Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-06-22T11:21:31Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-06-22T11:21:31Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O tratamento de câncer possui diversas modalidades. Uma delas é a utilização de fontes de radiação como principal protagonista do tratamento. A radioterapia e a medicina nuclear são exemplos desse tipo de tratamento. Por utilizarem a radiação ionizante como principal ferramenta para a terapia, há a necessidade de se efetuar diversas simulações do tratamento a fim de maximizar a dose nos tecidos tumorais sem ultrapassar os limites de dose nos tecidos sadios circunvizinhos. Os sistemas utilizados na simulação desses tipos de terapia recebem o nome de Sistemas de Planejamento Dosimétrico. A medicina nuclear e a radioterapia possuem seus próprios sistemas de planejamento dosimétricos devido a grande diversidade das informações necessárias às suas simulações. Os sistemas de planejamento em radioterapia são mais consolidados do que os de medicina nuclear e por tal motivo um sistema que aborde tanto os casos de radioterapia como de medicina nuclear contribuiria para significativos avanços na área de medicina nuclear. Dessa forma, o objetivo do trabalho foi modelar um Sistema de Planejamento Dosimétrico com o uso do código de Monte Carlo MCNP6 Monte Carlo N-Particle Transport Code que permitisse incorporar os casos de radioterapia e medicina nuclear e que fosse extensível a novos tipos de tratamentos. A modelagem desse sistema resultou na construção de um Framework, orientado a objetos, nomeado IBMC o qual auxilia no desenvolvimento de sistemas de planejamento que necessitam interpretar grandes quantidades de informações com o objetivo de escrever o arquivo base do MCNP6. O IBMC permitiu desenvolver de maneira rápida e prática sistemas de planejamento para radioterapia e medicina nuclear e os resultados foram validados com sistemas já consolidados. Ele também mostrou alto potencial para desenvolver sistemas de planejamento de novos tipos de tratamentos que utilizam a radiação ionizante. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Fundação Carlos Chagas Filho de Amparo a Pesquisa do Estado do Rio de Janeiro / Como eventos de fissão induzida por nêutrons não ocorrem nas regiões nãomultiplicativas de reatores nucleares, e.g., moderador, refletor, e meios estruturais, essas regiões não geram potência e a eficiência computacional dos cálculos globais de reatores nucleares pode portanto ser aumentada eliminando os cálculos numéricos explícitos no interior das regiões não-multiplicativas em torno do núcleo ativo. É discutida nesta dissertação a eficiência computacional de condições de contorno aproximadas tipo albedo na formulação de ordenadas discretas (SN) para problemas de autovalor a dois grupos de energia em geometria bidimensional cartesiana. Albedo, palavra de origem latina para alvura, foi originalmente definido como a fração da luz incidente que é refletida difusamente por uma superfície. Esta palavra latina permaneceu como o termo científico usual em astronomia e nesta dissertação este conceito é estendido para reflexão de nêutrons. Este albedo SN nãoconvencional substitui aproximadamente a região refletora em torno do núcleo ativo do reator, pois os termos de fuga transversal são desprezados no interior do refletor. Se o problema, em particular, não possui termos de fuga transversal, i.e., trata-se de um problema unidimensional, então as condições de contorno albedo, como propostas nesta dissertação, são exatas. Por eficiência computacional entende-se analisar a precisão dos resultados numéricos em comparação com o tempo de execução computacional de cada simulação de um dado problema-modelo. Resultados numéricos para dois problemas-modelo com de simetria são considerados para ilustrar esta análise de eficiência. / As neutron fission events do not take place in the non-multiplying regions of nuclear reactors, e.g., moderator, reflector, and structural core, these regions do not generate power and the computational efficiency of nuclear reactor global calculations can hence be improved by eliminating the explicit numerical calculations within the non-multiplying regions around the active domain. Discussed here is the computational efficiency of approximate discrete ordinates (SN) albedo boundary conditions for two-energy group eigenvalue problems in X,Y geometry. Albedo, the Latin word for whiteness, was originally defined as the fraction of incident light reflected diffusely by a surface. This Latin word has remained the usual scientific term in astronomy and in this dissertation this concept is extended for the reflection of neutrons. The non-standard SN albedo substitutes approximately the reflector region around the active domain, as we neglect the transverse leakage terms within the nonmultiplying reflector. Should the problem have no transverse leakage terms, i.e., onedimensional slab geometry, then the offered albedo boundary conditions are exact. By computational efficiency we mean analyzing the accuracy of the numerical results versus the CPU execution time of each run for a given model problem. Numerical results to two symmetric test problems are shown to illustrate this efficiency analysis.

É presentada nesta dissertação uma análise espectral das equações de transporte de nêutrons, independente do tempo, em geometria unidimensional e bidimensional, na formulação de ordenadas discretas (SN), utilizando o modelo de uma velocidade e multigrupo, considerando meios onde ocorrem o fenômeno da fissão nuclear. Esta análise espectral constitui-se na resolução de problemas de autovalores e respectivos autovetores, e reproduz a expressão para a solução geral analítica local das equações SN (para geometria unidimensional) ou das equações nodais integradas transversalmente (geometria retangular bidimensional) dentro de cada região homogeneizada do domínio espacial. Com a solução geral local determinada, métodos numéricos, tais como os métodos de matriz de resposta SN, podem ser derivados. Os resultados numéricos são gerados por programas de computadores implementados em MatLab, versão 2012, a fim de verificar a natureza dos autovalores e autovetores correspondentes no espaço real ou complexo. / Presented in this dissertation is a spectral analysis of the neutron transport equations in the slab and X, Y geometry time-independent discrete ordinates formulation using the one-speed and multigroup model in neutron fission reacting media. This spectral analysis is bared on solving eigenvalue problems and yields the expression for the local general solution of the equations (for slab geometry) or of the transverse integrated nodal equations (for multidimensional rectangular geometry) within each homogenized region of the domain. With the local general solution so determined, a number of coarse-mesh numerical methods, such as the response matrix methods, can be derived. Numerical results are generated by computer program s implemented in MatLab, version 2012, in order to verify the nature of the eigenvalues and corresponding eigenvectors in real or complex space.

Fundação Carlos Chagas Filho de Amparo a Pesquisa do Estado do Rio de Janeiro / Como eventos de fissão induzida por nêutrons não ocorrem nas regiões nãomultiplicativas de reatores nucleares, e.g., moderador, refletor, e meios estruturais, essas regiões não geram potência e a eficiência computacional dos cálculos globais de reatores nucleares pode portanto ser aumentada eliminando os cálculos numéricos explícitos no interior das regiões não-multiplicativas em torno do núcleo ativo. É discutida nesta dissertação a eficiência computacional de condições de contorno aproximadas tipo albedo na formulação de ordenadas discretas (SN) para problemas de autovalor a dois grupos de energia em geometria bidimensional cartesiana. Albedo, palavra de origem latina para alvura, foi originalmente definido como a fração da luz incidente que é refletida difusamente por uma superfície. Esta palavra latina permaneceu como o termo científico usual em astronomia e nesta dissertação este conceito é estendido para reflexão de nêutrons. Este albedo SN nãoconvencional substitui aproximadamente a região refletora em torno do núcleo ativo do reator, pois os termos de fuga transversal são desprezados no interior do refletor. Se o problema, em particular, não possui termos de fuga transversal, i.e., trata-se de um problema unidimensional, então as condições de contorno albedo, como propostas nesta dissertação, são exatas. Por eficiência computacional entende-se analisar a precisão dos resultados numéricos em comparação com o tempo de execução computacional de cada simulação de um dado problema-modelo. Resultados numéricos para dois problemas-modelo com de simetria são considerados para ilustrar esta análise de eficiência. / As neutron fission events do not take place in the non-multiplying regions of nuclear reactors, e.g., moderator, reflector, and structural core, these regions do not generate power and the computational efficiency of nuclear reactor global calculations can hence be improved by eliminating the explicit numerical calculations within the non-multiplying regions around the active domain. Discussed here is the computational efficiency of approximate discrete ordinates (SN) albedo boundary conditions for two-energy group eigenvalue problems in X,Y geometry. Albedo, the Latin word for whiteness, was originally defined as the fraction of incident light reflected diffusely by a surface. This Latin word has remained the usual scientific term in astronomy and in this dissertation this concept is extended for the reflection of neutrons. The non-standard SN albedo substitutes approximately the reflector region around the active domain, as we neglect the transverse leakage terms within the nonmultiplying reflector. Should the problem have no transverse leakage terms, i.e., onedimensional slab geometry, then the offered albedo boundary conditions are exact. By computational efficiency we mean analyzing the accuracy of the numerical results versus the CPU execution time of each run for a given model problem. Numerical results to two symmetric test problems are shown to illustrate this efficiency analysis.

É presentada nesta dissertação uma análise espectral das equações de transporte de nêutrons, independente do tempo, em geometria unidimensional e bidimensional, na formulação de ordenadas discretas (SN), utilizando o modelo de uma velocidade e multigrupo, considerando meios onde ocorrem o fenômeno da fissão nuclear. Esta análise espectral constitui-se na resolução de problemas de autovalores e respectivos autovetores, e reproduz a expressão para a solução geral analítica local das equações SN (para geometria unidimensional) ou das equações nodais integradas transversalmente (geometria retangular bidimensional) dentro de cada região homogeneizada do domínio espacial. Com a solução geral local determinada, métodos numéricos, tais como os métodos de matriz de resposta SN, podem ser derivados. Os resultados numéricos são gerados por programas de computadores implementados em MatLab, versão 2012, a fim de verificar a natureza dos autovalores e autovetores correspondentes no espaço real ou complexo. / Presented in this dissertation is a spectral analysis of the neutron transport equations in the slab and X, Y geometry time-independent discrete ordinates formulation using the one-speed and multigroup model in neutron fission reacting media. This spectral analysis is bared on solving eigenvalue problems and yields the expression for the local general solution of the equations (for slab geometry) or of the transverse integrated nodal equations (for multidimensional rectangular geometry) within each homogenized region of the domain. With the local general solution so determined, a number of coarse-mesh numerical methods, such as the response matrix methods, can be derived. Numerical results are generated by computer program s implemented in MatLab, version 2012, in order to verify the nature of the eigenvalues and corresponding eigenvectors in real or complex space.

Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior / Neste trabalho, três técnicas para resolver numericamente problemas inversos de transporte de partículas neutras a uma velocidade para aplicações em engenharia nuclear são desenvolvidas. É fato conhecido que problemas diretos estacionários e monoenergéticos de transporte são caracterizados por estimar o fluxo de partículas como uma função-distribuição das variáveis independentes de espaço e de direção de movimento, quando os parâmetros materiais (seções de choque macroscópicas), a geometria, e o fluxo incidente nos contornos do domínio (condições de contorno), bem como a distribuição de fonte interior são conhecidos. Por outro lado, problemas inversos, neste trabalho, buscam estimativas para o fluxo incidente no contorno, ou a fonte interior, ou frações vazio em barras homogêneas. O modelo matemático usado tanto para os problemas diretos como para os problemas inversos é a equação de transporte independente do tempo, a uma velocidade, em geometria unidimensional e com o espalhamento linearmente anisotrópico na formulação de ordenadas discretas (SN). Nos problemas inversos de valor de contorno, dado o fluxo emergente em um extremo da barra, medido por um detector de nêutrons, por exemplo, buscamos uma estimativa precisa para o fluxo incidente no extremo oposto. Por outro lado, nos problemas inversos SN de fonte interior, buscamos uma estimativa precisa para a fonte armazenada no interior do domínio para fins de blindagem, sendo dado o fluxo emergente no contorno da barra. Além disso, nos problemas inversos SN de fração de vazio, dado o fluxo emergente em uma fronteira da barra devido ao fluxo incidente prescrito no extremo oposto, procuramos por uma estimativa precisa da fração de vazio no interior da barra, no contexto de ensaios não-destrutivos para aplicações na indústria. O código computacional desenvolvido neste trabalho apresenta o método espectronodal de malha grossa spectral Greens function (SGF) para os problemas diretos SN em geometria unidimensional para gerar soluções numéricas precisas para os três problemas inversos SN descritos acima. Para os problemas inversos SN de valor de contorno e de fonte interior, usamos a propriedade da proporcionalidade da fuga de partículas; ademais, para os problemas inversos SN de fração de vazio, oferecemos a técnica a qual nos referimos como o método físico da bissecção. Apresentamos resultados numéricos para ilustrar a precisão das três técnicas, conforme descrito nesta tese. / In this work, three techniques for numerically solving one-speed neutral particle inverse transport problems for nuclear engineering applications are developed. It is well known that direct steady-state monoenergetic transport problems are characterized by estimating the flux of particles as a distribution function of space and direction-of-motion independent variables, when the material parameters (cross sections), the geometry, and the incoming flux at the boundaries of the domain (boundary conditions), as well as the interior source distribution are known. Conversely, inverse problems, in this work, seek for estimates to the incident boundary flux, or interior source, or void fractions in homogeneous slabs. The mathematical model used for direct and inverse problems is the time-independent one-speed slab-geometry transport equation with linearly anisotropic scattering in the discrete ordinates (SN) formulation. In the boundary-value inverse problems, given the existing flux at one boundary of the slab, as measured by a neutron detector, for example, we seek for accurate estimate for the incident flux at the opposite boundary. On the other hand, in the interior source inverse SN problems, we seek for accurate estimate for the interior source stored within the slab for shielding purpose, given the exiting flux at the boundary of the slab. Furthermore, as with the void fraction inverse SN problems, given the exiting flux at one boundary of the slab due to prescribed incident flux at the opposite boundary, we seek for accurate estimate of the void fraction within the slab in the context of non-destructive testing applications in industry. The computer code developed in this work presents the coarse-mesh spectral Greens function (SGF) nodal method for direct SN problems in slab geometry to generate accurate numerical solutions to the three inverse SN problems described above. For the boundary-value and interior source inverse SN problems, we use the proportionality property of the leakage of particles; moreover, for the void fraction inverse SN problems, we offer the technique that we refer to as the physical bisection method. We present numerical results to illustrate the accuracy of the three techniques, as described in this dissertation.

Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior / Neste trabalho, três técnicas para resolver numericamente problemas inversos de transporte de partículas neutras a uma velocidade para aplicações em engenharia nuclear são desenvolvidas. É fato conhecido que problemas diretos estacionários e monoenergéticos de transporte são caracterizados por estimar o fluxo de partículas como uma função-distribuição das variáveis independentes de espaço e de direção de movimento, quando os parâmetros materiais (seções de choque macroscópicas), a geometria, e o fluxo incidente nos contornos do domínio (condições de contorno), bem como a distribuição de fonte interior são conhecidos. Por outro lado, problemas inversos, neste trabalho, buscam estimativas para o fluxo incidente no contorno, ou a fonte interior, ou frações vazio em barras homogêneas. O modelo matemático usado tanto para os problemas diretos como para os problemas inversos é a equação de transporte independente do tempo, a uma velocidade, em geometria unidimensional e com o espalhamento linearmente anisotrópico na formulação de ordenadas discretas (SN). Nos problemas inversos de valor de contorno, dado o fluxo emergente em um extremo da barra, medido por um detector de nêutrons, por exemplo, buscamos uma estimativa precisa para o fluxo incidente no extremo oposto. Por outro lado, nos problemas inversos SN de fonte interior, buscamos uma estimativa precisa para a fonte armazenada no interior do domínio para fins de blindagem, sendo dado o fluxo emergente no contorno da barra. Além disso, nos problemas inversos SN de fração de vazio, dado o fluxo emergente em uma fronteira da barra devido ao fluxo incidente prescrito no extremo oposto, procuramos por uma estimativa precisa da fração de vazio no interior da barra, no contexto de ensaios não-destrutivos para aplicações na indústria. O código computacional desenvolvido neste trabalho apresenta o método espectronodal de malha grossa spectral Greens function (SGF) para os problemas diretos SN em geometria unidimensional para gerar soluções numéricas precisas para os três problemas inversos SN descritos acima. Para os problemas inversos SN de valor de contorno e de fonte interior, usamos a propriedade da proporcionalidade da fuga de partículas; ademais, para os problemas inversos SN de fração de vazio, oferecemos a técnica a qual nos referimos como o método físico da bissecção. Apresentamos resultados numéricos para ilustrar a precisão das três técnicas, conforme descrito nesta tese. / In this work, three techniques for numerically solving one-speed neutral particle inverse transport problems for nuclear engineering applications are developed. It is well known that direct steady-state monoenergetic transport problems are characterized by estimating the flux of particles as a distribution function of space and direction-of-motion independent variables, when the material parameters (cross sections), the geometry, and the incoming flux at the boundaries of the domain (boundary conditions), as well as the interior source distribution are known. Conversely, inverse problems, in this work, seek for estimates to the incident boundary flux, or interior source, or void fractions in homogeneous slabs. The mathematical model used for direct and inverse problems is the time-independent one-speed slab-geometry transport equation with linearly anisotropic scattering in the discrete ordinates (SN) formulation. In the boundary-value inverse problems, given the existing flux at one boundary of the slab, as measured by a neutron detector, for example, we seek for accurate estimate for the incident flux at the opposite boundary. On the other hand, in the interior source inverse SN problems, we seek for accurate estimate for the interior source stored within the slab for shielding purpose, given the exiting flux at the boundary of the slab. Furthermore, as with the void fraction inverse SN problems, given the exiting flux at one boundary of the slab due to prescribed incident flux at the opposite boundary, we seek for accurate estimate of the void fraction within the slab in the context of non-destructive testing applications in industry. The computer code developed in this work presents the coarse-mesh spectral Greens function (SGF) nodal method for direct SN problems in slab geometry to generate accurate numerical solutions to the three inverse SN problems described above. For the boundary-value and interior source inverse SN problems, we use the proportionality property of the leakage of particles; moreover, for the void fraction inverse SN problems, we offer the technique that we refer to as the physical bisection method. We present numerical results to illustrate the accuracy of the three techniques, as described in this dissertation.