Made available in DSpace on 2014-10-09T12:38:02Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:38Z (GMT). No. of bitstreams: 1 05578.pdf: 1277201 bytes, checksum: 2ef4d6038f2cce475891ed87d5a589ad (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:38:02Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:38Z (GMT). No. of bitstreams: 1 05578.pdf: 1277201 bytes, checksum: 2ef4d6038f2cce475891ed87d5a589ad (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Tissue equivalent proportional counters (TEPC) are used for medical and space activities whenever a combination of high and low LET (lineal energy transfer) radiations are present. With the frequency and duration of space activities increasing, exposure to fast heavy ions from galactic cosmic radiation and solar events is a major concern. The optimum detector geometry is spherical; to obtain an isotropic response, but simple spherical detectors have the disadvantage of a non-uniform electric field. In order to achieve a uniform electric field along the detector axis, spherical tissue equivalent proportional counters have been designed with different structures to modify the electric field. Some detectors use a cylindrical coil that is coaxial with the anode, but they are not reliable because of their sensitivity to microphonic noise and insufficient mechanical strength. In this work a new spherical TEPC was developed. The approach used was to divide the cathode in several rings with different thicknesses, and adjust the potential difference between each ring and the anode to produce an electric field that is nearly constant along the length of the anode. A-150 tissue equivalent plastic is used for the detector walls, the insulator material between the cathode rings is low density polyethylene, and the gas inside the detector is propane. The detector, along with the charge sensitive preamplifier, is encased in a stainless steel vacuum chamber. The gas gain was found to be 497.5 at 782 volts and the response to neutrons as a function of angle was constant ±7%. This spherical tissue equivalent proportional counter detector system will improve the accuracy of dosimetry in space, and as a result improve radiation safety for astronauts.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:27:41Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:27:41Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:28Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho tem como objetivo a avaliação dosimétrica de componentes semicondutores (detectores Barreira de Superfície e fotodiodos PIN) para aplicação em medições de dose equivalente em campos de baixo fluxo de nêutrons (rápidos e térmicos), utilizando uma fonte de AmBe de alto fluxo, a instalação de Neutrongrafia do reator IEA-R1 (fluxos térmicos/epitérmicos) e fluxo de nêutrons rápidos do núcleo do reator IPEN/MB-01 (UCRI Unidade Crítica). Para a detecção de nêutrons (térmicos, epitérmicos e rápidos) foram usados componentes moderadores e conversores (parafina, boro e polietileno). Os fluxos resultantes da moderação e conversão foram utilizados para a irradiação de componentes semicondutores (SSB - Barreira de Superfície e fotodiodos). Foi utilizado também um conversor misto constituído de uma folha de polietileno borado (marca Kodak). O método de simulação por Monte Carlo foi utilizado para avaliar de forma analítica a espessura ótima da parafina. O resultado obtido foi similar ao verificado experimentalmente e serviu para avaliar o fluxo de nêutrons emergentes do moderador (parafina). Da mesma forma, através de simulação, foi avaliado também o fluxo de nêutrons rápidos que atinge o conversor de polietileno que cobre a face sensível dos semicondutores. O nível de radiação gama foi avaliado cobrindo o detector por inteiro com uma folha de cádmio de 1 mm de espessura. O reator IPEN/MB-01 foi usado para avaliar a resposta dos detectores para nêutrons rápidos de alto fluxo. Os resultados, de uma forma geral, mostraram concordância e similaridade com os trabalhos desenvolvidos por outros grupos de pesquisas. Foi também estabelecida uma abordagem para o cálculo de dose equivalente utilizando os espectros obtidos nas experiências. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

A dosimetria de campos mistos de nêutrons e gamas é uma área de pesquisa que apresenta grande oportunidade de estudos devido ao aumento da utilização de procedimentos médicos como protonterapia e Terapia de Captura de Nêutrons (NCT Neutron Capture Therapy), além da importância para cálculo de doses ocupacionais e dos campos de irradiação em reatores nucleares. Para a dosimetria de campos mistos de nêutrons e gamas, a Comissão Internacional de Unidades de Medidas (ICRU) recomenda o uso de dosímetros com sensibilidades distintas para cada componente do campo. Os dosímetros termoluminescentes (TLDs) apresentam-se como uma alternativa para a realização da dosimetria de campos mistos de nêutrons e gamas em particular à utilização do par de TLDs de LiF TLD 100 e TLD 700, que apresentam respostas distintas às componentes de campo em virtude da diferença na quantidade do isótopo 6Li em suas composições. Porém, esta escolha apresenta algumas dificuldades pois a característica da resposta dos TLDs para cada componente de campo ainda não é totalmente compreendida. Este trabalho apresenta primeiramente um estudo de um sistema para moderação de uma fonte de AmBe para realizar os estudos de sensibilidade e linearidade dos TLDs quando irradiados em um campo misto de nêutrons e gamas. O sistema de moderação se faz necessário pois a fonte de AmBe emite preferencialmente nêutrons com alta energia, e a sensibilidade dos TLDs de LiF é preferencialmente para nêutrons de baixa energia. Entretanto, um dos objetivos do Grupo de Pesquisa em Física Médica do CEN/IPEN é a realização da dosimetria de campos mistos de alta intensidade, como por exemplo, o campo proveniente de um reator nuclear. Dessa forma esse trabalho realizou um estudo das respostas dos TLDs 100 e TLDs 700 quando irradiados no interior do núcleo do reator IPEN/MB-01 em duas diferentes configurações: cilíndrica com \"flux trap\" e retangular num arranjo de 26 x 28 varetas combustíveis. Esse trabalho contou com simulações com o código de Monte Carlo, MCNP5, para fornecer os fluxos e doses devido a cada componente de campo ao qual os TLDs estariam expostos. E a partir dos dados obtidos tanto através das simulações, quanto através dos experimentos, foi proposta uma metodologia para a utilização do TLD 100 para a dosimetria de nêutrons em campos com alta fluência de nêutrons, como é o caso do núcleo do reator IPEN/MB-01. / Mixed radiation field dosimetry is a research area that presents a great opportunity for studies due to the increased use on medical procedures such as proton therapy and Neutron Capture Therapy (NCT), as well as the importance of calculating occupational doses and radiation fields in nuclear reactors. For the dosimetry of mixed fields of neutrons and gammas, the International Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU) recommends the use of dosimeters with distinct sensitivities for each component of the field. Thermoluminescent dosimeters (TLDs) are presented as an alternative for the dosimetry of neutron and gamma-mixed fields. In particular, the use of LiF TLD pair TLD 100 and TLD 700, which present distinct responses to the field components due to the difference in the amount of the 6Li isotope in its compositions. However, this choice presents some difficulties because the characteristic of the TLD response for each field component is not fully understood. This work presents a study of a system for moderation of an AmBe source to perform the screening and linearity studies of the TLDs when irradiated in a mixed field of neutrons and gammas. The moderation system is necessary since the AmBe source preferably emits neutrons with high energy, and the sensitivity of the LiF TLDs is preferably for low energy neutrons. However, one of the objectives of the Monte Carlo and Dosimetry for Medical Physics Research Group of CEN / IPEN is to perform the dosimetry of high intensity mixed fields, such as the field from a nuclear reactor. Thus, this work carried out a study of the responses of the TLDs 100 and TLDs 700 when irradiated inside the core of the IPEN/MB-01 reactor in two different configurations: cylindrical with flux trap and rectangular in an arrangement of 26 x 28 fuel rods. This work relied on simulations with the Monte Carlo code MCNP5 to provide the fluxes and doses due to each field component in which the TLDs would be exposed. From the data obtained, both through the simulations and through the experiments, a methodology was proposed for the use of the TLD 100 for the neutron dosimetry in fields with high neutron fluence, such as the IPEN/MB-01.

Instalações para irradiação com nêutrons foram projetadas e construídas, visando o estabelecimento de procedimentos de calibração de monitores e dosímetros de nêutrons. Uma fonte calibrada de ANTPOT.241 AmBe com atividade de ANTPOT.185 GBq, garantiu rastreabilidade às medidas realizadas, e possibilitou irradiações com taxas de dose que variaram entre 9 nSv s POT.-1 e 0,5 muuSv s POT.-1. No arranjo elaborado para irradiações com nêutrons térmicos, com fluxo calibrado, a taxa de dose utilizada foi 50 nSv s POT.-1. A calibração de um espectrômetro de esferas de Bonner permitiu o estabelecimento dos procedimentos de calibração com base em três métodos propostos por normas internacionais, mostrando serem apropriadas às dimensões da sala de irradiação projetada para essa finalidade. A decoração do espectro de nêutrons, a partir da determinação dos parâmetros de calibração para o detector de esferas de Bonner, permitiu determinar o espectro da fonte de ANTPOT.241 AmBe calibrada, com valores de taxa de fluência, taxa de dose equivalente e energia media, que corresponderam satisfatoriamente aos valores calculados esperados, possibilitando o uso de tal detector na dosimetria de área. Para a dosimetria pessoal, foi elaborado um sistema dosimétrico baseado no uso do polímero CR-39 e no ataque eletroquímico do mesmo. Para isso, foram projetadas e construídas uma câmara para o processamento do detector e uma fonte de alta tensão e alta frequência que mostraram-se adequadas às finalidades propostas. O dosímetro pessoal elaborado utiliza também material conversor (n, alfa) e seu principio de detecção possibilitou determinar um fator de calibração relacionando a resposta do detector com a dose recebida para nêutrons térmicos, epitérmicos e rápidos. Os parâmetros utilizados para o ataque eletroquímico foram: solução de KOH 6N, temperatura de 59°C, campo elétrico alternado de 20 kv IND.ppcm POT.-1, frequência de 2,0 kHz; para a detecção de nêutrons térmicos e epitérmicos o tempo de revelação empregado foi de 3 horas e para nêutrons rápidos de 6 horas. O sistema dosimétrico desenvolvido apresentou sensibilidades a nêutrons térmicos, epitérmicos e rápidos dadas pelos valores (1,46 +/- 0,09) 10 POT.4 traços cm POT.-2 mSv POT.-1, (9 +/- 3) 10² traços cm POT.-2 mSv POT.-1 e (26 +/- 4) traços cm POT.-2 mSv POT.-1 respectivamente. As doses mínimas e máximas detectáveis foram respectivamente 0,002 mSv e 0,6 mSv para nêutrons térmicos, 0,04 mSv e 8 mSv para nêutrons epitérmicos e 1 mSv e 12 mSv para nêutrons rápidos. Tendo em vista as implicações das recomendações do ICRP-60, pode-se concluir que o dosímetro pessoal elaborado neste trabalho apresenta a sensibilidade necessária no caso da monitoração de nêutrons térmicos e epitérmicos, mas que exigiria tempos de integração de doses superiores à mensal no caso da monitoração de nêutrons rápidos.O procedimento proposto para ser realizar a dosimetria de nêutrons é baseado no uso conjugado do dosímetro pessoal elaborado e do espectrômetro de esferas de Bonner enquanto dosímetro de área. / A neutron irradiation facility was designed and built in order to establish a procedure for calibrating neutron monitors and dosimeters. A 185 GBq ANTPOT.241 AmBe source in the air provides neutron doses rates between 9 nSv s POT.-1 and 0,5 muuSv s POT.-1. A calibrated 50 nSv s POT.-1 thermal neutron field is obtained by using a specially designed paraffin block in conjunction with the ANTPOT.241 AmBe source. A Bonner multisphere spectrometer was calibrated, using a procedure based on three methods proposed by international standards. The unfolded ANTPOT.241 AmBe neutron spectrum was determined from Bonner spheres data and resulted in a good agreement with expected values for fluence rate, dose rate and mean energy. A dosimetric system based on the electrochemical etching of CR-39 was developed for personal dosimetry. The dosimeter badge using a (n, alfa) converter, the etching chamber and high frequency power supply were designed and built specially for this project. The electrochemical etching (ECE) parameters used were: a 6N KOH solution, 59°C, 20 kV IND.ppcm POT.-1, 2,0 kHz, 3 hours of ECE for thermal and intermediate neutrons and 6 hours for fast neutrons. The calibration factors for thermal, intermediate and fast neutrons were determined for this personal dosimeter. The sensitivies determined for the developed dosimetric system were (1,46 +/- 0,09)10 POT.4 tracks cm POT.-2 mSv POT.-1 for thermal neutrons, (9 +/- 3)10² tracks cm POT.-2 mSv POT.-1 for intermediate neutrons and (26 +/- 4) tracks cm POT.-2 mSv POT.-1 for fast neutrons. The lower and upper limits of detection were respectively 0,002 mSv and 0,6 mSv for thermal neutrons, 0,04 mSv and 8 mSv for intermediate neutrons and 1 mSv and 12 mSv for fast neutrons. In view of the 1990s ICRP recommendations, it is possible to conclude that the personal dosimeter described in this work is sufficiently sensitive to thermal and intermediate neutrons but fast neutron monitoring at radiological protection level would require an integration period of over a month. The proposed dosimetric procedure is based on the conjugated use of the developed personal dosimeter and the Bonner multisphere spectrometer.

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