O ambiente costeiro tem sido fortemente alterado em função de múltiplos impactos ambientais decorrentes das atividades antrópicas, como por exemplo, o escoamento de esgoto proveniente de áreas urbanas, a liberação de inúmeros produtos químicos das indústrias, a agricultura e o fluxo de embarcações, que podem acarretar vazamentos acidentais de petróleo e derivados, combustíveis e outros produtos transportados por via marítima. Neste contexto, um dos meios para avaliação da contaminação ambiental causada por essas substâncias potencialmente tóxicas em água do mar é a monitoração por meio de diferentes espécies de bivalves, que tem sido utilizada por diversos pesquisadores, do Brasil e do exterior. No que se refere aos moluscos bivalves, particularmente os mexilhões, o seu uso no biomonitoramento da contaminação marinha deve-se principalmente à sua ampla distribuição geográfica, hábito séssil e habilidade de concentrar metais tóxicos em até 102 - 105 vezes em relação às concentrações detectadas na água. No presente trabalho, foi empregado o biomonitoramento passivo com o uso do molusco bivalve Perna perna com relação aos elementos Br, Cl, K, Mg, Mn e V. Foram escolhidos estes elementos uma vez que eles podem ser determinados pelo método de INAA (Análise por Ativação com Nêutrons Instrumental), por meio da irradiação curta o que proporciona análises mais rápidas e também por serem importantes do ponto de vista nutricional ou ambiental. O objetivo do presente trabalho foi avaliar os teores de Br, Cl, K, Mg, Mn e V em amostras de mexilhões Perna perna (Linnaeus, 1758: Mollusca, Bivalvia) coletados em regiões costeiras de São Paulo sujeitas à contaminação antrópica (Ponta de Itaipu e Ilha das Palmas, em Santos), comparando os valores obtidos nos sítios possivelmente impactados com os valores do sítio controle situado na Praia da Cocanha, em Caraguatatuba. Os pontos de coleta no litoral de São Paulo estão localizados nas regiões geográficas 23º 37 S 45º 24 W (Caraguatatuba) e 23º 57\' S - 46º 20\' W (Santos). A coleta dos organismos foi realizada em todas as estações do ano, com início na primavera de 2008 e término no inverno de 2009. As amostras coletadas foram limpas, trituradas, homogeneizadas e secas por meio da liofilização para posterior INAA. O procedimento de INAA consistiu em irradiar alíquotas das amostras obtidas na forma de pó em invólucros de polietileno no reator nuclear IEA R1 do IPEN/CNEN - SP juntamente com padrões sintéticos de elementos. O tempo de irradiação no reator foi de 8 a 10 s e sob o fluxo de nêutrons térmicos de 6,6 x 1012 n cm-2 s-1. As concentrações dos elementos foram calculadas pelo método comparativo. O procedimento de INAA foi validado com relação à exatidão e precisão, por meio das análises dos materiais de referência certificados NIST SRM 1566b Oyster Tissue e NIST SRM 2876 Mussel Tissue. Os resultados destes materiais de referência certificados indicaram uma boa qualidade dos resultados com relação à precisão e exatidão. As faixas das concentrações (em base seca) dos elementos obtidos nos mexilhões coletados em Santos e na Praia da Cocanha para as quatro estações do ano foram de: 173,80 a 358,99 mg kg-1 para Br; 45658 ± 1811 a 109166 ± 824 mg kg-1 para Cl; 7043 ± 856 a 12506 ± 675 mg kg-1 para K; 2774 ± 211 a 5691 ± 717 mg kg-1 para Mg; 7,01 ± 0,30 a 29,74 ± 3,32 mg kg-1 para Mn e 0,77 ± 0,02 a 3,43 ± 0,28 mg kg-1 para V. Foi estudada a variação sazonal e espacial das concentrações desses elementos e também foram comparados esses resultados com valores da literatura. A partir dos resultados obtidos pode - se concluir que os mexilhões da espécie Perna perna, podem ser utilizados como biomonitores da contaminação marinha. / The coastal environment has been heavily altered by multiple environmental impacts of human activities, such as disposal of sewage from urban areas, the release of numerous chemical industries, agriculture and the flow of vessels, which can lead to accidental spills of oil and oil products, fuels and other products transported by sea. In this context, a means of determining concentrations of these potentially toxic substances in the sea water is the biomonitoring by means of different types of bivalves, which have been used by various researchers, in Brazil and other countries. With regard to bivalve mollusks, particularly mussels, their use in monitoring the marine contamination is mainly due to their wide geographic distribution, sessile habit and ability to concentrate toxic metals to 102-105 times in relation to the concentrations detected in water. In the present study, we employed the passive biomonitoring using the Perna perna bivalve mollusk with respect to the elements Br, Cl, K, Mg, Mn and V. These elements were chosen since they can be determined by INAA method (Instrumental Neutron Activation Analysis), by means of short irradiation which provides faster analyzes and also due to their importance from the standpoint of environmental or nutritional studies. The aim of this study was to evaluate the content of Br, Cl, K, Mg, Mn and V in samples of Perna perna mussels (Linnaeus, 1758: Mollusca, Bivalvia) collected in coastal regions of São Paulo subject to anthropogenic contamination (Ponta de Itaipu and Palmas Island, in Santos), comparing the values obtained in sites potentially impacted with the values of the control site in Praia da Cocanha, in Caraguatatuba. The collection points located in São Paulo coast are located in the geographical areas 23º 37\'S - 45° 24\' W (Caraguatatuba) and 23º 57\'S - 46º 20\' W (Santos). The collection of organisms was performed in all seasons of the year, beginning in spring 2008 and ending in winter 2009. The samples were cleaned, crushed, homogenized and dried by lyophilization for further analysis by INAA. The INAA procedure consisted of irradiating aliquots of the samples obtained in powder form in polyethylene envelopes in the nuclear research reactor IEA - R1 of IPEN / CNEN - SP together with synthetic standards of elements. The irradiation time in the reactor was 8 to 10 s under the thermal neutron flux of 6.6 x 1012 n cm-2 s-1. The concentrations of the elements were calculated using the comparative method. The INAA procedure was validated with respect to accuracy and precision, through the analysis of certified reference materials NIST SRM 1566b Oyster Tissue and NIST SRM 2876 Mussel Tissue. The results of these certified reference materials indicated good quality of results with respect to precision and accuracy. The ranges of concentrations (dry basis weight) of the elements obtained in mussels collected in Santos and Praia da Cocanha for the four seasons of the year were: 173.80 to 358.99 mg kg-1 for Br; 45658 ± 1811 to 109166 ± 824 mg kg-1 for Cl; 7043 ± 856 to 12506 ± 675 mg kg-1 for K; 2774 ± 211 to 5691 ± 717 mg kg-1 for Mg; 7.01 ± 0.30 to 29.74 ± 3.32 mg kg-1 for Mn and 0.77 ± 0.02 to 3.43 ± 0.28 mg kg-1 for V. The seasonal and spatial variations of the concentrations of these elements were studied and the values compared to the literature. From the results obtained it can be concluded that the species of Perna perna mussels, can be used as biomonitors of marine contamination.

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. / This study aims to determine the spectral ratios and the neutron energy spectrum inside the fuel of IPEN/MB-01 Nuclear Reactor. These parameters are of great importance to accurately determine spectral physical parameters of nuclear reactors like reaction rates, fuel lifetime and also security parameters such as reactivity. For the experiment, activation detectors in the form of thin metal foils were introduced in a collapsible fuel rod. Then the rod was placed in the central position of the core which has a standart rectangular configuration of 26x28 fuel rods. There were used activation detectors from different elements such Au-197, U-238, Sc-45, Ni-58, Mg-24, Ti-47 and In-115 to cover a large range of the neutrons energy spectrum. After the irradiation, the activation detectors were submitted to gamma spectrometry using a counting system with high purity Germanium, to obtain the reaction rates (saturation activity) per target nucleus. The spectral ratios were compared with calculated values obtained by the Monte Carlo method using the MCNP-4C code. The neutron energy spectrum was obtained inside the fuel rod using the SANDBP code with an input spectrum obtained by the MCNP-4C code, based on the saturation activity per target nucleus values of the activation detectors irradiated.

A ativação de folhas de ouro é uma das técnicas mais usadas para obter dados experimentais e assim comparar os resultados obtidos com aqueles calculados usando metodologias específicas e seus respectivos dados nucleares. Através da irradiação de folhas de ativação e posterior medida da atividade nelas induzida é possível determinar o fluxo de nêutrons no local da irradiação. O nível da potência de operação do reator é um parâmetro diretamente proporcional ao fluxo médio de nêutrons no núcleo do reator. O objetivo deste trabalho é obter, pela irradiação de folhas de ouro posicionadas simetricamente dentro do núcleo, utilizando a configuração cilíndrica que apresenta o menor excesso de reatividade, a potência gerada pela distribuição espacial do fluxo de nêutrons térmicos e epitérmicos no núcleo do reator IPEN/MB-01 e assim, calibrar seus canais nucleares. As folhas foram colocadas em uma placa de Lucite e irradiadas com e sem cobertura de cádmio, para se obter o valor absoluto de nêutrons térmicos e epitérmicos. A correlação entre a potência média do fluxo de nêutrons, como resultado da irradiação das folhas de ouro e, a potência média obtida a partir da aquisição de valores digitais dos canais nucleares, permite calibrar os canais nucleares do reator. Em 2008 foi feita a correlação para a configuração de núcleo retangular que resultou em uma calibração específica do nível de potência de operação para esta configuração geométrica de núcleo. Assim, esta calibração não pode ser utilizada como referência para a configuração em questão, ou seja, a cilíndrica, pois os parâmetros nucleares de distribuição de fluxo não são os mesmos, pois a distribuição difere para cada tipo de distribuição geométrica de núcleo. Além disto, o conhecimento preciso da potência de operação do reator nos permite obter os valores absolutos de fluxos de nêutrons e assim validar a metodologia de cálculo utilizada para este propósito. / The activation foils is one of the most used techniques to obtain nuclear parameters and thus compare the results with the calculated ones using specific methodologies and its nuclear data. Through the irradiation in the activation foils and ulterior measurement on its induced activity, it is possible to determine the neutron flux in the position where they were irradiated. The power level operation of the reactor is a parameter directly proportional to the average neutron flux in the core. The objective of this work is to obtain, by irradiating gold foils positioned symmetrically into the core for a cylindrical configuration, that presents the minor reactivity excess, the power generated through the spatial thermal and epitermal neutron flux distribution in the core of the IPEN/MB-01 Reactor, and thus calibrate its nuclear channels. The foils were put in a Lucite plate and irradiated with and without cadmium covered small plates, to obtain the absolute thermal and epithermal neutron flux. The correlation between the average power neutron flux, as a result of the gold foil´s irradiation and, the average power obtained by the digital values of the nuclear channels, allows the calibration of the nuclear channels of the reactor. This same correlation was done in 2008 with the reactor in a rectangular configuration, which resulted in a specific calibration of the power level operation for this geometric configuration of the core. Thus this calibration cannot be used as a reference for the actual configuration, the cylindrical one, because the nuclear parameters of the neutrons distribution are not the same, it changes for every geometric configuration of the core. Furthermore, the precise knowledge of the power neutron flux allows us to obtain absolute value of the neutron flux and thus validate the methodology used for this purpose.

Este trabalho apresenta a medida do espectro de energia dos nêutrons no núcleo do Reator IPEN/MB-01. Para tal, foram inseridos detectores de ativação na forma de diminutas folhas metálicas no núcleo do reator, na região moderadora, utilizando um dispositivo articulado que permite que as folhas fiquem posicionadas na posição central do núcleo do reator, garantindo que todas as folhas sejam irradiadas na mesma posição. Os detectores de ativação foram selecionados de forma a cobrir grande parte do espectro de energia dos nêutrons no Reator, para tanto foram utilizadas folhas de Au197, Mg24, Ti48, In115, Sc45 entre outras. Após a irradiação os detectores de ativação foram submetidos a espectrometria gama num sistema de contagem de Germânio hiper-puro, o que possibilitou a obtenção da atividade de saturação por núcleo alvo, um dos principais dados de entrada do código computacional de desdobramento de espectro unfolding SANDBP, que através de um processo iterativo, ajusta o espectro que melhor se adequa ao conjunto de dados de entrada do código, composto principalmente pelas taxas de reação por núcleo alvo obtidas experimentalmente e um espectro inicial de entrada, neste caso obtido à nível celular pelo código Hammer-Technion para a célula representativa do núcleo do Reator, fornecendo assim a solução do espectro. / This work presents the neutron spectrum measurements in the Reactor IPEN/MB- 01 using very thin activation detectors in the metallic form, in reactor core, in moderator region. An articulated device allows that the foils are inserted in the central position of reactor core, ensuring that all the foils are irradiated in the same position. The activation detectors of different materials such Au197, Mg24, Ti48, In115, Sc45 and others, were selected to cover a large range of neutron spectrum. After the irradiation, the activation detectors were submitted to a spectrometry gamma by using a system of counting with high purity Germanium, to obtain the saturation activity per target nuclide. The saturation activity is one of the main data of input of unfolding code SANDBP, that through an iterative adjustment, modify the spectrum that better agree with the dataset of code input, composition mainly for measure reaction rate per target nuclide and a initial input spectrum, calculated for Hammer-Technion code, supplying a solution spectrum.

As distorções de forma de componentes mecânicos, que ocorrem durante a fabricação, constituem um sério problema enfrentado pela indústria metal-mecânica. Neste trabalho, avaliou-se uma rota de fabricação de barras de aço ABNT 1045 envolvendo os processos de trefilação, alívio de tensões e têmpera por indução utilizando-se uma visão holística do processo. Após um estudo detalhado, variou-se 5 parâmetros do processo, sendo eles: corrida, ângulo de fieira, ângulo de endireitamento, temperatura de alívio de tensões e profundidade de camada temperada. Caracterizou-se as tensões residuais, em todas as etapas do processo, utilizando-se as técnicas de difração de raios-X, difração de nêutrons e difração de radiação Síncrotron, bem como, a microestrutura do material. Após as etapas de trefilação combinada e tratamento térmico avaliou-se as distorções de forma, utilizando-se um equipamento de medição por coordenadas e posteriormente calculou-se os vetores distorção. Os dados obtidos foram analisados utilizando-se o software Minitab® através da montagem de uma matriz DoE (Design of Experiments). A partir dos resultados obtidos, avaliou-se quais etapas do processo induzem maior "potencial de distorção" nos componentes. A partir das medições de tensões residuais foi obtida uma visão detalhada de como estas tensões residuais se distribuem no material após cada etapa do processo, os dados mostram diferenças significativas ao longo das posições periféricas nas etapas de pré-endireitamento e trefilação. Dados apontam que a distribuição da zona de segregação é responsável pelo comportamento diferente nas duas corridas analisadas em relação às distorções. As tensões residuais geradas no endireitamento do fio-máquina são responsáveis por causar heterogeneidades no material e induzem um alto “potencial de distorção”. Nos parâmetros de processo estudados as deformações induzidas no processo de trefilação não foram capazes de eliminar as distribuições heterogêneas de tensões residuais geradas no pré-endireitamento, porém utilizando-se o ângulo de fieira de 15º houve uma diminuição da distorção após a têmpera por indução. Após o processo de endireitamento por rolos cruzados (PERC) a distribuição das tensões residuais na superfície é mais homogênea para os ângulos de ferramenta avaliados neste trabalho (16º e 18º), entretanto existem diferenças significativas na distribuição de tensões residuais no núcleo do material, e estas diferenças são umas das causadoras das distorções após o processo de têmpera por indução. / Shape distortions are a serious problem in the metalworking industry, distortion due to heat treatment is responsible for additional and cost machining operations. Minimizing or even avoiding heat treatment distortion is one of the key factors to minimize production costs. In the past, investigations had focused on single effects or isolated parameters steps in a manufacturing chain. It is well established now that each step of the process chain generates a “distortion potential” and a new global approach, treating distortion as a system attribute, analyzing the entire manufacturing chain from steelmaking to heat treatment process is necessary. The main idea of distortion engineering is that all steps of the manufacturing chain together contribute to the final distortion behavior. In this work, a steel route of combined cold-drawing process to induction hardening of ABNT 1045 steel bars was investigated. The residual stresses characterizations were carried out using X-ray diffraction, neutron diffraction and synchrotron diffraction methods. The identification and interaction between factors on distortion behavior was carried out using statistical analysis, with the aid of DoE (Design of Experiments). For the DoE method the number of causes that can be considered were 5 parameters of the process, including: different batches, drawing angle, PERC angle, stress relief temperature and induction hardening depth. From the results obtained, the evaluation of which steps in the process induce higher "distortion potential" during the various steps of the process was carried out. From the measurements of residual stresses a detailed view of how these residual stresses are distributed for material in each step of the process was obtained, the results show significant differences along the peripheral positions in the pre-straightening and drawing stages. The experimental results indicate the microstructure of the material, wire rod geometry and the die angle process parameters as main "distortion potentials".

O objetivo deste trabalho foi a investigação das propriedades ópticas e estruturais de materiais isolantes contendo metais de transição do grupo do ferro como impurezas substitucionais. As técnicas usadas para o estudo de amostras MgGa2O4, MgGa2O4 + B- Ga2O3 e ZnGa2O4 dopadas com Cr3+e Fe3+ foram: fotoluminescência, excitação, difração de raios-X, espalhamento de nêutrons, método de Rietveld para o refinamento da estrutura e espectroscopia fotoacústica. Estas técnicas permitem a determinação da coordenação do sítio impureza, a atribuição das transições de energia, o cálculo dos parâmetros de energia e a determinação de propriedades cristalográficas. As amostras apresentam largas bandas de energia nas regiões do visível e do infravermelho. Estas transições indicam a relevância deste estudo pelo interesse tecnológico na obtenção de novos materais com bandas sintonizáveis. No primeiro capítulo apresentamos uma introdução à teoria de campo cristalino. No segundo capítulo apresentamos medidas de fotoluminescência e excitação do MgGa2O4 dopado com 0,1, 0,5, 1,0 e 5,0 % de Cr3+ a 77 K e temperatura ambiente. No terceiro capítulo usamos fotoluminescência, excitação, espalhamento de nêutrons, difração de raios X, fotoacústica e método de refino de Rietveld para analisar o sistema MgGa2O4 + B-Ga2O3 contendo 0,1, 0,5, 1,0 e 5,0 % de Cr3+. No quarto capítulo mostramos resultados de fotoacústica para o ZnGa2O4 dopado com 5% e 10% de Fe3+. / The aim of this work was the investigation of optical and structural properties of insulating materials containing iron group metal transition ions as substitutional impurities. The used techniques for the study of MgGa2O4, MgGa2O4 + B-Ga2O3 and ZnGa2O4 samples doped with Cr3+ and Fe3+ were: photoluminescence, excitation, X-ray diffraction, neutron scattering, Rietveld method for structure refinement and photoacoustic spectroscopy. These techniques allow the determination of impurity site coordination, the assignment of energy transitions, the calculation of energy parameters and the determination of crystallographic properties. The samples present broad energy bands at visible and infrared spectral regions. These transitions point to the relevance of this study for being of technological interest. In the first chapter we present an introduction to crystal field theory. In the second chapter we present the photoluminescence and excitation measurements of MgGa2O4 doped with 0.1, 0.5, 1.0 and 5.0 % of Cr3+ at 77 K and room temperature. In the third chapter we used the photoluminescence, excitation, neutrons scattering, X-ray diffraction, photoacoustic and Rietveld method for analysis of the MgGa2O4, MgGa2O4 + B-Ga2O3 system containing 0.1, 0.5, 1.0 and 5.0 % of Cr3+. In the fourth chapter we show the photoacoustic results for ZnGa2O4 doped with 5% and 10% of Fe3+.

Ensaio não destrutivo é uma ferramenta essencial quando um equipamento, dispositivo ou componente não pode ser submetido a procedimentos destrutivos ou invasivos devido a razões de segurança, alto custo ou outras restrições físicas ou logísticas. Dentro deste quadro radiografias por transmissão com raios gama e nêutrons térmicos são técnicas singulares para inspecionar um objeto e desvendar sua estrutura interna devido à capacidade de atravessar uma vasta gama de materiais utilizados na indústria. Grosso modo, raios gama são mais atenuados por materiais pesados enquanto nêutrons térmicos são mais atenuados por materiais mais leves, tornando-as ferramentas complementares. Este trabalho apresenta os resultados obtidos na inspeção de vários componentes mecânicos, através da radiografia por transmissão com nêutrons térmicos e raios gama. O fluxo de nêutrons térmicos de 4,46x105 n.cm-2.s-1 disponível no canal principal do reator de pesquisa Argonauta do Instituto de Engenharia Nuclear foi usado como fonte para as imagens radiográficas com nêutrons. Raios dekeV emitidos pelo 198Au, também produzido no reator, foram usados como fonte de radiação para radiografias . Imaging Plates, especificamente produzidos para operar com nêutrons térmicos ou com raios X, foram empregados como detectores e dispositivos de armazenamento e captação de imagens para cada uma dessas radiações. Esses dispositivos exibem varias vantagens quando comparados ao filme radiográfico convencional. Com efeito, além de maior sensibilidade e serem reutilizáveis não são necessários câmaras escuras e processamento químico para a revelação. Em vez disso, ele é lido por um feixe de laser que libera elétrons armadilhados na rede cristalina durante a exposição à radiação, fornecendo uma imagem final digital. O desempenho de ambos os sistemas de aquisição de imagens, assim constituído, foi avaliado com respeito à sensibilidade, resolução espacial, linearidade e range dinâmico, incluído uma comparação com sistemas radiográficos com nêutrons empregando filmes e folhas de gadolínio como conversor de nêutrons em partículas carregadas. Além desta caracterização, diversos equipamentos e componentes foram radiografados com ambos os sistemas visando-se avaliar suas capacidades de desvendar a estrutura interna desses objetos e detectar estruturas e estados anormais. Dentro desta abordagem, uma neutrongrafia detectou a presença de material cerâmico remanescente empregado como molde no processo de fabricação nos canais de refrigeração de uma aleta do estator de uma turbina tipo turbo-fan, que deveria estar livre desse material. O reostato danificado de um sensor de pressão automotivo, foi identificado por neutrongrafia, embora nesse caso a radiografia também conseguiu realizar essa tarefa com melhor resolução, corroborando assim as curvas de resolução espacial obtidas na caracterização dos dois sistemas. A homogeneidade da distribuição do material encapsulado em uma gaxeta explosiva de chumbo utilizada na indústria aeroespacial foi igualmente verificada por neutrongrafia porque esse metal é relativamente transparente para nêutrons, mas suficientemente opaco para o explosivo rico em hidrogênio. Diversos outros instrumentos e componentes tais como variômetro, altímetro, bússola aeronáutica, injetor automotivo de combustível, foto-camera, disco rígido de computador, motor de passo, conectores eletrônicos e projéteis foram radiografados com ambos os sistemas visando avaliar suas habilidades em desvendar diferentes peculiaridades em função do agente interrogador. / Non-destructive testing is an essential approach whenever a piece of equipment, device, or component should not be submitted to a destructive or invasive procedure due to safety reasons, high costs or other physical or logistics constraints. Within this frame, transmission radiography with gamma-rays and thermal neutrons are unique techniques to inspect an object and unveil its inner structure thanks to their capability to pass through a wide range of materials employed in the manufacturing industry. Roughly, as a rule of thumb, gamma-rays are more attenuated by heavy materials, while thermal neutrons are attenuated by the light ones, making them complementary tools. This work presents the results obtained in the inspection of several mechanical components through neutron and gamma-ray transmission radiography. The 4.46 x 105 n.cm-2.s-1 thermal neutron flux available at the main port of the Argonauta research reactor in Instituto de Engenharia Nuclear has been used as source for the neutron radiographic imaging. The 412 keV gamma-ray emitted by 198Au, also produced in that reactor, has been used as interrogation agent for the gamma radiography. Imaging Plates - IP specifically designed to operate with thermal neutrons or with X-rays have been employed as detectors and storage devices for each of these radiations. These devices exhibit several advantages with regard to the conventional radiographic film. Indeed, besides a higher sensitivity and reusability, a dark chamber and a cumbersome chemical processing is not required for the development. Instead, it is carried out by a laser beam which interrogates the electric state of the crystal lattices of the IP, yielding a final digital image. Performances of both Image Acquisition Systems so constituted have been evaluated with regard to sensitivity, spatial resolution, linearity and dynamic range, including a comparison with the neutron radiographic system employing films and a Gd foil as neutron-to-charged particle converter. Besides this characterization, several pieces of equipment, have been radiographed with both systems aiming at the evaluation of their capability to unveil the inner features of these components and to detect abnormal structures or states. Within this frame, a neutron radiography detected the presence of remaining ceramic material - employed as a mold during the manufacturing process - in the cooling channels of a turbo-fan stator blade, which should be free of it. Neutron and gamma-ray radiographs have also shown the damaged rheostat of an automotive pressure probe, but the last one exhibited a better spatial resolution corroborating thus the results obtained during the characterization of both systems. The homogeneity of distribution of the stuff encapsulated in an explosive lead-gasket used in the aero-space industry has also been verified by neutron radiography, for this metal is fairly transparent to neutrons but opaque enough to the hydrogen-bearing explosive material. A diversity of other instruments and components such as variometer, altimeter, aeronautical compass, automotive fuel injector, photo-camera, computer hard disk, step-motor, electronic connectors and bullets have been as well radiographed with both systems addressing their ability to unveil different features according to the type of the employed interrogating agente.

Made available in DSpace on 2014-06-11T19:24:41Z (GMT). No. of bitstreams: 0 Previous issue date: 2004-12-15Bitstream added on 2014-06-13T20:52:24Z : No. of bitstreams: 1 batista_wr_me_botfca.pdf: 1130016 bytes, checksum: ddfc9e578c4ebe8b97f552280ad25c83 (MD5) / Universidade Estadual Paulista (UNESP) / Este trabalho foi desenvolvido nas dependências das Fazendas Lageado e Edgárdia, pertencentes à Faculdade de Ciências Agronômicas - UNESP de Botucatu-SP, no município de Pratânia e no distrito de Vitoriana, município de Botucatu-SP, com o objetivo de avaliar 2 técnicas de obtenção do teor de água no solo. A primeira delas é conhecida como moderação de nêutrons, que consiste na emissão de nêutrons rápidos e contagem de nêutrons moderados retornados após colisão, com moléculas de hidrogênio encontradas no solo. A partir da contagem obtida, estabeleceu-se uma correlação entre essa contagem e o teor de água no solo obtido pelo método gravimétrico, tomado como padrão. Outra técnica é a do TDR (Time Domain Reflectometry) ou Reflectometria no Domínio de Tempo, onde se determina a constante dielétrica relativa do solo e, por correlação, obtém-se o teor de água correspondente. Esta técnica foi desenvolvida de 2 maneiras: na primeira, manteve-se a calibração geral conhecida como Equação de Topp, que consiste numa Equação polinomial cúbica, obtida de forma empírica. E, na segunda, desenvolveu-se uma calibração específica para cada solo analisado. Foram avaliados 7 tipos de solos às profundidades de 15 e 30cm respectivamente com 3 variações de textura: arenosa, média e argilosa. Também, determinou-se variáveis físicas, como densidade de partículas e análises químicas, dando ênfase no teor de matéria orgânica. O trabalho de campo consistiu no levantamento de dados (contagens) com a sonda de nêutrons in situ e na obtenção de amostras de solo, nas respectivas profundidades, para análise em laboratório pelas técnicas TDR e gravimétrica. Como referencial ou padrão, utilizou-se o método direto ou gravimétrico para a determinação do teor de água no solo... / This work was developed at Fazenda Lageado and Edgárdia areas, belonging to the Agronomics Science School - UNESP Botucatu-SP, in Pratânia borough and in Vitoriana district, both in the Botucatu borough. The main objective was to study and evaluate two techniques to obtain the water content in the soil. The first technique evaluated is known as neutron moderation which consists in the emission of fast neutrons and in the counting of moderate neutrons which came back after a collision with hydrogen molecules found in the soil. From the coint obtained, it was settled the correlation between the count and the water content value in the soil, obtained througth the gravimetric method. Another technique is the TDR (Time Domain Reflectometry). In this, it can be determined the apparent relative constant dielectric in the soil and by the correlation, to reach the correspondent value of water content. This technique was developed in two ways: in the first one, it was kept the general calibration known as Topp's equation which consists in a cubic polynomial equation obtained in an empiric form. The second one, it was developed a specific calibration to each kind of soil analysed. It was evaluated seven kinds of soils to the depths of 15cm and 30cm, respectively. As an initial criterion to the choice of soils, we tried to obtain three texture variations: gritty sandy, mean and mudoy. It was also observed the physical variables such as: particles density and chemical analyses, giving a special emphasis on the drift of organic matter. Basically, the fieldwork consited in data surveys (count) with the neutron probe in situ and in the...(Complete abstract click electronic access below)

Um método de matriz resposta (RM) é descrito para gerar soluções numéricas livres de erros de truncamento espacial para problemas de transporte de nêutrons monoenergéticos e com fonte fixa, em geometria unidimensional na formulação de ordenadas discretas (SN). O método RM com esquema iterativo de inversão parcial por região (RBI) converge valores numéricos para os fluxos angulares nas fronteiras das regiões que coincidem com os valores da solução analítica das equações SN, afora os erros de arredondamento da aritmética finita computacional. Desenvolvemos um esquema numérico de reconstrução espacial, que fornece a saída para os fluxos escalares de nêutrons em qualquer ponto do domínio definido pelo usuário, com um passo de avanço também escolhido pelo usuário. Resultados numéricos são apresentados para ilustrar a precisão do presente método em cálculos de malha grossa. / Presented here is a response matrix (RM) method, which solves numerically fixedsource one-speed slab-geometry neutron transport problems in the discrete ordinates (SN) formulation. The numerical solutions are completely free from spatial truncation errors. Therefore, the RM method with the RBI iterative scheme converges numerical values for the region-edge angular fluxes, which coincide with the numerical values generated from the analytical solution, apart from computational finite arithmetic considerations. A spatial reconstruction scheme has also been developed to yield the detailed profile of the scalar flux using a fixed step defined by the code user. Numerical results are given to illustrate the offered methods accuracy.

Nesta dissertação, são apresentados os seguintes modelos matemáticos de transporte de nêutrons: a equação linearizada de Boltzmann e a equação da difusão de nêutrons monoenergéticos em meios não-multiplicativos. Com o objetivo de determinar o período fluxo escalar de nêutrons, é descrito um método espectronodal que gera soluções numéricas para o problema de difusão em geometria planar de fonte fixa, que são livres de erros de truncamento espacial, e que conjugado com uma técnica de reconstrução espacial intranodal gera o perfil detalhado da solução. A fim de obter o valor aproximado do fluxo angular de nêutrons em um determinado ponto do domínio e em uma determinada direção de migração, descreve-se também um método de reconstrução angular baseado na solução analítica da equação unidimensional de transporte de nêutrons monoenergéticos com espalhamento linearmente anisotrópico com aproximação sintética de difusão nos termos de fonte por espalhamento. O código computacional desenvolvido nesta dissertação foi implementado na plataforma livre Scilab, e para ilustrar a eficiência do código criado,resultados numéricos obtidos para três problemas-modelos são apresentados / We describe a method to determine the neutron scalar flux in a slab using monoenergetic diffusion model. To achieve this goal we used three ingredients in the computational code that we developed on the Scilab platform: (i) a spectral nodal method that generates numerical solution for the one-speed slab-geometry fixed-source difusion problem with no spatial truncation errors; (ii) a spatial reconstruction scheme to yield detailed proile of the coarse-mesh solution; and (iii) an angular reconstruction scheme to yield approximately the neutron angular flux profile within the slab. The angular reconstruction scheme is based on the analytical solution of the neutron transport equation in slab geometry with linearly anisotropic scattering and diffusion approximation for the scattering source terms. Numerical results are given to illustrate the efficiency of the offered code