The Coarse-Mesh Transport Method (COMET) is a method developed by the Computational Reactor and Medical Physics Group at Georgia Tech. Its original application was neutron transport for nuclear reactor modeling. COMET has since been shown to be effective for coupled photon-electron transport calculations where the goal is to determine the energy deposition of a photon beam. So far COMET can simulate a mono-directional, mono-energetic, spatially-flat photon beam. The goal of this thesis will be to extend COMET by adding a generalized source treatment. The new source will be able to simulate beams that vary in intensity as a function of position, angle, and energy. EGSnrc will be used to verify the accuracy of the new method for 3D photon kerma calculations.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:43:25Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:29Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06501.pdf: 3346863 bytes, checksum: c0335a4d0d89d17de7ff520ce20eae25 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:43:25Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:56:29Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06501.pdf: 3346863 bytes, checksum: c0335a4d0d89d17de7ff520ce20eae25 (MD5) / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

The F_N method, originated by C. E. Siewert, is developed for a bare, axially infinite critical cylinder. The full-range completeness and orthogonality properties of the singular eigenfunctions are used to derive an expression for the emerging angular flux, which is represented by a power series. The resulting equations are reduced to matrix form and computer solved. Examples of the results of this method for different parameters are presented. Comparisons with other models are made. A fourth order approximation was found to be sufficient to achieve up to four digit agreement with benchmark values. / Master of Science

In reactor core design, a gap exists between the manual calculation of few-group constants and the many-group calculation, by large computer programs. A method is needed by which group constants may be calculated easily and quickly. The FASPEC program is designed to reduce the amount of manual calculation and to complement the large program by reducing the number of times the large program must be run to achieve desired results. The program calculates group constants from 940 microgroups, collapsing to any user-specified number of macrogroups up to 47. FASPEC is based on group-averaged flux calculations by a solution of the Infinite medium neutron transport equation. Flux contributions from inelastic scatter are included while those from neutron up-scatter are not. The energy spectrum considered is from 10 MeV to 0.625 eV. Required input is the atomic number density of each isotope, the number of macrogroups desired and the upper and lower microgroup numbers of each macrogroup. Input is facilitated by prompting in each case. Cross section look-up tables were provided by the Very Improved Monte Carlo code (VIM) for a mid-range Infinite hexagonal lattice. Self-shielding effects are included indirectly. A brief user's guide is provided. Group constants calculated and stored for either terminal display or printed output are group number, lowest energy of the group, macroscopic removal cross section, macroscopic absorption cross section, diffusion coefficient, flux, macroscopic fission cross section, v, the average number of neutrons emitted per fission, and vΣ_f. / Master of Science

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 / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:26:15Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:38Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertacao (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 2014-10-09T12:26:15Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:38Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho apresenta um estudo da Física dos Sistemas dirigidos por Fontes Externas (ADS). É apresentada a definição de alguns parâmetros estáticos e cinéticos da Física do reator que são importantes na avaliação e definição destes sistemas. O objetivo é demonstrar que há diferenças nestes parâmetros quando o sistema está no nível crítico ou subcrítico. Além disso, o trabalho mostra as diferenças observadas nos parâmetros para diferentes modelos de cálculo. São mostradas nesta dissertação duas metodologias de cálculo: Gandini&Salvatores e Dulla e são calculados alguns destes parâmetros utilizando as duas metodologias. O código determinístico de transporte ANISN é utilizado no cálculo destes parâmetros. Numa configuração subcrítica do Reator IPEN/MB-01 dirigido por uma fonte externa de nêutrons são calculados alguns parâmetros físicos. No final do trabalho são apresentadas as conclusões obtidas através destes cálculos. / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2016-12-21T11:30:16Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-12-21T11:30:16Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O sucesso de uma radioterapia depende do correto planejamento da dose a ser entregue ao volume alvo. Na braquiterapia, modalidade da radioterapia onde um radioisótopo selado é implantado intracavitariamente ou intersticialmente no paciente, há menos avanços em sistemas de planejamento de tratamento computacionais do que na teleterapia, amplamente mais utilizada nos serviços típicos. Porém, a braquiterapia, quando aplicável, é preferível por poupar tecidos sadios vizinhos de uma dose desnecessária. O AMIGOBrachy, um sistema de planejamento para braquiterapia de interface amigável, compatibilidade com outros sistemas comerciais em uso e integrado ao código MCNP6 (Monte Carlo N-Particle Transport Code v. 6) foi desenvolvido no Centro de Engenharia Nuclear do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (CEN-IPEN) e atualmente está em processo de validação. Este trabalho contribuiu para este processo, avaliando três diferentes casos clínicos através do AMIGOBrachy com o formalismo do TG43 da AAPM (Associação Americana de Física Médica), protocolo que rege a dosimetria em braquiterapia, e comparando seus resultados com as distribuições de dose calculadas por outros sistemas comerciais consagrados: Varian BrachyVision TM (Varian Medical Systems; Palo Alto, CA, EUA) e Nucletron Oncentra® (Elekta; Estocolmo, Suécia). Os resultados obtidos estão dentro de uma faixa de concordância de ±10%, estando mais discrepantes em regiões muito próximas do aplicador, onde os sistemas de planejamento comerciais e o AMIGOBrachy divergem devido aos diferentes métodos de cálculo. Em pelo menos dois terços da região de interesse, porém, a dose concordou em uma faixa de ±3% para os três casos. Também foram realizadas simulações utilizando o formalismo do TG186 da AAPM, que considera heterogeneidades no tecido, para avaliar o impacto dos mesmos na dose. Em adição ao processo de validação, também foi realizado um estudo em braquiterapia oftálmica para posterior inserção de um módulo adicional ao AMIGOBrachy; para isso, um modelo de olho humano foi desenvolvido utilizando geometria UM (Unstructured Mesh), para validação com o código MCNP6, que apenas nesta versão demonstra um novo recurso capaz de simular uma geometria híbrida: parcialmente analítica, parcialmente UM. O modelo considera dez diferentes estruturas no olho humano: esclera, coroide, retina, corpo vítreo, córnea, câmara anterior, lente, nervo óptico, parede do nervo óptico, e um tumor definido de forma arbitrária crescendo da superfície externa do globo ocular em direção ao seu centro. Os resultados foram comparados com um modelo de olho puramente analítico modelado com o MCNP6 e tomado como referência. Os resultados foram satisfatórios em todas as simulações desenvolvidas, exceto para as estruturas do nervo óptico e sua parede, que devido ao seu pequeno tamanho e distância da fonte, mostraram erros relativos maiores, mas ainda menores que 10%, e não representam problema de preocupação clínica uma vez que recebem doses muito pequenas. Discutiu-se também a eficácia e problemas encontrados nessa nova capacidade do código MCNP de simular geometrias híbridas, uma vez que é recente e ainda apresenta deficiências, que tiveram que ser contornadas no presente trabalho. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP