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

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:01Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:33Z (GMT). No. of bitstreams: 1 19174.pdf: 31751 bytes, checksum: 7f1e1ac2bd5fcea7b8edbb1e6ba7a12b (MD5) / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:05Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:50Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:10Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:49Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:41:39Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:26Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:01Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:33Z (GMT). No. of bitstreams: 1 19174.pdf: 31751 bytes, checksum: 7f1e1ac2bd5fcea7b8edbb1e6ba7a12b (MD5) / A Terapia de Captura de Nêutron por Boro (BNCT) é uma terapia de combate ao câncer bimodal, na qual a energia útil da terapia vem da reação nuclear que ocorre pelo Boro quando irradiado com nêutrons térmicos. No IPEN há uma instalação de pesquisas em BNCT, na qual o feixe de radiação contendo nêutrons é proveniente do reator IEA-R1. Como condição desta terapia é necessário realizar a dosimetria do feixe de radiação, que atualmente é feito com o uso de folhas de ativação, para cálculo do fluxo de nêutrons, e do dosímetro TLD 400, para estimativa da dose gama. Para campos mistos de nêutrons e gamas, a Comissão Internacional de Unidades e Medidas (ICRU) recomenda o uso de dosímetros com sensibilidades distintas para as componentes do feixe, como o caso do par TLD 600 e TLD 700 que apresentam sensibilidades distintas a nêutrons térmicos, devido à diferente quantidade do isótopo 6Li em sua composição, o qual apresenta uma alta seção de choque para nêutrons térmicos. Este trabalho constou da realização de simulações e experimentos visando a implementação da metodologia de dosimetria utilizando o par TLD 600 e TLD 700 e sua comparação com a metodologia atualmente utilizada pelo grupo de pesquisa em BNCT, que utiliza o TLD 400. Portanto, foi realizado um estudo das respostas de cada um destes TLDs a partir de irradiações em diferentes campos e sempre utilizando simulações com o MCNP para fornecer a discriminalização das componentes de dose depositadas em cada TLD. Foram realizadas varias irradiações em campo de gama puro e em campo misto de nêutrons e gamas para o estudo da reprodutibilidade destes TLDs. Este estudo mostrou que mesmo TLDs do mesmo tipo têm sensibilidades distintas, e assim foi criado um Fator de Normalização para cada um dos TLDs, eliminando assim a necessidade de selecionamento. Foi realizado um estudo sobre a diferença das respostas destes TLDs devido à diferentes campos. Este estudo mostrou ser possível estimar o fluxo relativo entre gamas e nêutrons a partir da relação existente entre as duas regiões de interesse dos TLDs 600 e 700. Também foi possível observar que o TLD 700 apresenta resposta para nêutrons, e se a recomendação da ICRU for seguida, a resposta devido à radiação gama será superestimada. Foram obtidas as curvas de calibração dose resposta destes TLDs para campos de gamas puro e campos mistos. Este trabalho propõe o uso desta metodologia com o uso do par TLD 600 e TLD 700, por apresentar maior precisão de resposta frente a atual metodologia que utiliza o TLD 400, porém precauções devem ser tomadas para evitar que a dose gama seja superestimada. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:05Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:50Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Em cumprimento às normas que regulam a transferência e deposição final de rejeitos radioativos, o inventário de radionuclídeos de cada embalado contendo tais rejeitos deve ser estimado e declarado. Os limites autorizados são definidos em função das doses de radiação que indivíduos do público podem vir a receber anualmente a partir do repositório. Tais limites se referem principalmente às concentrações de atividade, dadas em Bq/g, dos radionuclídeos presentes nos embalados com rejeitos. A grande maioria dos radionuclídeos emissores de raios-gama pode ter a respectiva concentração de atividade determinada diretamente por medidas externas aos embalados. Entretanto, determinação análoga para os radionuclídeos emissores exclusivos de partículas alfa ou beta, bem como de alguns emissores de raios-gama e/ou raios-X cuja energia, intensidade absoluta de emissão e/ou atividade são muito baixas denominados genericamente Radionuclídeos de Difícil Medição (RDMs) requer procedimentos radioquímicos complexos para isolar a espécie química de interesse dos interferentes presentes nas matrizes de rejeitos. Ademais, nesse caso é necessário coletar amostras de cada embalado, acarretando elevadas doses de radiação para os operadores e altos custos logísticos, decorrentes do grande número de embalados com rejeitos radioativos que necessitam de caracterização em uma instalação nuclear. Uma metodologia alternativa para abordar esse problema consiste em obter correlações empíricas entre alguns radionuclídeos possíveis de serem medidos diretamente, como 60Co e 137Cs denominados Radionuclídeos Chave (RCs) e os RDMs. Essa metodologia, denominada Fator de Escala, foi aplicada no presente trabalho com a finalidade de determinar tais correlações, na forma de Fatores de Escala ou Funções de Correlação, para os principais rejeitos de baixa e média atividades do reator nuclear de pesquisa IEA-R1. / Tese (Doutoramento) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:42:10Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:04:49Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / No campo da medicina, a radiação ionizante é utilizada tanto para fins terapêuticos como para fins diagnósticos, englobando assim um amplo intervalo de doses de diferentes tipos de radiações. Para assegurar que a finalidade da prática esteja sendo alcançada, são necessários estudos detalhados de detectores e dispositivos que respondam a diferentes tipos de radiações. Neste trabalho foi realizada a caracterização dosimétrica de amostras de BeO utilizando as técnicas de termoluminescência (TL) e luminescência opticamente estimulada (OSL) comparando-se as respostas para as radiações alfa, beta e X e propondose um sistema adequado para sua utilização em monitoração de feixes destas radiações. Dentre os principais resultados obtidos estão: alta sensibilidade à radiação beta para ambas as técnicas empregadas, boa reprodutibilidade das respostas TL e OSL (coeficientes de variação inferiores a 5%), uma dependência energética máxima da radiação X de 28% para técnica TL, e de apenas 7% para a técnica OSL, dentro dos intervalos de energia estudados. As características dosimétricas obtidas neste trabalho mostram a possibilidade de aplicação das amostras de BeO em dosimetria das radiações ionizantes X, alfa e beta, considerando os intervalos de dose empregados, pelas técnicas de TL e OSL. Pelos resultados obtidos, as amostras de BeO apresentaram sua utilização potencial para dosimetria de feixes de radiodiagnóstico e radioterapia. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:41:39Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:07:26Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Atualmente, a caracterização dos resíduos radioativos gerados na operação do reator nuclear de pesquisas IEA-R1 está em curso. O reator IEA-R1 é um reator do tipo piscina aberta, moderado e refrigerado por água leve, utilizando dois leitos de resinas de troca iônica e de carvão ativado para purificação de água de refrigeração. Estes meios filtrantes são substituídos quando já não são capazes de manter a qualidade da água dentro dos limites exigidos e são tratados como rejeitos radioativos. Contendo produtos de fissão, ativação e actinídeos que escapam do núcleo do reator para a água da piscina, apresentam altas taxas de dose devido à quantidade de emissores gama de meias-vidas curtas e intermediárias, emissores alfa, elementos transurânicos de meia-vida longa bem como emissores beta puros. A caracterização destes rejeitos, consequentemente, requer métodos de análise radioquímica que incluem a amostragem e o processamento das amostras, resultando em doses elevadas para os trabalhadores. Nesse contexto, o objetivo deste trabalho consistiu em correlacionar os resultados das análises radioquímicas de amostras de rejeitos, com os resultados das medições radiométricas, utilizando a modelagem das taxas de dose em diferentes distâncias da superfície dos embalados. As taxas de dose medidas foram comparadas com os resultados de cálculos . Massa, volume e geometria das fases sólidas e líquidas de cada um dos tambores também foram determinadas, uma vez que o teor de água varia amplamente entre diferentes tambores, e são essenciais para estimar as atividades totais em cada tambor. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2016-06-22T11:16:05Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-06-22T11:16:05Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / As fontes radioativas seladas são usadas na verificação de detectores de câmara de ionização, os quais medem a atividade dos radioisótopos usados nas mais diversas áreas, como na Medicina Nuclear. A medida da atividade dos radioisótopos deve ser feita com exatidão, pois será administrada em um paciente. Para garantir o adequado funcionamento dos detectores de câmara de ionização, são estipulados ensaios normatizados pela Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA) e a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) utilizando-se fontes radioativas seladas de Bário-133, Césio-137 e Cobalto-57. Os testes avaliam a exatidão, precisão, reprodutibilidade e linearidade da resposta do equipamento. O foco deste trabalho foi o estudo e o desenvolvimento dessas fontes radioativas padrão de Bário-133, Césio-137 e Cobalto-57, utilizando um polímero, no caso resina epóxi comerciais do tipo éter diglicidílico do bisfenol A e um agente de cura a base de poliamina modificada da dietilenotriamina ,para imobilizar o material radioativo. A matriz polimérica apresenta a função primordial de fixar e imobilizar o conteúdo radioativo não permitindo seu vazamento dentro dos limites técnicos exigidos pelas normas de proteção radiológica no quesito de características de uma fonte selada e, adicionalmente, ter a capacidade de reter a emanação de quaisquer gases que venham a se formar durante o processo de fabricação e do período de vida útil deste artefato. O processo de manufatura de uma fonte selada padrão consiste no envasamento, em um frasco de geometria padronizada, de uma quantidade, em volume fixo, de uma matriz polimérica no interior da qual é adicionada e dispersada homogeneamente uma quantidade precisa e exata em atividade de um material radioativo padrão. Nesse sentido, realizou-se um estudo para a escolha da resina epóxi, analisando suas características e propriedades. Foram realizados estudos e testes, verificando a máxima miscibilidade da resina com a água (solução ácida, simulando as condições da solução radiativa), perdas de propriedades mecânicas e térmicas, bem como o controle de dose radioativa para a completa cura (irradiadores de cobalto).Foram produzidas fontes de césio-137 e bário-133, realizou-se testes para determinação do grau de homogeneidade na dispersão do material radioativo na matriz e testes de imersão das fontes seladas produzidas para verificar a estanqueidade do sistema desenvolvido, obtendo um resultado satisfatório de acordo com as normas. Analisando todos os resultados obtidos, as fontes seladas podem ser confeccionadas em matriz epóxi DGEBA e endurecedor poliamínico DETA modificado, desde que a quantidade de material radioativo, na forma de solução ácida, adicionado à composição não ultrapasse um teor de 20%. A cura da resina epóxi pode ser melhorada em relação a ambiente, com uso da irradiação desde que seja exposta a uma dose ao redor de 33 kGy durante a cura. Nos testes de estanqueidade, verificou-se que as fontes são estanques, as medições da atividade da água utilizada nos testes mostraram um valor inferior a 185 Bq (de acordo com a International Standard Organization- Radiation protection sealed radioactive sources - ISO 9978), comprovando a eficiência da resina epóxi como material para selar o material radioativo. Tendo a finalidade de criar uma tecnologia nacional capaz de suprir a demanda deste produto no mercado interno e atingir excelência em qualidade através da acreditação e certificação do produto junto aos órgãos competentes. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP