Made available in DSpace on 2014-10-09T12:43:03Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:05:39Z (GMT). No. of bitstreams: 1 06173.pdf: 6069998 bytes, checksum: 60ab3760f99f6d97fd52766b4d449ab5 (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:34:24Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:09:44Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Este trabalho visa determinar as razões espectrais e o espectro de energia de nêutrons no interior do combustível do Reator Nuclear IPEN/MB-01. Estes parâmetros são de grande importância para determinar com precisão parâmetros físicos de reatores nucleares, como taxas de reação, tempo de vida do combustível e também parâmetros de segurança, tais como reatividade. Para o experimento, utilizou-se detectores de ativação na forma de finas folhas metálicas, introduzidas em uma vareta combustível experimental desmontável. Em seguida, a vareta foi colocada na posição central do núcleo, que tem uma configuração retangular padrão de 26x28 varetas combustível. Foram utilizados detectores de ativação de diferentes elementos como 197Au, 238U, 45SC, 58Ni, 24Mg, 47Ti e 115In para cobrir grande parte do espectro de energia dos nêutrons. Após a irradiação, os detectores de ativação foram submetidos a espectrometria gama utilizando um sistema de contagem com Germânio hiper-puro, afim de se obter a taxa de reação (atividade de saturação) por núcleo alvo. As razões espectrais foram comparadas com valores obtidos através do método de Monte Carlo utilizando o código MCNP-4C. O espectro de energia de nêutrons foi obtido no interior da vareta combustível utilizando o código SANDBP com um espectro de entrada obtido pelo código MCNP-4C, a partir dos valores de atividade de saturação por núcleo alvo dos detectores de ativação irradiados. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:46:58Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T14:10:10Z (GMT). No. of bitstreams: 1 08315.pdf: 2209007 bytes, checksum: da772613fbbd4e5110a0d2f25639c69c (MD5) / Dissertacao (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-01-19T10:26:11Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-01-19T10:26:11Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Um dos parâmetros fundamentais da física de reatores é a curvatura do fluxo de nêutrons (Buckling) do núcleo do reator. Ele está relacionado com outros parâmetros importantes, tais como as taxas de reação, potencia de operação, queima de combustível, entre outros. Num reator crítico, o Buckling depende das características geométricas e de material do núcleo do reator. Este trabalho apresenta os resultados do Buckling experimental para o reator nuclear IPEN/MB-01 em sua configuração cilíndrica com 28 barras de combustível ao longo de seu diâmetro. O IPEN/MB-01 é um reator de potência zero projetado para operar em uma potência máxima nominal de 100 watts. É uma instalação nuclear versátil que permite a simulação de todas as características de um grande reator nuclear e ideal para este tipo de medição. Foi realizado um mapeamento do fluxo de nêutrons no interior do reator e, assim, determinado o Buckling total da configuração cilíndrica. O reator foi operado durante uma hora para cada experimento. Em seguida, a taxa de reação nuclear das varetas de combustível foram medidas por espectrometria gama em um detector de germânio hiper-puro (HPGe) que escaneou as varetas axial e radialmente. Foram analisados os fótons gama do 239Np ( 276,6 keV ), gerado a partir da captura de nêutrons epitérmicos e rápidos, e do 143Ce ( 293,3 keV ), gerado por fissão em ambos 238U e 235U, respectivamente. Foram analisadas as direções axial e radial. Outras medições foram realizadas com fios e folhas de ouro nas direções radial e axial do núcleo do reator. O Buckling total obtido a partir da média ponderada dos três métodos medidos é de 96,55 ± 7,47 m-2. Os objetivo dos valores experimentais obtidos é obter um conjunto de dados experimentais que permitam uma comparação direta com valores calculados pelos códigos de Física de Reatores CITATION e MCNP. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Claudinei Pracidelli (cpracide@ipen.br) on 2015-12-10T17:38:32Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2015-12-10T17:38:32Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Neste trabalho foi desenvolvida uma nova metodologia de produção de iodo-125, que resultou na primeira produção deste radionuclídeo no Brasil. Cápsulas de alumínio foram projetadas, fabricadas e avaliadas para que suportassem condições de pressão, temperatura e fluxo de nêutrons no reator nuclear IEA-R1 do IPEN sem a ocorrência de liberação de material radioativo. Foram projetados, desenvolvidos e fabricados sistemas de carregamento, descarregamento e recuperação dos gases para a manipulação do gás xenônio e do iodo. Foi desenvolvido um novo método de lavagem da cápsula, para dissolução do iodo-125 adsorvido nas paredes, por meio de imersão em banho ultrassônico. Foram irradiadas três cápsulas no reator nuclear IEA-R1, por um período de aproximadamente 60 h contínuas, a um fluxo de nêutrons de 5,5 x 1013 n cm-2 s-1. Foi produzido um total de 13,53 GBq (365,73 mCi) de iodo-125, e o único contaminante encontrado foi o radionuclídeo iodo-126. Na análise radioquímica, pelo método de cromatografia em papel ascendente, o iodo-125 em solução de NaOH apresentou percentual de iodeto acima de 98%, superior à exigência da farmacopeia americana para soluções de iodo radioativo que é de 95%. Para a análise radionuclídica foi desenvolvida uma fonte planar, a base de resina epoxídica, para a contagem do iodo-125 em detector de germânio de alta pureza. A correlação entre o iodo-125 e o iodo-126 produzido apresentou valores entre 0,5 e 0,7% após um período de decaimento de 10 d, grau de pureza suficiente para a utilização em técnicas de radioimunoensaio. / Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/T / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

<p>A Monte Carlo simulation of the Neutron Wall detector system has been performed using Geant4, in order to define optimum conditions for the detection and identification of multiple neutrons. Emphasis was put on studying the scattering of neutrons between different detectors, which is the main source of the apparent increase of the number of detected neutrons. The simulation has been compared with experimental data. The quality of neutron gated γ-ray spectra was improved for both two- and three-neutron evaporation channels. The influence of small amounts of γ rays mis-interpreted as neutrons was investigated. It was found that such γ rays dramatically reduce the quality of neutron gated γ-ray spectra.</p><p>The interaction properties of fast neutrons in a closed-end coaxial and a planar high-purity germanium detector (HPGe) were studied. Digitised waveforms of HPGe preamplifier signals were recorded for time-of-flight separated neutrons and γ rays, emitted by a ²⁵²Cf source. The experimental waveforms from the detectors were compared to simulated pulse shapes. In the analysis, special emphasis was given to the detection of elastically scattered neutrons, which may be an important effect to take into account in future spectrometers based on γ-ray tracking. No differences between neutron and γ-ray induced pulse shapes were found in this work.</p><p>A Monte Carlo simulation of the interactions of fast neutrons in the future 4π γ-ray spectrometer AGATA was also performed, in order to study the influence of neutrons on γ-ray tracking. It was shown that although there is a large probability of detecting neutrons in AGATA, the neutrons decrease the photo-peak efficiency of AGATA by only about 1% for each neutron emitted in coincidence with γ rays. The peak-to-background ratios in γ-ray spectra are, however, reduced to a much larger extent. The possibility of using AGATA as a neutron detector system was also investigated.</p>

A Monte Carlo simulation of the Neutron Wall detector system has been performed using Geant4, in order to define optimum conditions for the detection and identification of multiple neutrons. Emphasis was put on studying the scattering of neutrons between different detectors, which is the main source of the apparent increase of the number of detected neutrons. The simulation has been compared with experimental data. The quality of neutron gated γ-ray spectra was improved for both two- and three-neutron evaporation channels. The influence of small amounts of γ rays mis-interpreted as neutrons was investigated. It was found that such γ rays dramatically reduce the quality of neutron gated γ-ray spectra. The interaction properties of fast neutrons in a closed-end coaxial and a planar high-purity germanium detector (HPGe) were studied. Digitised waveforms of HPGe preamplifier signals were recorded for time-of-flight separated neutrons and γ rays, emitted by a 252Cf source. The experimental waveforms from the detectors were compared to simulated pulse shapes. In the analysis, special emphasis was given to the detection of elastically scattered neutrons, which may be an important effect to take into account in future spectrometers based on γ-ray tracking. No differences between neutron and γ-ray induced pulse shapes were found in this work. A Monte Carlo simulation of the interactions of fast neutrons in the future 4π γ-ray spectrometer AGATA was also performed, in order to study the influence of neutrons on γ-ray tracking. It was shown that although there is a large probability of detecting neutrons in AGATA, the neutrons decrease the photo-peak efficiency of AGATA by only about 1% for each neutron emitted in coincidence with γ rays. The peak-to-background ratios in γ-ray spectra are, however, reduced to a much larger extent. The possibility of using AGATA as a neutron detector system was also investigated.

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:36:04Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:49Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Made available in DSpace on 2014-10-09T12:36:04Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2014-10-09T13:59:49Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / O presente trabalho tem como objetivo a padronização de 68Ga, um emissor de pósitrons de meia-vida curta, usado em PET (Tomografia por Emissão de Pósitrons). A padronização do 68Ga foi realizada em um sistema de coincidência 4&pi;&beta;-&gamma;, que consiste de um detector proporcional em geometria 4&pi; a gás fluente acoplado a um detector de cristal semicondutor HPGe, para a detecção de raios gama. A aquisição de dados foi realizada por meio de um Sistema de Coincidência por Software (SCS), desenvolvido no Laboratório de Metrologia Nuclear (Laboratório de Metrologia Nuclear - LMN) no IPEN-CNEN / SP. Os resultados finais foram obtidos a partir de um ajuste de curva multiparamétrica aplicando-se uma metodologia que leva em consideração a matriz de covariância combinando os resultados experimentais com aqueles determinados pela simulação Monte Carlo. / Dissertação (Mestrado) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

Submitted by Maria Eneide de Souza Araujo (mearaujo@ipen.br) on 2017-03-10T15:06:09Z No. of bitstreams: 1 23000.pdf: 2483857 bytes, checksum: ba54fa302ba8e46dabc056e73e8bd8ee (MD5) / Made available in DSpace on 2017-03-10T15:06:09Z (GMT). No. of bitstreams: 1 23000.pdf: 2483857 bytes, checksum: ba54fa302ba8e46dabc056e73e8bd8ee (MD5) / Rejeitos radioativos são gerados em todas as etapas do ciclo do combustível nuclear e em instituições que fazem uso de elementos radioativos. No Brasil, para que possam atender a legislação vigente, eles devem ser devidamente gerenciados e tratados. A caracterização é a etapa do gerenciamento de rejeitos radioativos que certifica e complementa as informações presentes no documento de identificação fornecido pelo gerador dos rejeitos radioativos. O objetivo desse trabalho foi desenvolver uma metodologia para caracterização de tambores de rejeitos radioativos. Neste trabalho foi utilizada a técnica de espectrometria gama associada ao método de Monte Carlo para obter e estabelecer uma relação entre as eficiências de contagens teóricas e experimentais para quatro tambores de calibração com densidades diferentes, preparados com nove tubos de PVC em seu interior. O detector de HPGe utilizado foi posicionado em três diferentes distâncias em relação a extremidade do tambor de calibração. A utilização do método de Monte Carlo mostrou-se adequado a metodologia proposta neste trabalho. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP