carlo (MMC), Response History Monte Carlo (RHMC) and Macro Response Monte Carlo (MRMC). All of them use a database where electrons histories were previously simulated. These algorithms have been evaluated only by absorbed dose. This work shows a comparison between electron spectra simulated by our implementation of MRMC. Such algorithm uses a database where electron histories were pre-simulated in small homogeneous spheres (called kugel) for several different initial ener- gies and some different radii. The MRMC transportation code uses the largest kugel size for electron transportation, since it does not cross any material boundary. In this implementation the electron transport through a boundary is done in a straight line and the energy correction is made by continuous slowing down approximation. The kugel database has been generated using Geant4 version 8.0 for water, soft tissue and compact bone, with energy range spanning from 31.63 MeV down to 178 keV and with radius range from 0.025 to 1.0 cm. The MRMC benchmarks consist of an electron pencil beam simulation in homogeneous and heterogeneous cylindrical phantoms. The forward and lateral electron output spectra are computed and com- pared against Geant4 simulations. We have simulated 106 histories in both systems, so the histograms are compared without any normalization factors. The agreement between spectra shapes have been evaluated and show to be good above 5 MeV. The results show an agreement better than 1.7% in the peak energy for energies above 5 MeV, for water and soft tissue homo- geneous phantoms. The agreement for compact bone homogeneous phantom between peaks of forward spectra were around 5% and for side spectra were better than 2% for energies above 5 MeV. The benchmarks have shown that our implementation of MRMC are up to 15 times faster than Geant4 for homogeneous phantoms and 5 times for heterogeneous ones.

O uso de códigos de simulação Monte Carlo em radiologia vem crescendo com o aparecimento de diferentes códigos de simulação, desenvolvidos especificamente para aplicações em radiologia, como, por exemplo, PENELOPE. Cada um desses códigos utiliza diferentes algoritmos para o transporte de partículas resultando em diferentes níveis de dificuldade de uso, acurácia nos resultados e desempenho nas simulações. O código de simulação Monte Carlo PENELOPE utiliza um algoritmo misto de transporte da radiação, definido por meio dos parâmetros de entrada da simulação. Normalmente utilizado para aplicações em feixes de altas energias, a influência desses parâmetros no transporte de partículas com o código PENELOPE ainda não foi completamente estabelecida para aplicações que utilizam feixes de radiodiagnóstico e geometrias delgadas. Especificamente em estudos de características dosimétricas de detectores de radiação que possuem espessuras delgadas, como câmaras de ionização, o tipo de algoritmo de transporte pode influenciar nos resultado das simulações. Neste trabalho, o estudo da influência dos parâmetros que controlam o algoritmo de transporte utilizado pelo código de simulação Monte Carlo PENELOPE em feixes de radiodiagnóstico e geometrias delgadas foi realizado através da simulação dos coeficientes de atenuação linear em diferentes materiais, espessuras e energias. A validação desse código nessa faixa de energia permitiu a determinação do fator de retroespalhamento para feixes polienergéticos, contribuindo para sua aplicação em radiodiagnóstico. / The use of Monte Carlo simulation in radiology has been growing with the appearance of different simulation codes that have been developed specifically for applications in radiology, as for example PENELOPE. Each of these codes use different algorithms for particle transport resulting in different levels of difficulty for its use as well as of accuracy and performance. The PENELOPE code uses a mixed algorithm for radiation transport that is defined by entrance parameters. Most of the applications of PENELOPE code have been performed with high energy beams, however the influence of the entrance parameters in the particle transport is not established for applications evolving radiodiagnostic beams and thin geometries. Specifically for the study of dosimetric characteristics of radiation detectors that have small thicknesses, as ionization chambers, the algorithm transport influences the results of the simulation. In this work, the study of the influence of entrance parameters on the transport algorithm used in PENELOPE Monte Carlo simulation code was performed by the simulation of the linear attenuation coefficients in different materials, thickness and energies used in radiodiagnostic. The validation of this code in such energy range allowed the determination of the backscatter factor for polienergetic beams, aiding its application in radiodianogsis.

O uso de códigos de simulação Monte Carlo em radiologia vem crescendo com o aparecimento de diferentes códigos de simulação, desenvolvidos especificamente para aplicações em radiologia, como, por exemplo, PENELOPE. Cada um desses códigos utiliza diferentes algoritmos para o transporte de partículas resultando em diferentes níveis de dificuldade de uso, acurácia nos resultados e desempenho nas simulações. O código de simulação Monte Carlo PENELOPE utiliza um algoritmo misto de transporte da radiação, definido por meio dos parâmetros de entrada da simulação. Normalmente utilizado para aplicações em feixes de altas energias, a influência desses parâmetros no transporte de partículas com o código PENELOPE ainda não foi completamente estabelecida para aplicações que utilizam feixes de radiodiagnóstico e geometrias delgadas. Especificamente em estudos de características dosimétricas de detectores de radiação que possuem espessuras delgadas, como câmaras de ionização, o tipo de algoritmo de transporte pode influenciar nos resultado das simulações. Neste trabalho, o estudo da influência dos parâmetros que controlam o algoritmo de transporte utilizado pelo código de simulação Monte Carlo PENELOPE em feixes de radiodiagnóstico e geometrias delgadas foi realizado através da simulação dos coeficientes de atenuação linear em diferentes materiais, espessuras e energias. A validação desse código nessa faixa de energia permitiu a determinação do fator de retroespalhamento para feixes polienergéticos, contribuindo para sua aplicação em radiodiagnóstico. / The use of Monte Carlo simulation in radiology has been growing with the appearance of different simulation codes that have been developed specifically for applications in radiology, as for example PENELOPE. Each of these codes use different algorithms for particle transport resulting in different levels of difficulty for its use as well as of accuracy and performance. The PENELOPE code uses a mixed algorithm for radiation transport that is defined by entrance parameters. Most of the applications of PENELOPE code have been performed with high energy beams, however the influence of the entrance parameters in the particle transport is not established for applications evolving radiodiagnostic beams and thin geometries. Specifically for the study of dosimetric characteristics of radiation detectors that have small thicknesses, as ionization chambers, the algorithm transport influences the results of the simulation. In this work, the study of the influence of entrance parameters on the transport algorithm used in PENELOPE Monte Carlo simulation code was performed by the simulation of the linear attenuation coefficients in different materials, thickness and energies used in radiodiagnostic. The validation of this code in such energy range allowed the determination of the backscatter factor for polienergetic beams, aiding its application in radiodianogsis.

Estudamos o comportamento dinâmico do algoritmo de Wolff no modelo de Ising diluído com correlação de sítios e ligações (modelo SBC). Nosso objetivo principal foi estudar a performance deste algoritmo em um sistema onde além da desordem à presença de impurezas não magnéticas, houvesse mais um parâmetro presente, a correlação espacial. Além disto foi possível obter o diagrama de fases para o modelo, o qual possibilita entendermos um pouco o efeito da desordem e da correlação no sistema.Verificamos que o diagrama de fases por nós obtidos está em boa concordância com os dados experimentais obtidos com o composto magnético Knip Mg1-pF3, o qual foi a motivação para o modelo SBC. O estudo do comportamento dinâmico nos possibilitou entender um pouco mais como o algoritmo de Wolff se comporta quando submetido a sistemas mais complexos, como é o caso do modelo em estudo, verificamos uma melhor performance deste algoritmo à medida que tanto a diluição quanto a correlação é aumentada. Esse comportamento é oposto àquele verificado nos algoritmos locais. Essa melhor performance do algoritmo de Wolff quando submetido a tais sistemas é bastante positivo, pois isto possibilita obtermos medidas de quantidades físicas de interesse de forma mais precisa, pois há uma redução drástica da correlação estatística entre configurações produzidas por esta dinâmica. / We extend the Wolff Algorithm to include correlated spin interactions in diluted magnetic systems. This algorithm is applied to study the site-bond-correlated Ising model on a two-dimensional square lattice. We use a finite-size scaling procedure to obtain the phase diagram in the temperature-concentration space. Our results are in excellent agreement with the experimental data for the Knip Mg1-pF3, compound. We also present the critical dynamical behavior of the Wolff algorithm for this system. We have verified that the autocorrelation time diminishes in the presence of dilution and correlation, showing that the Wolff algorithm performs even better in such situations. This behavior is completely different from those exhibited by the single spin-flips algorithms.

O Laboratório de Metrologia Nuclear do IPEN (LMN) desde 1967 desenvolve métodos de padronização de radionuclídeos e medidas de probabilidades de emissão gama por decaimento, utilizando o sistema de coincidência 4????, que é um método primário de alta exatidão para a determinação da taxa desintegração dos radionuclídeos de interesse. A partir de 2001, o LMN iniciou uma linha de pesquisa relacionada com a modelagem, por meio do método de Monte Carlo, de todo o sistema de coincidências, incluindo os detectores de radiação e o processo de decaimento do radionuclídeo. Esta metodologia permite simular o processo de detecção no sistema ?????, determinando teoricamente a atividade observada em função da eficiência do detector ???? Com isso, torna-se possível prever o comportamento da curva de extrapolação, possibilitando um planejamento detalhado do experimento antes do início das medidas. O presente trabalho tem como um dos objetivos o aperfeiçoamento da modelagem do detector proporcional ??, introduzindo uma descrição detalhada do suporte e do material da fonte radioativa, além de absorvedores colocados em torno da fonte. O programa utilizado nas simulações de transporte de radiação nos detectores é o MCNPX. O foco principal do presente trabalho reside na modelagem por Monte Carlo da padronização de radionuclídeos com emissão de pósitrons, associados (ou não) com captura eletrônica e acompanhados (ou não) por emissão de radiação gama. Uma das dificuldades nesta modelagem é simular a detecção dos gamas de aniquilação, que são produzidos no processo de absorção dos pósitrons no interior do detector ??. A metodologia foi aplicada aos radionuclídeos 18F e 22Na. / Since 1967, the Nuclear Metrology Laboratory (LNM) at the Nuclear and Energy Research (IPEN) in São Paulo, Brazil, has developed radionuclide standardization methods and measurements of the Gamma-ray emission probabilities per decay by means of 4???? coincidence system, a high accuracy primary method for determining disintegration rate of radionuclides of interest. In 2001 the LNM started a research field on modeling, based on Monte Carlo method, of all the system components, including radiation detectors and radionuclide decay processes. This methodology allows the simulation of the detection process in a 4???? system, determining theoretically the observed activity as a function of the 4?? detector efficiency, enabling the prediction of the behavior of the extrapolation curve and optimizing a detailed planning of the experiment before starting the measurements. One of the objectives of the present work is the improvement of the ???proportional counter modeling, presenting a detailed description of the source holder and radioactive source material, as well as absorbers placed around the source. The simulation of radiation transport through the detectors has been carried out using code MCNPX. The main focus of the present work is on Monte Carlo modeling of the standardization of positron emitting radionuclides associated (or not) with electron capture and accompanied (or not) by the emission of Gamma radiation. One difficulty in this modeling is to simulate the detection of the annihilation Gamma ray, which arise in the process of positron absorption within the ?? detector. The methodology was applied to radionuclides 18F and 22Na.

Neste trabalho estudamos a influência dos mecanismos de espalhamento no transporte semiclássico de portadores em materiais semicondutores. Para tanto, foi desenvolvida uma rotina computacional baseada no método de Monte Carlo, sendo esta aplicada aos seguintes materiais: 1) Antimoneto de Gálio (GaSb); 2) Telureto de Cádmio e Telureto de Cádmio Manganês (CdTe e Cd 1-xMnxTe); 3) Liga de Silício Germânio (Si1-xGe x; 4) Super rede de AlxGa1-xAs /GaAs. Os estudos realizados foram baseados na influência dos mecanismos de espalhamento nos seguintes parâmetros: i) velocidade de deriva; ii) população dos portadores iii) energia média; iv) função distribuição; v) mobilidade; vi) difusão. No GaSb o estudo foi realizado para o transporte de elétrons e buracos, dando ênfase na atuação do mecanismo de espalhamento por impurezas e o efeito de compensação. No estudo do transporte eletrônico no CdTe, foi realizada uma análise da influência da concentração de Manganês no composto Cd1-xMnxTe. Os efeitos dos mecanismos de ionização por impacto (que atua em altos campos) e espalhamento por liga foram estudados no sistema Si1-xGex. No estudo realizado na super-rede de AlxGa1-xAs /GaAs, o método de Monte Carlo foi adaptado ao sistema bi-dimensional, onde foi estudada a influência do mecanismo de espalhamento causado pela rugosidade da interface, na coerência das oscilações do elétron na mini-banda (Oscilações de Bloch).O método computacional desenvolvido mostrou-se bem versátil nos estudos propostos. Os modelos adotados em cada estudo descrevem bem os resultados experimentais disponíveis na literatura / In this work we have studied the influence of scattering mechanisms in semiclassical transport in semiconductor materials. So, it was developed a computational routine based on Monte Carlo method, applied to the following materials: 1) Gallium Antimonide (GaSb); 2) Cadmium Telluride and Cadmium Manganese Telluride (CdTe e Cd1-xMnxTe); 3) Silicon Germanium Alloy (Si1-xGex); 4) Superlattice of AlxGa1-xAs /GaAs. Our work have been done based in the influence of the scattering mechanisms on the transport properties, such as: i) drift velocity; ii) carrier population; iii) mean energy; iv) distribution function; v) mobility; vi) diffusion. In GaSb, we studied the transport for both electron and hole, where we investigate the role of scattering mechanism of ionized impurity and the inclusion of carrier compensation. In the study of the electronic transport in CdTe, we analyzed the effect of Manganese concentration in the transport properties of Cd1-xMnxTe. The effects of the impact ionization and alloy mechanisms were studied in Si1-xGe x. For the AlxGa1-xAs /GaAs superlattice, the Monte Carlo method has been adapted for the bidimensional system, where we have studied the influence of the interface roughness scattering in the electron motion (Bloch Oscillations). The computational method shown good versatility for the proposed problems and our models described very well the experimental results available in the literature

O Laboratório de Metrologia Nuclear do IPEN (LMN) desde 1967 desenvolve métodos de padronização de radionuclídeos e medidas de probabilidades de emissão gama por decaimento, utilizando o sistema de coincidência 4????, que é um método primário de alta exatidão para a determinação da taxa desintegração dos radionuclídeos de interesse. A partir de 2001, o LMN iniciou uma linha de pesquisa relacionada com a modelagem, por meio do método de Monte Carlo, de todo o sistema de coincidências, incluindo os detectores de radiação e o processo de decaimento do radionuclídeo. Esta metodologia permite simular o processo de detecção no sistema ?????, determinando teoricamente a atividade observada em função da eficiência do detector ???? Com isso, torna-se possível prever o comportamento da curva de extrapolação, possibilitando um planejamento detalhado do experimento antes do início das medidas. O presente trabalho tem como um dos objetivos o aperfeiçoamento da modelagem do detector proporcional ??, introduzindo uma descrição detalhada do suporte e do material da fonte radioativa, além de absorvedores colocados em torno da fonte. O programa utilizado nas simulações de transporte de radiação nos detectores é o MCNPX. O foco principal do presente trabalho reside na modelagem por Monte Carlo da padronização de radionuclídeos com emissão de pósitrons, associados (ou não) com captura eletrônica e acompanhados (ou não) por emissão de radiação gama. Uma das dificuldades nesta modelagem é simular a detecção dos gamas de aniquilação, que são produzidos no processo de absorção dos pósitrons no interior do detector ??. A metodologia foi aplicada aos radionuclídeos 18F e 22Na. / Since 1967, the Nuclear Metrology Laboratory (LNM) at the Nuclear and Energy Research (IPEN) in São Paulo, Brazil, has developed radionuclide standardization methods and measurements of the Gamma-ray emission probabilities per decay by means of 4???? coincidence system, a high accuracy primary method for determining disintegration rate of radionuclides of interest. In 2001 the LNM started a research field on modeling, based on Monte Carlo method, of all the system components, including radiation detectors and radionuclide decay processes. This methodology allows the simulation of the detection process in a 4???? system, determining theoretically the observed activity as a function of the 4?? detector efficiency, enabling the prediction of the behavior of the extrapolation curve and optimizing a detailed planning of the experiment before starting the measurements. One of the objectives of the present work is the improvement of the ???proportional counter modeling, presenting a detailed description of the source holder and radioactive source material, as well as absorbers placed around the source. The simulation of radiation transport through the detectors has been carried out using code MCNPX. The main focus of the present work is on Monte Carlo modeling of the standardization of positron emitting radionuclides associated (or not) with electron capture and accompanied (or not) by the emission of Gamma radiation. One difficulty in this modeling is to simulate the detection of the annihilation Gamma ray, which arise in the process of positron absorption within the ?? detector. The methodology was applied to radionuclides 18F and 22Na.

Neste trabalho, foram estudadas as reações envolvendo núcleos pesados e prótons no regime de energias intermediárias e altas através de simulações computacionais com o modelo Monte Carlo CRISP (Colaboração Rio - Ilhéus - São Paulo). Os principais processos nucleares investigados foram a cascata intranuclear e a competição evaporação-fissão. Em estudos preliminares, determinou-se que o CRISP reproduz satisfatoriamente a multiplicidade de nêutrons de evaporação (E < 20 MeV) da reação p (1200 MeV) + Pb-208 e a produção de resíduos de spallation para p (1000 MeV) + Pb-208. Já o estudo da relação entre multiplicidade de nêutrons e fissão para a reação de prótons com energia até 85 MeV com Th-232 indicou que o CRISP superestimou as emissões, enquanto subestimou a seção de choque de fissão dessa reação - reflexo das limitações do modelo de cascata nuclear para baixas energias (da ordem de 50 MeV). A reação p (1200 MeV) + Pb-208 foi escolhida para o estudo de uma fonte de nêutrons de spallation. A cascata intranuclear foi responsável pela emissão dos nêutrons energéticos da reação (E > 20 MeV), enquanto que a evaporação foi responsável pelo maior número de nêutrons emitidos. A seção de choque de fissão encontrada foi de 209 mb, enquanto que a de spallation foi de 1788 mb - ambas comparáveis aos valores experimentais. A distribuição de massa dos fragmentos indicou fissão simétrica. Finalmente, foi utilizado outro código Monte Carlo, o MCNP, para o transporte de radiação, a fim de compreender o papel da fonte de nêutrons de spallation em um reator nuclear ADS (Accelerator Driven System). Simulou-se um reator PWR, inicialmente, para estudar a produção de nuclídeos no processo de queima do combustível nuclear. Em seguida, simulou-se uma primeira tentativa de adaptação de uma fonte de spallation a um reator térmico de dimensões industriais. Constatou-se que não houve redução da concentração de elementos transurânicos com o modelo de reator adotado e alterações foram propostas. / In the present work, intermediate- and high-energy nuclear reactions involving heavy nuclei and protons were studied with the Monte Carlo CRISP (Rio - Ilhéus - São Paulo Collaboration) model. The most relevant nuclear processes studied were intranuclear cascade and fission-evaporation competition. Preliminary studies showed fair agreement between CRISP model calculation and experimental data of multiplicity of evaporated neutrons (E < 20 MeV) from the p (1200 MeV) + Pb-208 reaction and of spallation residues from the p (1000 MeV) + Pb-208 reaction. The investigation of neutron multiplicity from proton-induced fission of Th-232 up to 85 MeV showed that it was being overestimated by CRISP model; on the other hand, fission cross section were being underestimated. This behavior is due to limitations of the intranuclear cascade model for low-energies (around 50 MeV). The p (1200 MeV) + Pb-208 reaction was selected for the study of a spallation neutron source. High-energy neutrons (E > 20 MeV) were emitted mostly in the intranuclear cascade stage, while evaporation presented larger neutron multiplicity. Fission cross section of 209 mb and spallation cross section of 1788 mb were calculated - both in agreement with experimental data. The fission process resulted in a symmetric mass distribution. Another Monte Carlo code, MCNP, was used for radiation transport in order to understand the role of a spallation neutron source in a ADS (Accelerator Driven System) nuclear reactor. Initially, a PWR reactor was simulated to study the isotopic compositions in spent nuclear fuel. As a first attempt, a spallation neutron source was adapted to an industrial size nuclear reactor. The results showed no evidence of incineration of transuranic elements and modifications were suggested.