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

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-02-03T12:06:00Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-02-03T12:06:00Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho apresenta a análise neutrônica do combustível a dispersão de UMo-Al em relação ao aumento da densidade de urânio e faz uma comparação com o combustível de U3Si2-Al. Neste estudo, a densidade de urânio do U3Si2-Al é variada de 3,0 à 5,5 gU/cm3 e a do UMo-Al entre 4,0 à 7,5 gU/cm3 e com a porcentagem em massa de molibdênio com 7 e 10 %. Neste trabalho também é proposta a aplicação de veneno queimável metálico no cerne do combustível de UMo-Al, uma vez que este combustível é metálico e é analisada a utilização de gadolínio (Gd) e európio (Eu) como veneno queimável. A utilização do Gd como veneno queimável foi analisada com o fator de multiplicação infinito (k∞) através do programa celular HRC desenvolvido pelo IPEN e composto pelos códigos HAMMERTECHNION para a analise de célula, ROLAIDS para o cálculo de auto blindagem dos actinídeos e CINDER-2 empregado para a fissão e transmutação dos actinídeos. O núcleo do reator simulado foi similar ao do RMB (Reator Multipropósito Brasileiro) composto por um arranjo de 5x5 posições com 23 elementos combustíveis e dois blocos de alumínio. Para o európio, foram utilizados os programas SERPENT e CITATION. Os cálculos de queima foram realizados considerando uma potência de 30 MW durante três ciclos do RMB de 97 dias. Os resultados obtidos mostram que a porcentagem em massa do molibdênio têm uma grande influência no comportamento neutrônico devido a seção de choque de absorção do molibdênio ser considerável. Portanto, foi escolhida a porcentagem de 7 % de Mo para os estudos com veneno queimável. Para o núcleo proposto, o európio mostrou-se melhor, pois apresenta uma queima mais gradual que o gadolínio. Foi realizada uma simulação com o programa SERPENT com adição de 6 % de silício, o que mostrou que a adição de Si não causa mudança significativa no ciclo de operação do reator. Para validação da metodologia de cálculo, foi elaborada uma especificação técnica e fabricadas 12 miniplacas combustíveis de UMo-Al sem veneno queimável. As miniplacas foram irradiadas no núcleo do reator IPEN/MB-01, em quatro configurações de núcleo, para obtenção da reatividade inserida. Os resultados simulados obtidos para a inserção de reatividade pelas miniplacas nos diversos núcleos analisados apresentaram alta concordância com os resultados experimentais. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

The doctoral thesis is focused on measurements of neutron cross-sections mainly cross-sections of (n,xn) threshold reactions. With the dawn of advanced nuclear systems such as fast reactors of GenIV, accelerator driven system or even fusion reactors, monitoring of fast neutron fields will gain on importance. The activation detectors are one of the viable options how to monitor these neutron fields and (n,xn) reactions would be one of the best options how to do such monitoring. There is one condition though. We need to have good cross- section data in high neutron energy region. Unfortunately, the current situation is rather bad. There is only a small amount of reliable data for neutron energies above 20 MeV and with increasing energy, the situation gets only worse. For this reason, we measure the cross-sections of (n,xn) reactions on perspective materials such as yttrium, gold and tantalum with neutron energies from 17.4 up to 94 MeV. In this thesis, the measurements together with motivation and methodology are described. Obtained results are in agreement with existing data. Severe discrepancies were observed between the predictions and experimental data for high order (n,xn) reactions. This problem is discussed and solved. The results in this region are in form of cross-section values and also...

Thesis (Ph.D.); Submitted to North Carolina State Univ., Raleigh, NC (US); 6 Apr 2005. / Published through the Information Bridge: DOE Scientific and Technical Information. "UCRL-TH-211400" Dashdorj, D. 04/06/2005. Report is also available in paper and microfiche from NTIS.

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-02-03T12:02:42Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-02-03T12:02:42Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-02-03T12:02:42Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-02-03T12:02:42Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho apresenta e consolida uma metodologia alternativa para a determinação de taxas de reação nuclear ao longo da direção radial das pastilhas combustíveis sem necessidade de intensos fluxos neutrônicos. Esta técnica se baseia na irradiação de um disco de UO2 inserido no interior de uma vareta combustível desmontável no núcleo do reator IPEN/MB-01. Após a irradiação são realizadas várias espectrometrias gama do disco utilizando um detector HPGe alternando sequencialmente 6 colimadores de chumbo com diâmetros diferentes. Consequentemente, as reações nucleares de captura radiativa que ocorrem nos átomos de 238U, juntamente com as fissões que ocorrem em ambos 235U e 238U são mensuradas em função de 6 regiões radiais distintas do disco combustível. As correções de eficiência geométrica devido à introdução dos colimadores no sistema de detecção HPGe são determinadas através do código MCNP-5. As medidas de taxa de fissão são realizadas utilizando o 99Mo como radionuclídeo traçador. Esse radionuclídeo foi estudado e provou-se ideal para estas medidas por possuir um comportamento linear de formação, alto rendimento de fissão e principalmente por emitir fótons de baixa energia. As medidas foram efetuadas irradiando discos de UO2 (com enriquecimento de 4,3%) na posição central do reator IPEN/MB-01 a potência de 100 Watts durante uma hora. Algumas medidas foram realizadas utilizando uma luva de cádmio envolta na vareta combustível para determinar as taxas de reação nuclear na faixa de energia epitérmica. Os resultados experimentais obtidos são comparados a cálculos de taxa de reação nuclear via MCNP-5 utilizando a biblioteca de dados ENDF/B-VII.0, os quais apresentaram discrepâncias de no máximo 9% para as taxas de captura no 238U e 14% para as taxas de fissão no U na faixa epitérmica. Foram obtidos valores máximos de 4,5% para incertezas relativas as taxas de captura total e epitérmica e para as taxas de fissão total e epitérmica valores máximos de 11,3%. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Pedro Silva Filho (pfsilva@ipen.br) on 2017-11-23T12:28:11Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-11-23T12:28:12Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / A Organização Mundial da Saúde (OMS) relata o câncer como uma das principais causas de morte no mundo. O câncer de próstata é o segundo tipo de câncer mais prevalente em homens, com cerca de 1,1 milhão de casos diagnosticados em 2012. Braquiterapia com iodo-125 é uma método de radioterapia que consiste na introdução de sementes com material radioativo no interior do órgão a ser tratado. As sementes de iodo-125 podem ser inseridas soltas ou em cordas poliméricas bioabsorvíveis, mais comumente o poli(ácido lático-co-ácido glicólico) (PLGA). A função do polímero é reduzir a possibilidade de migração das sementes, o que poderia ser prejudicial para órgãos e tecidos saudáveis. De modo a reduzir os custos do tratamento, a síntese dos dímeros L-lactídeo e glicolídeo, para posterior utilização para preparação do PLGA, por meio da polimerização por abertura de anel, é proposta neste trabalho. Adicionalmente, propõe-se a utilização do amino-alcóxido tris(fenolato) de zircônio (IV) como alternativa ao usual octanoato de estanho (SnOct2), uma vez que a toxicidade do estanho permanece como obstáculo na produção do PLGA para aplicações biomédicas. Embora o iniciador de zircônio seja mais lento do que o SnOct2, massas molares relativamente elevadas foram obtidas quando razões monômero/iniciador (M/I) de 1000/1 (24 h), e 5000/1 (48 h) foram utilizadas. Considerando que as unidades glicolila (GA) são mais reativas do que as unidades lactila (LA), tempos longos de reação são necessários para atingir uma razão LA/GA próxima do objetivo do trabalho (85/15). O grau de racemização também depende do iniciador utilizado. As reações de polimerização realizadas com o iniciador de zircônio mostraram um maior grau de racemização, quando comparadas com aquelas realizadas com o SnOct2. Também foi observado um ligeiro aumento na racemização com o tempo. Considerando os resultados obtidos na síntese e purificação dos dímeros, e na síntese do PLGA em condições semelhantes às industriais, foi possível preparar o polímero de alta massa molar com um custo dezenas de vezes inferior ao custo do PLGA no mercado internacional. Os efeitos da radiação gama no PLGA também foram estudados. Doses normalmente aplicadas para esterilizar materiais para aplicações biomédicas foram empregadas: 10, 18, 25 e 50 kGy. A massa molar de todas as amostras irradiadas diminuiu de uma forma proporcional à dose até 56% de perda para 10 kGy e 72% para 50 kGy porém, são menos pronunciadas para doses mais elevadas. Alterações nas propriedades térmicas, tais como temperatura de fusão, temperatura de transição vítrea e a entalpia de cristalização e fusão foram também observadas após a irradiação. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

The master’s thesis provides an overview of available neutron sources in terms of neutron yields and energy spectrum of emitted neutrons. Reactions of neutrons with matter, especially neutron scattering and radiation capture, are described. The possibilities neutron neutron detection and spectrometry are also described. The following experiment deals with a design of suitable shielding materials and the analysis of the moderated energy spectrum of neutron flux. The properties of the neutron field were measured using detection by activation. Subsequently, a simulation of the problem was performer in the MCNP program. In the end, the achieved results are compared and evaluated.