A técnica de captura de nêutrons em Boro é uma técnica promissora de tratamento de câncer, ela usa do alto LET das partículas provenientes da reação 10B(n,α)7Li para destruir as células cancerígenas. O desenvolvimento desta técnica começou em meados da década de 50 e até hoje ela é alvo de estudos e pesquisas em diversos centros espalhados pelo mundo, no Brasil construiu-se uma instalação que tem como objetivo realizar pesquisas em BNCT, esta instalação está localizada junto ao canal de irradiação número três do reator nuclear de pesquisa IEA-R1 e possui uma blindagem biológica projetada para atender as normas de radioproteção. Esta blindagem biológica foi desenvolvida para permitir que se realizem experimentos com o reator ligado a potência máxima, fazendo com que não seja necessário ligar e desligar o reator para se irradiar amostras. Entretanto quando se abre o canal de irradiação o background do salão de experimentos do salão de experimentos aumenta e esta variação de background inviabiliza a realização das medidas do grupo de pesquisa em difração de nêutrons que utiliza o canal de irradiação número seis. Este trabalho tem como objetivo acrescentar melhorias na blindagem a fim de reduzir ao máximo essa variação de background fazendo com que seja possível realizar medidas na instalação de pesquisas em BNCT sem interferir nas medidas do grupo de pesquisa do canal de irradiação seis. Para isto, utilizou o código MCNP5, dosímetros termoluminescentes e detectores de ativação tipo folha para planejar melhorias na blindagem biológica. Calculou-se com o auxílio do código uma melhoria que consegue reduzir em média o fluxo térmico em 71,2 ± 13 % e verificou-se experimentalmente uma redução média de 70 ± 9 % na dose devido aos nêutrons térmicos. / The technique of neutron capture in boron is a promising technique in cancer treatment, it uses the high LET particles from the reaction 10B (n, α) 7Li to destroy cancer cells.The development of this technique began in the mid-\'50s and even today it is the object of study and research in various centers around the world, Brazil has built a facility that aims to conduct research in BNCT, this facility is located next to irradiation channel number three at the research nuclear reactor IEA-R1 and has a biological shielding designed to meet the radiation protection standards. This biological shielding was developed to allow them to conduct experiments with the reactor at maximum power, so it is not necessary to turn on and off the reactor to irradiate samples. However, when the channel is opened for experiments the background radiation in the experiments salon increases and this background variation makes it impossible to perform measurements in a neutron diffraction research that utilizes the irradiation channel number six. This study aims to further improve the shielding in order to minimize the variation of background making it possible to perform the research facility in BNCT without interfering with the action of the research group of the irradiation channel number six. To reach this purpose, the code MCNP5, dosimeters and activation detectors were used to plan improvements in the biological shielding. It was calculated with the help of the code an improvement that can reduce the average heat flow in 71.2% ± 13 and verified experimentally a mean reduce of 70 ± 9% in dose due to thermal neutrons.

A técnica de captura de nêutrons em Boro é uma técnica promissora de tratamento de câncer, ela usa do alto LET das partículas provenientes da reação 10B(n,α)7Li para destruir as células cancerígenas. O desenvolvimento desta técnica começou em meados da década de 50 e até hoje ela é alvo de estudos e pesquisas em diversos centros espalhados pelo mundo, no Brasil construiu-se uma instalação que tem como objetivo realizar pesquisas em BNCT, esta instalação está localizada junto ao canal de irradiação número três do reator nuclear de pesquisa IEA-R1 e possui uma blindagem biológica projetada para atender as normas de radioproteção. Esta blindagem biológica foi desenvolvida para permitir que se realizem experimentos com o reator ligado a potência máxima, fazendo com que não seja necessário ligar e desligar o reator para se irradiar amostras. Entretanto quando se abre o canal de irradiação o background do salão de experimentos do salão de experimentos aumenta e esta variação de background inviabiliza a realização das medidas do grupo de pesquisa em difração de nêutrons que utiliza o canal de irradiação número seis. Este trabalho tem como objetivo acrescentar melhorias na blindagem a fim de reduzir ao máximo essa variação de background fazendo com que seja possível realizar medidas na instalação de pesquisas em BNCT sem interferir nas medidas do grupo de pesquisa do canal de irradiação seis. Para isto, utilizou o código MCNP5, dosímetros termoluminescentes e detectores de ativação tipo folha para planejar melhorias na blindagem biológica. Calculou-se com o auxílio do código uma melhoria que consegue reduzir em média o fluxo térmico em 71,2 ± 13 % e verificou-se experimentalmente uma redução média de 70 ± 9 % na dose devido aos nêutrons térmicos. / The technique of neutron capture in boron is a promising technique in cancer treatment, it uses the high LET particles from the reaction 10B (n, α) 7Li to destroy cancer cells.The development of this technique began in the mid-\'50s and even today it is the object of study and research in various centers around the world, Brazil has built a facility that aims to conduct research in BNCT, this facility is located next to irradiation channel number three at the research nuclear reactor IEA-R1 and has a biological shielding designed to meet the radiation protection standards. This biological shielding was developed to allow them to conduct experiments with the reactor at maximum power, so it is not necessary to turn on and off the reactor to irradiate samples. However, when the channel is opened for experiments the background radiation in the experiments salon increases and this background variation makes it impossible to perform measurements in a neutron diffraction research that utilizes the irradiation channel number six. This study aims to further improve the shielding in order to minimize the variation of background making it possible to perform the research facility in BNCT without interfering with the action of the research group of the irradiation channel number six. To reach this purpose, the code MCNP5, dosimeters and activation detectors were used to plan improvements in the biological shielding. It was calculated with the help of the code an improvement that can reduce the average heat flow in 71.2% ± 13 and verified experimentally a mean reduce of 70 ± 9% in dose due to thermal neutrons.

O carbeto de boro é um material sintético com ligações químicas essencialmente covalentes, tem um alto ponto de fusão só é sinterizável em elevada temperatura. Possui excepcional dureza, baixa densidade, resistência a abrasão, elevada velocidade sônica e boas propriedades mecânicas, características ideais para as aplicações balísticas. Tem como principal característica a alta seção de choque para nêutrons térmicos para aplicações nucleares. O presente trabalho teve por objetivo avaliar as propriedades mecânicas do carbeto de boro, pela introdução de diferentes teores de diboreto de titânio, pela reação in situ com pós de carbeto de titânio, e adição do carbono durante a sinterização, em forno resistivo sem pressão e prensagem isostática a quente dos componentes cerâmicos. Em menores temperaturas valores obtidos da densidade teórica para o carbeto de boro puro, foram alcançados com o emprego do aditivo. Os resultados obtidos na sinterização mostram a eficiência da introdução do carbeto de titânio para o aumento da densificação do material. Com percentuais de 20% de carbeto de titânio, obteve-se os máximos valores para microdureza (HV) de 35 GPa e tenacidade a fratura (KlC) de 3,16 MPa.m1/2. Comprovadamente a dificuldade de sinterização em elevadas temperaturas, para maior densificação, de componentes cerâmicos de carbeto de boro pode ser minimizada com a introdução de percentuais de carbeto de titânio. / Boron Carbide is a synthetic material with essentially covalent chemical bonds with high fusion point. The main characteristics are: it is sintered at high temperature, high hardness, low density, abrasion resistant, high sonic velocity, good mechanical properties and high neutron absorption cross section (10BxC, x>4). Those features are ideal for ballistics applications. The aim of this study was to evaluate the changes in mechanical properties of Boron Carbide with different concentration of Titanium Diboride by reaction in situ with TiC powders. The addition of carbon during sintering without pressure and hot isostatic pressing of ceramic components was studied. At low temperatures, the nearly values for the theoretical density for pure Boron Carbide were obtained only with the use of additives. In sintering, the use of TiC increased Boron Carbide density. At concentrations up to 20% of TiC, the maximum values for hardness (HV) and fracture toughness (KlC) were obtained. With the introduction of different levels of additive, the difficulty of sintering at high temperatures was minimized and the density of ceramic components was maximized.

O carbeto de boro é um material sintético com ligações químicas essencialmente covalentes, tem um alto ponto de fusão só é sinterizável em elevada temperatura. Possui excepcional dureza, baixa densidade, resistência a abrasão, elevada velocidade sônica e boas propriedades mecânicas, características ideais para as aplicações balísticas. Tem como principal característica a alta seção de choque para nêutrons térmicos para aplicações nucleares. O presente trabalho teve por objetivo avaliar as propriedades mecânicas do carbeto de boro, pela introdução de diferentes teores de diboreto de titânio, pela reação in situ com pós de carbeto de titânio, e adição do carbono durante a sinterização, em forno resistivo sem pressão e prensagem isostática a quente dos componentes cerâmicos. Em menores temperaturas valores obtidos da densidade teórica para o carbeto de boro puro, foram alcançados com o emprego do aditivo. Os resultados obtidos na sinterização mostram a eficiência da introdução do carbeto de titânio para o aumento da densificação do material. Com percentuais de 20% de carbeto de titânio, obteve-se os máximos valores para microdureza (HV) de 35 GPa e tenacidade a fratura (KlC) de 3,16 MPa.m1/2. Comprovadamente a dificuldade de sinterização em elevadas temperaturas, para maior densificação, de componentes cerâmicos de carbeto de boro pode ser minimizada com a introdução de percentuais de carbeto de titânio. / Boron Carbide is a synthetic material with essentially covalent chemical bonds with high fusion point. The main characteristics are: it is sintered at high temperature, high hardness, low density, abrasion resistant, high sonic velocity, good mechanical properties and high neutron absorption cross section (10BxC, x>4). Those features are ideal for ballistics applications. The aim of this study was to evaluate the changes in mechanical properties of Boron Carbide with different concentration of Titanium Diboride by reaction in situ with TiC powders. The addition of carbon during sintering without pressure and hot isostatic pressing of ceramic components was studied. At low temperatures, the nearly values for the theoretical density for pure Boron Carbide were obtained only with the use of additives. In sintering, the use of TiC increased Boron Carbide density. At concentrations up to 20% of TiC, the maximum values for hardness (HV) and fracture toughness (KlC) were obtained. With the introduction of different levels of additive, the difficulty of sintering at high temperatures was minimized and the density of ceramic components was maximized.

Neste trabalho a equação de transporte de nêutrons a um grupo de energia é resolvida pelo método L TSN, obtendo-se o fluxo escalar que é usado para determinar a taxa de dose absorvida em blindagens múltiplas, formadas por materiais diferentes. Simulações numéricas para as taxas de doses absorvidas, modelando os meios como puramente absorvedores e espalhadores isotrópicos e anisotrópicos, são apresentados para ordens de quadratura iguais a 60. Os valores numéricos obtidos mostram que o método é eficiente, obtendo-se resultados que apresentam comportamento físico adequado, indicando que a metodologia L TSN é uma ferramenta útil em cálculos de blindagens para nêutrons. / In this work the one-group transport equation for neutrons is solved by the L TSN method, obtaining the scalar flux that is used to determine the absorbed dose rate in heterogeneous shielding formed by different materiais. Numerical simulations for the absorbed dose rates, considering purely absorbing media, isotropic and anisotropic scattering, are reported for angular quadrature set order of 60. Numerical results show that the offered method is efficient, generates results which show to be physically consistent and indicates that the L TSN methodology is a useful tool for shielding calculations for neutrons.

Neste trabalho a equação de transporte de nêutrons a um grupo de energia é resolvida pelo método L TSN, obtendo-se o fluxo escalar que é usado para determinar a taxa de dose absorvida em blindagens múltiplas, formadas por materiais diferentes. Simulações numéricas para as taxas de doses absorvidas, modelando os meios como puramente absorvedores e espalhadores isotrópicos e anisotrópicos, são apresentados para ordens de quadratura iguais a 60. Os valores numéricos obtidos mostram que o método é eficiente, obtendo-se resultados que apresentam comportamento físico adequado, indicando que a metodologia L TSN é uma ferramenta útil em cálculos de blindagens para nêutrons. / In this work the one-group transport equation for neutrons is solved by the L TSN method, obtaining the scalar flux that is used to determine the absorbed dose rate in heterogeneous shielding formed by different materiais. Numerical simulations for the absorbed dose rates, considering purely absorbing media, isotropic and anisotropic scattering, are reported for angular quadrature set order of 60. Numerical results show that the offered method is efficient, generates results which show to be physically consistent and indicates that the L TSN methodology is a useful tool for shielding calculations for neutrons.

Neste trabalho a equação de transporte de nêutrons a um grupo de energia é resolvida pelo método L TSN, obtendo-se o fluxo escalar que é usado para determinar a taxa de dose absorvida em blindagens múltiplas, formadas por materiais diferentes. Simulações numéricas para as taxas de doses absorvidas, modelando os meios como puramente absorvedores e espalhadores isotrópicos e anisotrópicos, são apresentados para ordens de quadratura iguais a 60. Os valores numéricos obtidos mostram que o método é eficiente, obtendo-se resultados que apresentam comportamento físico adequado, indicando que a metodologia L TSN é uma ferramenta útil em cálculos de blindagens para nêutrons. / In this work the one-group transport equation for neutrons is solved by the L TSN method, obtaining the scalar flux that is used to determine the absorbed dose rate in heterogeneous shielding formed by different materiais. Numerical simulations for the absorbed dose rates, considering purely absorbing media, isotropic and anisotropic scattering, are reported for angular quadrature set order of 60. Numerical results show that the offered method is efficient, generates results which show to be physically consistent and indicates that the L TSN methodology is a useful tool for shielding calculations for neutrons.

[pt] A indústria de blindagens, seja ela com finalidade civil ou militar, utiliza em seu processo produtivo diversos materiais de interesse científico. A busca por produtos cada vez mais leves e com melhor desempenho balístico tem sido tema de estudos há vários anos. No entanto, pouco se tem observado em relação à questão da preservação ambiental, seja no próprio ciclo de vida do material ou de simples condutas responsáveis por parte dos fabricantes e consumidores. Sendo assim, o objetivo desse trabalho foi avaliar a possibilidade de reutilização e/ou reciclagem do policarbonato utilizado em blindagens automotivas e arquitetônicas, observando se foram preservadas as características indispensáveis para sua finalidade original, como transmitância, resistência à tração e resistência ao impacto. Foram utilizadas amostras de policarbonato submetidas a diferentes técnicas de separação do conjunto balístico original, a fim de observar a influência da técnica de separação sobre as propriedades ópticas e mecânicas do policarbonato. Também foi avaliado o comportamento do policarbonato após repetidos ciclos de autoclavagem, já que esta técnica tem sido muito utilizada em serviços de recuperação de vidros blindados delaminados. Para avaliar os efeitos das técnicas de separação de autoclavagem, utilizaram-se as técnicas de microscopia eletrônica de varredura, ensaio de tração, análise dinâmico-mecânica e espectroscopia no ultravioleta e no visível. Os resultados demonstraram entre os principais fatores que degradam o policarbonato podemos destacar a exposição prolongada ao ultravioleta, exposição a solventes como álcool isopropílico e acetona. / [en] The shield industry, for civil or military purposes, use in its process of production, many different materials of scientific interest. The research for lighter and better ballistic-performance products have been studied for many years. However, not much have been observed in relation to the environmental protection issue, whether it is in the own material life spam or simply, the responsible behavior by manufacturers and consumers. Therefore, the goal of this work was to measure the possibilities in reuse and/or recycling of polycarbonate used in shielding for cars and architectonics, observing if the essential characteristics were preserved to its original intent, like transmittance, tensile strength and impact resistance. Polycarbonate samples were submitted to different separation techniques from the original ballistic set, in order to observe the influence of the separation technique over the optical and mechanical properties of polycarbonate. It was also measured the polycarbonate s behavior after several autoclaving cycles, since this technique has been very much used in the recovery of delaminated shields. In order to measure the autoclaving separation techniques, it was used surveillance of electronic microscopic techniques, tensile essay, mechanical- dynamic analysis and visual ultra violet radiation spectroscopy. The results have shown that among the main factors that degrade the polycarbonate it is able to highlight the long-term exposition to ultra violet radiation, exposition to isopropylic alcohol and acetone solvents.