O uso de códigos de simulação Monte Carlo em radiologia vem crescendo com o aparecimento de diferentes códigos de simulação, desenvolvidos especificamente para aplicações em radiologia, como, por exemplo, PENELOPE. Cada um desses códigos utiliza diferentes algoritmos para o transporte de partículas resultando em diferentes níveis de dificuldade de uso, acurácia nos resultados e desempenho nas simulações. O código de simulação Monte Carlo PENELOPE utiliza um algoritmo misto de transporte da radiação, definido por meio dos parâmetros de entrada da simulação. Normalmente utilizado para aplicações em feixes de altas energias, a influência desses parâmetros no transporte de partículas com o código PENELOPE ainda não foi completamente estabelecida para aplicações que utilizam feixes de radiodiagnóstico e geometrias delgadas. Especificamente em estudos de características dosimétricas de detectores de radiação que possuem espessuras delgadas, como câmaras de ionização, o tipo de algoritmo de transporte pode influenciar nos resultado das simulações. Neste trabalho, o estudo da influência dos parâmetros que controlam o algoritmo de transporte utilizado pelo código de simulação Monte Carlo PENELOPE em feixes de radiodiagnóstico e geometrias delgadas foi realizado através da simulação dos coeficientes de atenuação linear em diferentes materiais, espessuras e energias. A validação desse código nessa faixa de energia permitiu a determinação do fator de retroespalhamento para feixes polienergéticos, contribuindo para sua aplicação em radiodiagnóstico. / The use of Monte Carlo simulation in radiology has been growing with the appearance of different simulation codes that have been developed specifically for applications in radiology, as for example PENELOPE. Each of these codes use different algorithms for particle transport resulting in different levels of difficulty for its use as well as of accuracy and performance. The PENELOPE code uses a mixed algorithm for radiation transport that is defined by entrance parameters. Most of the applications of PENELOPE code have been performed with high energy beams, however the influence of the entrance parameters in the particle transport is not established for applications evolving radiodiagnostic beams and thin geometries. Specifically for the study of dosimetric characteristics of radiation detectors that have small thicknesses, as ionization chambers, the algorithm transport influences the results of the simulation. In this work, the study of the influence of entrance parameters on the transport algorithm used in PENELOPE Monte Carlo simulation code was performed by the simulation of the linear attenuation coefficients in different materials, thickness and energies used in radiodiagnostic. The validation of this code in such energy range allowed the determination of the backscatter factor for polienergetic beams, aiding its application in radiodianogsis.

O uso de códigos de simulação Monte Carlo em radiologia vem crescendo com o aparecimento de diferentes códigos de simulação, desenvolvidos especificamente para aplicações em radiologia, como, por exemplo, PENELOPE. Cada um desses códigos utiliza diferentes algoritmos para o transporte de partículas resultando em diferentes níveis de dificuldade de uso, acurácia nos resultados e desempenho nas simulações. O código de simulação Monte Carlo PENELOPE utiliza um algoritmo misto de transporte da radiação, definido por meio dos parâmetros de entrada da simulação. Normalmente utilizado para aplicações em feixes de altas energias, a influência desses parâmetros no transporte de partículas com o código PENELOPE ainda não foi completamente estabelecida para aplicações que utilizam feixes de radiodiagnóstico e geometrias delgadas. Especificamente em estudos de características dosimétricas de detectores de radiação que possuem espessuras delgadas, como câmaras de ionização, o tipo de algoritmo de transporte pode influenciar nos resultado das simulações. Neste trabalho, o estudo da influência dos parâmetros que controlam o algoritmo de transporte utilizado pelo código de simulação Monte Carlo PENELOPE em feixes de radiodiagnóstico e geometrias delgadas foi realizado através da simulação dos coeficientes de atenuação linear em diferentes materiais, espessuras e energias. A validação desse código nessa faixa de energia permitiu a determinação do fator de retroespalhamento para feixes polienergéticos, contribuindo para sua aplicação em radiodiagnóstico. / The use of Monte Carlo simulation in radiology has been growing with the appearance of different simulation codes that have been developed specifically for applications in radiology, as for example PENELOPE. Each of these codes use different algorithms for particle transport resulting in different levels of difficulty for its use as well as of accuracy and performance. The PENELOPE code uses a mixed algorithm for radiation transport that is defined by entrance parameters. Most of the applications of PENELOPE code have been performed with high energy beams, however the influence of the entrance parameters in the particle transport is not established for applications evolving radiodiagnostic beams and thin geometries. Specifically for the study of dosimetric characteristics of radiation detectors that have small thicknesses, as ionization chambers, the algorithm transport influences the results of the simulation. In this work, the study of the influence of entrance parameters on the transport algorithm used in PENELOPE Monte Carlo simulation code was performed by the simulation of the linear attenuation coefficients in different materials, thickness and energies used in radiodiagnostic. The validation of this code in such energy range allowed the determination of the backscatter factor for polienergetic beams, aiding its application in radiodianogsis.

Estudamos o comportamento dinâmico do algoritmo de Wolff no modelo de Ising diluído com correlação de sítios e ligações (modelo SBC). Nosso objetivo principal foi estudar a performance deste algoritmo em um sistema onde além da desordem à presença de impurezas não magnéticas, houvesse mais um parâmetro presente, a correlação espacial. Além disto foi possível obter o diagrama de fases para o modelo, o qual possibilita entendermos um pouco o efeito da desordem e da correlação no sistema.Verificamos que o diagrama de fases por nós obtidos está em boa concordância com os dados experimentais obtidos com o composto magnético Knip Mg1-pF3, o qual foi a motivação para o modelo SBC. O estudo do comportamento dinâmico nos possibilitou entender um pouco mais como o algoritmo de Wolff se comporta quando submetido a sistemas mais complexos, como é o caso do modelo em estudo, verificamos uma melhor performance deste algoritmo à medida que tanto a diluição quanto a correlação é aumentada. Esse comportamento é oposto àquele verificado nos algoritmos locais. Essa melhor performance do algoritmo de Wolff quando submetido a tais sistemas é bastante positivo, pois isto possibilita obtermos medidas de quantidades físicas de interesse de forma mais precisa, pois há uma redução drástica da correlação estatística entre configurações produzidas por esta dinâmica. / We extend the Wolff Algorithm to include correlated spin interactions in diluted magnetic systems. This algorithm is applied to study the site-bond-correlated Ising model on a two-dimensional square lattice. We use a finite-size scaling procedure to obtain the phase diagram in the temperature-concentration space. Our results are in excellent agreement with the experimental data for the Knip Mg1-pF3, compound. We also present the critical dynamical behavior of the Wolff algorithm for this system. We have verified that the autocorrelation time diminishes in the presence of dilution and correlation, showing that the Wolff algorithm performs even better in such situations. This behavior is completely different from those exhibited by the single spin-flips algorithms.

O Laboratório de Metrologia Nuclear do IPEN (LMN) desde 1967 desenvolve métodos de padronização de radionuclídeos e medidas de probabilidades de emissão gama por decaimento, utilizando o sistema de coincidência 4????, que é um método primário de alta exatidão para a determinação da taxa desintegração dos radionuclídeos de interesse. A partir de 2001, o LMN iniciou uma linha de pesquisa relacionada com a modelagem, por meio do método de Monte Carlo, de todo o sistema de coincidências, incluindo os detectores de radiação e o processo de decaimento do radionuclídeo. Esta metodologia permite simular o processo de detecção no sistema ?????, determinando teoricamente a atividade observada em função da eficiência do detector ???? Com isso, torna-se possível prever o comportamento da curva de extrapolação, possibilitando um planejamento detalhado do experimento antes do início das medidas. O presente trabalho tem como um dos objetivos o aperfeiçoamento da modelagem do detector proporcional ??, introduzindo uma descrição detalhada do suporte e do material da fonte radioativa, além de absorvedores colocados em torno da fonte. O programa utilizado nas simulações de transporte de radiação nos detectores é o MCNPX. O foco principal do presente trabalho reside na modelagem por Monte Carlo da padronização de radionuclídeos com emissão de pósitrons, associados (ou não) com captura eletrônica e acompanhados (ou não) por emissão de radiação gama. Uma das dificuldades nesta modelagem é simular a detecção dos gamas de aniquilação, que são produzidos no processo de absorção dos pósitrons no interior do detector ??. A metodologia foi aplicada aos radionuclídeos 18F e 22Na. / Since 1967, the Nuclear Metrology Laboratory (LNM) at the Nuclear and Energy Research (IPEN) in São Paulo, Brazil, has developed radionuclide standardization methods and measurements of the Gamma-ray emission probabilities per decay by means of 4???? coincidence system, a high accuracy primary method for determining disintegration rate of radionuclides of interest. In 2001 the LNM started a research field on modeling, based on Monte Carlo method, of all the system components, including radiation detectors and radionuclide decay processes. This methodology allows the simulation of the detection process in a 4???? system, determining theoretically the observed activity as a function of the 4?? detector efficiency, enabling the prediction of the behavior of the extrapolation curve and optimizing a detailed planning of the experiment before starting the measurements. One of the objectives of the present work is the improvement of the ???proportional counter modeling, presenting a detailed description of the source holder and radioactive source material, as well as absorbers placed around the source. The simulation of radiation transport through the detectors has been carried out using code MCNPX. The main focus of the present work is on Monte Carlo modeling of the standardization of positron emitting radionuclides associated (or not) with electron capture and accompanied (or not) by the emission of Gamma radiation. One difficulty in this modeling is to simulate the detection of the annihilation Gamma ray, which arise in the process of positron absorption within the ?? detector. The methodology was applied to radionuclides 18F and 22Na.

Neste trabalho estudamos a influência dos mecanismos de espalhamento no transporte semiclássico de portadores em materiais semicondutores. Para tanto, foi desenvolvida uma rotina computacional baseada no método de Monte Carlo, sendo esta aplicada aos seguintes materiais: 1) Antimoneto de Gálio (GaSb); 2) Telureto de Cádmio e Telureto de Cádmio Manganês (CdTe e Cd 1-xMnxTe); 3) Liga de Silício Germânio (Si1-xGe x; 4) Super rede de AlxGa1-xAs /GaAs. Os estudos realizados foram baseados na influência dos mecanismos de espalhamento nos seguintes parâmetros: i) velocidade de deriva; ii) população dos portadores iii) energia média; iv) função distribuição; v) mobilidade; vi) difusão. No GaSb o estudo foi realizado para o transporte de elétrons e buracos, dando ênfase na atuação do mecanismo de espalhamento por impurezas e o efeito de compensação. No estudo do transporte eletrônico no CdTe, foi realizada uma análise da influência da concentração de Manganês no composto Cd1-xMnxTe. Os efeitos dos mecanismos de ionização por impacto (que atua em altos campos) e espalhamento por liga foram estudados no sistema Si1-xGex. No estudo realizado na super-rede de AlxGa1-xAs /GaAs, o método de Monte Carlo foi adaptado ao sistema bi-dimensional, onde foi estudada a influência do mecanismo de espalhamento causado pela rugosidade da interface, na coerência das oscilações do elétron na mini-banda (Oscilações de Bloch).O método computacional desenvolvido mostrou-se bem versátil nos estudos propostos. Os modelos adotados em cada estudo descrevem bem os resultados experimentais disponíveis na literatura / In this work we have studied the influence of scattering mechanisms in semiclassical transport in semiconductor materials. So, it was developed a computational routine based on Monte Carlo method, applied to the following materials: 1) Gallium Antimonide (GaSb); 2) Cadmium Telluride and Cadmium Manganese Telluride (CdTe e Cd1-xMnxTe); 3) Silicon Germanium Alloy (Si1-xGex); 4) Superlattice of AlxGa1-xAs /GaAs. Our work have been done based in the influence of the scattering mechanisms on the transport properties, such as: i) drift velocity; ii) carrier population; iii) mean energy; iv) distribution function; v) mobility; vi) diffusion. In GaSb, we studied the transport for both electron and hole, where we investigate the role of scattering mechanism of ionized impurity and the inclusion of carrier compensation. In the study of the electronic transport in CdTe, we analyzed the effect of Manganese concentration in the transport properties of Cd1-xMnxTe. The effects of the impact ionization and alloy mechanisms were studied in Si1-xGe x. For the AlxGa1-xAs /GaAs superlattice, the Monte Carlo method has been adapted for the bidimensional system, where we have studied the influence of the interface roughness scattering in the electron motion (Bloch Oscillations). The computational method shown good versatility for the proposed problems and our models described very well the experimental results available in the literature

O Laboratório de Metrologia Nuclear do IPEN (LMN) desde 1967 desenvolve métodos de padronização de radionuclídeos e medidas de probabilidades de emissão gama por decaimento, utilizando o sistema de coincidência 4????, que é um método primário de alta exatidão para a determinação da taxa desintegração dos radionuclídeos de interesse. A partir de 2001, o LMN iniciou uma linha de pesquisa relacionada com a modelagem, por meio do método de Monte Carlo, de todo o sistema de coincidências, incluindo os detectores de radiação e o processo de decaimento do radionuclídeo. Esta metodologia permite simular o processo de detecção no sistema ?????, determinando teoricamente a atividade observada em função da eficiência do detector ???? Com isso, torna-se possível prever o comportamento da curva de extrapolação, possibilitando um planejamento detalhado do experimento antes do início das medidas. O presente trabalho tem como um dos objetivos o aperfeiçoamento da modelagem do detector proporcional ??, introduzindo uma descrição detalhada do suporte e do material da fonte radioativa, além de absorvedores colocados em torno da fonte. O programa utilizado nas simulações de transporte de radiação nos detectores é o MCNPX. O foco principal do presente trabalho reside na modelagem por Monte Carlo da padronização de radionuclídeos com emissão de pósitrons, associados (ou não) com captura eletrônica e acompanhados (ou não) por emissão de radiação gama. Uma das dificuldades nesta modelagem é simular a detecção dos gamas de aniquilação, que são produzidos no processo de absorção dos pósitrons no interior do detector ??. A metodologia foi aplicada aos radionuclídeos 18F e 22Na. / Since 1967, the Nuclear Metrology Laboratory (LNM) at the Nuclear and Energy Research (IPEN) in São Paulo, Brazil, has developed radionuclide standardization methods and measurements of the Gamma-ray emission probabilities per decay by means of 4???? coincidence system, a high accuracy primary method for determining disintegration rate of radionuclides of interest. In 2001 the LNM started a research field on modeling, based on Monte Carlo method, of all the system components, including radiation detectors and radionuclide decay processes. This methodology allows the simulation of the detection process in a 4???? system, determining theoretically the observed activity as a function of the 4?? detector efficiency, enabling the prediction of the behavior of the extrapolation curve and optimizing a detailed planning of the experiment before starting the measurements. One of the objectives of the present work is the improvement of the ???proportional counter modeling, presenting a detailed description of the source holder and radioactive source material, as well as absorbers placed around the source. The simulation of radiation transport through the detectors has been carried out using code MCNPX. The main focus of the present work is on Monte Carlo modeling of the standardization of positron emitting radionuclides associated (or not) with electron capture and accompanied (or not) by the emission of Gamma radiation. One difficulty in this modeling is to simulate the detection of the annihilation Gamma ray, which arise in the process of positron absorption within the ?? detector. The methodology was applied to radionuclides 18F and 22Na.

Neste trabalho, foram estudadas as reações envolvendo núcleos pesados e prótons no regime de energias intermediárias e altas através de simulações computacionais com o modelo Monte Carlo CRISP (Colaboração Rio - Ilhéus - São Paulo). Os principais processos nucleares investigados foram a cascata intranuclear e a competição evaporação-fissão. Em estudos preliminares, determinou-se que o CRISP reproduz satisfatoriamente a multiplicidade de nêutrons de evaporação (E < 20 MeV) da reação p (1200 MeV) + Pb-208 e a produção de resíduos de spallation para p (1000 MeV) + Pb-208. Já o estudo da relação entre multiplicidade de nêutrons e fissão para a reação de prótons com energia até 85 MeV com Th-232 indicou que o CRISP superestimou as emissões, enquanto subestimou a seção de choque de fissão dessa reação - reflexo das limitações do modelo de cascata nuclear para baixas energias (da ordem de 50 MeV). A reação p (1200 MeV) + Pb-208 foi escolhida para o estudo de uma fonte de nêutrons de spallation. A cascata intranuclear foi responsável pela emissão dos nêutrons energéticos da reação (E > 20 MeV), enquanto que a evaporação foi responsável pelo maior número de nêutrons emitidos. A seção de choque de fissão encontrada foi de 209 mb, enquanto que a de spallation foi de 1788 mb - ambas comparáveis aos valores experimentais. A distribuição de massa dos fragmentos indicou fissão simétrica. Finalmente, foi utilizado outro código Monte Carlo, o MCNP, para o transporte de radiação, a fim de compreender o papel da fonte de nêutrons de spallation em um reator nuclear ADS (Accelerator Driven System). Simulou-se um reator PWR, inicialmente, para estudar a produção de nuclídeos no processo de queima do combustível nuclear. Em seguida, simulou-se uma primeira tentativa de adaptação de uma fonte de spallation a um reator térmico de dimensões industriais. Constatou-se que não houve redução da concentração de elementos transurânicos com o modelo de reator adotado e alterações foram propostas. / In the present work, intermediate- and high-energy nuclear reactions involving heavy nuclei and protons were studied with the Monte Carlo CRISP (Rio - Ilhéus - São Paulo Collaboration) model. The most relevant nuclear processes studied were intranuclear cascade and fission-evaporation competition. Preliminary studies showed fair agreement between CRISP model calculation and experimental data of multiplicity of evaporated neutrons (E < 20 MeV) from the p (1200 MeV) + Pb-208 reaction and of spallation residues from the p (1000 MeV) + Pb-208 reaction. The investigation of neutron multiplicity from proton-induced fission of Th-232 up to 85 MeV showed that it was being overestimated by CRISP model; on the other hand, fission cross section were being underestimated. This behavior is due to limitations of the intranuclear cascade model for low-energies (around 50 MeV). The p (1200 MeV) + Pb-208 reaction was selected for the study of a spallation neutron source. High-energy neutrons (E > 20 MeV) were emitted mostly in the intranuclear cascade stage, while evaporation presented larger neutron multiplicity. Fission cross section of 209 mb and spallation cross section of 1788 mb were calculated - both in agreement with experimental data. The fission process resulted in a symmetric mass distribution. Another Monte Carlo code, MCNP, was used for radiation transport in order to understand the role of a spallation neutron source in a ADS (Accelerator Driven System) nuclear reactor. Initially, a PWR reactor was simulated to study the isotopic compositions in spent nuclear fuel. As a first attempt, a spallation neutron source was adapted to an industrial size nuclear reactor. The results showed no evidence of incineration of transuranic elements and modifications were suggested.

Thesis (Ph.D.). / Written for the Dept. of Physics. Title from title page of PDF (viewed 2009/11/06). Includes bibliographical references.

Thesis (M.A.)--Eastern Illinois University, 2010. / Includes bibliographical references (leaves 112-119).

Master-Arbeit Univ. St. Gallen, 2008.