Made available in DSpace on 2014-06-12T23:14:03Z (GMT). No. of bitstreams: 2 arquivo7529_1.pdf: 2471617 bytes, checksum: 3539282446a5c1092175d4f382c0fa94 (MD5) license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) Previous issue date: 2011 / Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior / A variabilidade do espectro neutrônico dentro de um mesmo ambiente torna necessária a caracterização da distribuição espectral em função da energia e para a realização de tal tarefa, a espectrometria neutrônica exerce papel fundamental para a determinação do fluxo de nêutrons (E(E)). Uma informação precisa permite que sejam estabelecidas grandezas radiológicas relacionadas àquele espectro investigado, sendo necessário, no entanto, uma série de medidas com um sistema espectrométrico que permita cobrir um amplo intervalo de energia e cuja resposta seja preferencialmente isotrópica, sendo um dos sistemas mais utilizados para a realização dessa tarefa, o sistema espectrométrico de esferas de Bonner. Um dos maiores problemas relacionados à espectrometria neutrônica é o processo de análise dos dados, conhecido como deconvolução. A maioria dos trabalhos desenvolvidos na implementação de novas técnicas desse processo, utiliza os dados obtidos com o cintilador de 6LiI(Eu). No entanto, características relacionadas ao tempo morto deste instrumento fazem com que o mesmo não seja tão eficiente quando utilizado em campos neutrônicos de alto fluxo. Uma alternativa para solução deste problema é a utilização de detectores termoluminescentes (TLD), porém os códigos mais utilizados não disponibilizam uma matriz resposta específica para deconvoluir a informação obtida por esses materiais, o que torna o desenvolvimento de uma matriz resposta específica importante para caracterizar adequadamente a resposta obtida pelos mesmos, o que torna o desenvolvimento de uma matriz resposta fundamental para caracterizar o espectro obtido por esses detectores. Este trabalho utiliza uma técnica de Inteligência Artificial (IA) denominada de Algoritmo Genético (AG), que utiliza modelos matemáticos bioinspirados a fim de induzir um processo evolutivo da resposta, e por meio da implementação de uma matriz específica para deconvoluir os dados obtidos da combinação de TLDs inseridos no sistema de esferas de Bonner, como detectores de nêutrons térmicos, com o objetivo de caracterizar o espectro neutrônico em função da energia. Os resultados obtidos com esse método se mostraram concordantes com o código BUNKI/UTA, utilizado para comparação. Tal fato viabiliza a utilização de algoritmos genéticos em processos de deconvolução do espectro neutrônico quando se utiliza TLD

Made available in DSpace on 2014-06-12T23:14:40Z (GMT). No. of bitstreams: 2 arquivo2689_1.pdf: 852301 bytes, checksum: a23f28f727c194910fdd39330ae3091d (MD5) license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) Previous issue date: 2011 / Este trabalho tem como objetivo estudar alguns efeitos no fototransistor TEKT5400S quanto às características elétricas e ópticas quando exposto à radiação de uma fonte de nêutrons de 241Am-9Be, de modo que se possa avaliar a possibilidade de utilizá-lo como sensor neutrônico. Os nêutrons ao interagir com a estrutura cristalina do dispositivo promovem o recuo de átomos de silício no semicondutor, criando defeitos na estrutura cristalina e tais defeitos modificam o estado elétrico do dispositivo. Foram irradiados 5 conjuntos de fototransistor, cada qual contendo 3 dispositivos, sendo 4 conjuntos irradiados na fonte de nêutrons dos quais 3 em nêutrons rápidos e um em nêutrons térmicos e o último conjunto foi irradiado na fonte de 60Co. Para perceber as mudanças na estrutura cristalina foi realizada a leitura da corrente de escuro do dispositivo, com isso determinou-se curva (I×V) conhecida como curva característica, de modo a verificar sua resposta quanto ao efeito da dose acumulada, suas propriedades ópticas e a permanência deste efeito ao longo do tempo. Os resultados mostraram que há variação, em função da dose, tanto no estado elétrico do dispositivo como em suas propriedades ópticas. Verificou-se ainda que a sua resposta em função da dose é linear até 0,64 Gy, não perde informação após ser irradiado, responde a dose acumulada no tempo, a sua sensibilidade relativa é alterada quando exposto à luz visível durante a leitura, e os danos causados pelo processo de irradiação são irreversíveis

Muitos parâmetros nucleares são obtidos através da espectrometria gama de alvos irradiados no núcleo de um reator de pesquisa e este é o caso das folhas de ativação que possibilitam através da medida da atividade radioativa nelas induzidas, determinar o fluxo de nêutrons no local onde foram irradiadas. O nível de potência de operação do reator é um parâmetro diretamente proporcional ao fluxo médio de nêutrons no núcleo. Esse trabalho objetiva determinar a potência de operação do reator através da medida da distribuição espacial do fluxo de nêutrons no núcleo do reator IPEN/MB-01, através da irradiação de folhas de ouro infinitamente diluídas e criteriosamente posicionadas em seu interior. Essas folhas estão dispostas na forma de ligas metálicas em níveis de concentração tais, que fenômenos de perturbação de fluxo, como o fator de auto-blindagem, se tornem desprezíveis. As folhas de ativação possuem somente 1% de átomos de ouro dispersos numa matriz de alumínio contendo 99% deste elemento. As irradiações das folhas foram realizadas com e sem cobertura de cádmio. A total correlação entre fluxo de nêutrons térmico médio obtido pela irradiação das folhas de ativação infinitamente diluídas e a média dos valores digitais das correntes dos canais nucleares de potência 5 e 6 (câmaras de ionização não compensadas - CINC), permitem a calibração dos canais nucleares do reator IPEN/MB-01. / Several nuclear parameters are obtained through the gamma spectrometry of targets irradiated in a research reactor core and this is the case of the activation foils which make possible, through the measurements of the activity induced, to determine the neutron flux in the place where they had been irradiated. The power level operation of the reactor is a parameter directly proportional to the average neutron flux in the core. This work aims to get the power operation of the reactor through of spatial neutron flux distribution in the core of IPEN/MB-01 reactor by the irradiation of infinitely diluted gold foils and prudently located in its interior. These foils were made in the form of metallic alloy in concentration levels such that the phenomena of flux disturbance, as the self-shielding factors to neutrons become worthless. These activation foils has only 1% of dispersed gold atoms in an aluminium matrix content of 99% of this element. The irradiations of foils have been carried through with and without cadmium plate. The total correlation between the average thermal neutron flux obtained by irradiation of infinitely diluted activation foils and the average digital value of current of the nuclear power channels 5 and 6 (non-compensated ionization chambers - CINC), allow the calibration of the nuclear channels of the IPEN/MB-01 reactor.

O paládio é um dos elementos do grupo da platina presente em baixos teores na natureza. Nos últimos anos com o crescente uso deste elemento nos catalisadores automotivos e nas investigações para o desenvolvimento de drogas anti-tumorais, as suas determinações tornaram-se de grande interesse. No presente trabalho foi feito um estudo sobre a determinação de paládio em amostras biológicas e materiais de referência pelo método de análise por ativação puramente instrumental com nêutrons térmicos (INAA) e epitérmicos (ENAA) separadamente, bem como pela ENAA após separação do paládio por meio das técnicas de extração com solventes e de extração em uma coluna de fase sólida. As amostras analisadas no presente estudo foram: material de referência BCR 723 – Palladium, Platinum and Rhodium in road dust, material catalisador automotivo do teste de proficiência do CCQM-P63 e amostras de tecido bovino contendo Pd preparadas no laboratório. As irradiações das amostras e padrão para INAA e ENAA foram realizadas no reator IEA-R1 sob fluxo de nêutrons térmicos da ordem de 4 x 10 12 n cm-2 s-1 e por um período de 4 h nas irradiações térmicas e de 16 h nas epitérmicas. Depois de adequados tempos de decaimento as medições das atividades gama induzidas das amostras e padrões foram feitas usando um espectrômetro de raios gama constituído de um detector de Ge hiperpuro e eletrônica associada. A concentração de paládio foi calculada pelo método comparativo. O paládio foi medido pelo pico de 88,0 keV do 109Pd localizado numa região do espectro de baixa energia onde ocorre a interferência de picos de raios X, da radiação de freiamento e do efeito Compton do 24Na. A pré-separação do paládio dos elementos interferentes pelo método de extração com solventes foi feita por meio da extração do complexo formado entre o paládio e a dimetilglioxima em clorofórmio. O método de separação por meio da extração em fase sólida consistiu na retenção do paládio em uma coluna de fase sólida de octadecilsilano, contendo complexante N,N-dietil-N’-benzoil tiouréia (DEBT) adsorvido e em seguida fazendo a eluição de paládio com etanol. Alíquotas das soluções resultantes da préseparação, livres de elementos interferentes, foram pipetadas em cápsulas de polietileno e submetidas à ENAA. A comparação entre os resultados de paládio obtidos por diferentes procedimentos de ativação com nêutrons indicou uma boa concordância e uma boa precisão com desvios padrão relativos variando de 2 a 14%. Os rendimentos de recuperação na pré-separação de paládio variaram de 70,9 a 97,7 % e estes resultados dependem do tipo de matriz e da técnica de pré-separação aplicada. Os valores de limite de detecção obtidos para análise do tecido muscular bovino foram de 11,0 e 0,4 μg g-1 pelos métodos de INAA e ENAA, respectivamente. Para o caso do material de referência BCR-723 foram obtidos limites de 24,0 e 1,7 μg g-1, respectivamente na INAA e ENAA e estes resultados indicaram que o limite de detecção depende do tipo de matriz analisada. A irradiação com nêutrons epitérmicos permitiu aumento da sensibilidade devido à redução do problema de interferência e além disso a aplicação da separação prévia do paládio seguida de ENAA proporcionou um aumento da sensibilidade quando comparada com ENAA purament e instrumental. / Palladium is one of platinum group elements present in the nature at very low concentrations. However with the use of this element in the automobile catalyzers Pd became a new pollutant. Besides, Pd has been studied in the preparation of new antitumour drugs. Consequently, there is a need to determine Pd concentrations in biological and environmental samples. This study presents palladium results obtained in the analysis of biological samples and reference materials using instrumental thermal and epithermal neutron activation analysis (INAA and ENAA). The solvent extraction and solid phase extraction separation methods were also applied before ENAA. The samples analyzed in this study were, reference material BCR 723–Palladium, Platinium and Rhodium in road dust, CCQM-P63 automotive catalyst material of the Proficiency Test and bovine tissue samples containing palladium prepared in the laboratory. Samples and palladium synthetic standard were irradiated at the IEA-R1 nuclear research reactor under thermal neutron flux of about 4 x 10 12 n cm-2 s-1, during a period of 4 and 16 h for INAA and ENAA, respectively. The induced gamma activity of 109Pd to the sample and standard was measured using a hyperpure Ge detector coupled to a gamma ray spectrometer. The palladium concentration was calculated by comparative method. The gamma ray energy of 109Pd radioisotope measured was of 88.0 keV, located in a spectrum region of low energy where occurs the interference of X rays, “bremsstrahlung” radiations, as well as Compton effect of 24Na. The pre-separation of palladium from interfering elements by solvent extraction was performed using dimethylglyoxime complexant and chloroform as diluent. In the case of the pre separation procedure using solid reversed phase column, the palladium was retained using N,N-diethyl-N’-benzoyl thiourea complexant and eluted using ethanol. Aliquots of the resulting solutions from the pre-separations, free of interfering elements, were transfered to polyethylene capsules and analyzed by ENAA. Comparisons of palladium results obtained using different procedures of neutron activations analysis showed good agreement and precision. The relative standard deviations of palladium results varied between 2 and 14 %. The recovery yields obtained in the pre-separation procedure varied from 70.9 to 97.7 %, depending on the matrices analyzed and method of separation. Detection limits of 11.0 and 0.4 μg g-1 were obtained in the Pd determination in bovine muscle samples by INAA and ENAA, respectively. For reference material BCR- 723 road dust detection limits of 24.0 and 1.7 μg g-1 were obtained by INAA and ENAA, respectively. These results indicated that the detection limit depends on the matrix type to be analyzed and the epithermal neutron activation allowed high sensitivity for Pd determination due to the reduction of interferences. In regards to palladium determination using pre-separation procedures, the detection limit values indicated that the extraction procedure provides higher sensitivity, when compared to purely instrumental ENAA.

Neste trabalho é utilizada a técnica de ativação de folhas na determinação do fluxo e do espectro de nêutrons produzidos num acelerador linear de elétrons. O espectro desconvoluído é obtido através do código de desconvolução de espectros SAND-II, contido no sistema SAIPS, o qual demonstrou reproduzir satisfatoriamente os resultados experimentais.Os alvos utilizados como fontes de nêutrons são detalhadamente estudados,a fim de serem caracterizados quanto à taxa de produção de nêutrons e a distribuição espacial da cascata de gamas em seu interior, através de três técnicas distintas (autoradiografia, medida da atividade total induzida com contador Geiger e calculo da atividade saturada por espectroscopia gama), as quais se mostraram aplicáveis a situações rotineiras. É também estudada a influencia de um refrigerante (água) e de um material físsil (urânio) na taxa de produção de nêutrons e na forma do espectro.

Instalações para irradiação com nêutrons foram projetadas e construídas, visando o estabelecimento de procedimentos de calibração de monitores e dosímetros de nêutrons. Uma fonte calibrada de ANTPOT.241 AmBe com atividade de ANTPOT.185 GBq, garantiu rastreabilidade às medidas realizadas, e possibilitou irradiações com taxas de dose que variaram entre 9 nSv s POT.-1 e 0,5 muuSv s POT.-1. No arranjo elaborado para irradiações com nêutrons térmicos, com fluxo calibrado, a taxa de dose utilizada foi 50 nSv s POT.-1. A calibração de um espectrômetro de esferas de Bonner permitiu o estabelecimento dos procedimentos de calibração com base em três métodos propostos por normas internacionais, mostrando serem apropriadas às dimensões da sala de irradiação projetada para essa finalidade. A decoração do espectro de nêutrons, a partir da determinação dos parâmetros de calibração para o detector de esferas de Bonner, permitiu determinar o espectro da fonte de ANTPOT.241 AmBe calibrada, com valores de taxa de fluência, taxa de dose equivalente e energia media, que corresponderam satisfatoriamente aos valores calculados esperados, possibilitando o uso de tal detector na dosimetria de área. Para a dosimetria pessoal, foi elaborado um sistema dosimétrico baseado no uso do polímero CR-39 e no ataque eletroquímico do mesmo. Para isso, foram projetadas e construídas uma câmara para o processamento do detector e uma fonte de alta tensão e alta frequência que mostraram-se adequadas às finalidades propostas. O dosímetro pessoal elaborado utiliza também material conversor (n, alfa) e seu principio de detecção possibilitou determinar um fator de calibração relacionando a resposta do detector com a dose recebida para nêutrons térmicos, epitérmicos e rápidos. Os parâmetros utilizados para o ataque eletroquímico foram: solução de KOH 6N, temperatura de 59°C, campo elétrico alternado de 20 kv IND.ppcm POT.-1, frequência de 2,0 kHz; para a detecção de nêutrons térmicos e epitérmicos o tempo de revelação empregado foi de 3 horas e para nêutrons rápidos de 6 horas. O sistema dosimétrico desenvolvido apresentou sensibilidades a nêutrons térmicos, epitérmicos e rápidos dadas pelos valores (1,46 +/- 0,09) 10 POT.4 traços cm POT.-2 mSv POT.-1, (9 +/- 3) 10² traços cm POT.-2 mSv POT.-1 e (26 +/- 4) traços cm POT.-2 mSv POT.-1 respectivamente. As doses mínimas e máximas detectáveis foram respectivamente 0,002 mSv e 0,6 mSv para nêutrons térmicos, 0,04 mSv e 8 mSv para nêutrons epitérmicos e 1 mSv e 12 mSv para nêutrons rápidos. Tendo em vista as implicações das recomendações do ICRP-60, pode-se concluir que o dosímetro pessoal elaborado neste trabalho apresenta a sensibilidade necessária no caso da monitoração de nêutrons térmicos e epitérmicos, mas que exigiria tempos de integração de doses superiores à mensal no caso da monitoração de nêutrons rápidos.O procedimento proposto para ser realizar a dosimetria de nêutrons é baseado no uso conjugado do dosímetro pessoal elaborado e do espectrômetro de esferas de Bonner enquanto dosímetro de área. / A neutron irradiation facility was designed and built in order to establish a procedure for calibrating neutron monitors and dosimeters. A 185 GBq ANTPOT.241 AmBe source in the air provides neutron doses rates between 9 nSv s POT.-1 and 0,5 muuSv s POT.-1. A calibrated 50 nSv s POT.-1 thermal neutron field is obtained by using a specially designed paraffin block in conjunction with the ANTPOT.241 AmBe source. A Bonner multisphere spectrometer was calibrated, using a procedure based on three methods proposed by international standards. The unfolded ANTPOT.241 AmBe neutron spectrum was determined from Bonner spheres data and resulted in a good agreement with expected values for fluence rate, dose rate and mean energy. A dosimetric system based on the electrochemical etching of CR-39 was developed for personal dosimetry. The dosimeter badge using a (n, alfa) converter, the etching chamber and high frequency power supply were designed and built specially for this project. The electrochemical etching (ECE) parameters used were: a 6N KOH solution, 59°C, 20 kV IND.ppcm POT.-1, 2,0 kHz, 3 hours of ECE for thermal and intermediate neutrons and 6 hours for fast neutrons. The calibration factors for thermal, intermediate and fast neutrons were determined for this personal dosimeter. The sensitivies determined for the developed dosimetric system were (1,46 +/- 0,09)10 POT.4 tracks cm POT.-2 mSv POT.-1 for thermal neutrons, (9 +/- 3)10² tracks cm POT.-2 mSv POT.-1 for intermediate neutrons and (26 +/- 4) tracks cm POT.-2 mSv POT.-1 for fast neutrons. The lower and upper limits of detection were respectively 0,002 mSv and 0,6 mSv for thermal neutrons, 0,04 mSv and 8 mSv for intermediate neutrons and 1 mSv and 12 mSv for fast neutrons. In view of the 1990s ICRP recommendations, it is possible to conclude that the personal dosimeter described in this work is sufficiently sensitive to thermal and intermediate neutrons but fast neutron monitoring at radiological protection level would require an integration period of over a month. The proposed dosimetric procedure is based on the conjugated use of the developed personal dosimeter and the Bonner multisphere spectrometer.

O paládio é um dos elementos do grupo da platina presente em baixos teores na natureza. Nos últimos anos com o crescente uso deste elemento nos catalisadores automotivos e nas investigações para o desenvolvimento de drogas anti-tumorais, as suas determinações tornaram-se de grande interesse. No presente trabalho foi feito um estudo sobre a determinação de paládio em amostras biológicas e materiais de referência pelo método de análise por ativação puramente instrumental com nêutrons térmicos (INAA) e epitérmicos (ENAA) separadamente, bem como pela ENAA após separação do paládio por meio das técnicas de extração com solventes e de extração em uma coluna de fase sólida. As amostras analisadas no presente estudo foram: material de referência BCR 723 – Palladium, Platinum and Rhodium in road dust, material catalisador automotivo do teste de proficiência do CCQM-P63 e amostras de tecido bovino contendo Pd preparadas no laboratório. As irradiações das amostras e padrão para INAA e ENAA foram realizadas no reator IEA-R1 sob fluxo de nêutrons térmicos da ordem de 4 x 10 12 n cm-2 s-1 e por um período de 4 h nas irradiações térmicas e de 16 h nas epitérmicas. Depois de adequados tempos de decaimento as medições das atividades gama induzidas das amostras e padrões foram feitas usando um espectrômetro de raios gama constituído de um detector de Ge hiperpuro e eletrônica associada. A concentração de paládio foi calculada pelo método comparativo. O paládio foi medido pelo pico de 88,0 keV do 109Pd localizado numa região do espectro de baixa energia onde ocorre a interferência de picos de raios X, da radiação de freiamento e do efeito Compton do 24Na. A pré-separação do paládio dos elementos interferentes pelo método de extração com solventes foi feita por meio da extração do complexo formado entre o paládio e a dimetilglioxima em clorofórmio. O método de separação por meio da extração em fase sólida consistiu na retenção do paládio em uma coluna de fase sólida de octadecilsilano, contendo complexante N,N-dietil-N’-benzoil tiouréia (DEBT) adsorvido e em seguida fazendo a eluição de paládio com etanol. Alíquotas das soluções resultantes da préseparação, livres de elementos interferentes, foram pipetadas em cápsulas de polietileno e submetidas à ENAA. A comparação entre os resultados de paládio obtidos por diferentes procedimentos de ativação com nêutrons indicou uma boa concordância e uma boa precisão com desvios padrão relativos variando de 2 a 14%. Os rendimentos de recuperação na pré-separação de paládio variaram de 70,9 a 97,7 % e estes resultados dependem do tipo de matriz e da técnica de pré-separação aplicada. Os valores de limite de detecção obtidos para análise do tecido muscular bovino foram de 11,0 e 0,4 μg g-1 pelos métodos de INAA e ENAA, respectivamente. Para o caso do material de referência BCR-723 foram obtidos limites de 24,0 e 1,7 μg g-1, respectivamente na INAA e ENAA e estes resultados indicaram que o limite de detecção depende do tipo de matriz analisada. A irradiação com nêutrons epitérmicos permitiu aumento da sensibilidade devido à redução do problema de interferência e além disso a aplicação da separação prévia do paládio seguida de ENAA proporcionou um aumento da sensibilidade quando comparada com ENAA purament e instrumental. / Palladium is one of platinum group elements present in the nature at very low concentrations. However with the use of this element in the automobile catalyzers Pd became a new pollutant. Besides, Pd has been studied in the preparation of new antitumour drugs. Consequently, there is a need to determine Pd concentrations in biological and environmental samples. This study presents palladium results obtained in the analysis of biological samples and reference materials using instrumental thermal and epithermal neutron activation analysis (INAA and ENAA). The solvent extraction and solid phase extraction separation methods were also applied before ENAA. The samples analyzed in this study were, reference material BCR 723–Palladium, Platinium and Rhodium in road dust, CCQM-P63 automotive catalyst material of the Proficiency Test and bovine tissue samples containing palladium prepared in the laboratory. Samples and palladium synthetic standard were irradiated at the IEA-R1 nuclear research reactor under thermal neutron flux of about 4 x 10 12 n cm-2 s-1, during a period of 4 and 16 h for INAA and ENAA, respectively. The induced gamma activity of 109Pd to the sample and standard was measured using a hyperpure Ge detector coupled to a gamma ray spectrometer. The palladium concentration was calculated by comparative method. The gamma ray energy of 109Pd radioisotope measured was of 88.0 keV, located in a spectrum region of low energy where occurs the interference of X rays, “bremsstrahlung" radiations, as well as Compton effect of 24Na. The pre-separation of palladium from interfering elements by solvent extraction was performed using dimethylglyoxime complexant and chloroform as diluent. In the case of the pre separation procedure using solid reversed phase column, the palladium was retained using N,N-diethyl-N’-benzoyl thiourea complexant and eluted using ethanol. Aliquots of the resulting solutions from the pre-separations, free of interfering elements, were transfered to polyethylene capsules and analyzed by ENAA. Comparisons of palladium results obtained using different procedures of neutron activations analysis showed good agreement and precision. The relative standard deviations of palladium results varied between 2 and 14 %. The recovery yields obtained in the pre-separation procedure varied from 70.9 to 97.7 %, depending on the matrices analyzed and method of separation. Detection limits of 11.0 and 0.4 μg g-1 were obtained in the Pd determination in bovine muscle samples by INAA and ENAA, respectively. For reference material BCR- 723 road dust detection limits of 24.0 and 1.7 μg g-1 were obtained by INAA and ENAA, respectively. These results indicated that the detection limit depends on the matrix type to be analyzed and the epithermal neutron activation allowed high sensitivity for Pd determination due to the reduction of interferences. In regards to palladium determination using pre-separation procedures, the detection limit values indicated that the extraction procedure provides higher sensitivity, when compared to purely instrumental ENAA.

Instalações para irradiação com nêutrons foram projetadas e construídas, visando o estabelecimento de procedimentos de calibração de monitores e dosímetros de nêutrons. Uma fonte calibrada de ANTPOT.241 AmBe com atividade de ANTPOT.185 GBq, garantiu rastreabilidade às medidas realizadas, e possibilitou irradiações com taxas de dose que variaram entre 9 nSv s POT.-1 e 0,5 muuSv s POT.-1. No arranjo elaborado para irradiações com nêutrons térmicos, com fluxo calibrado, a taxa de dose utilizada foi 50 nSv s POT.-1. A calibração de um espectrômetro de esferas de Bonner permitiu o estabelecimento dos procedimentos de calibração com base em três métodos propostos por normas internacionais, mostrando serem apropriadas às dimensões da sala de irradiação projetada para essa finalidade. A decoração do espectro de nêutrons, a partir da determinação dos parâmetros de calibração para o detector de esferas de Bonner, permitiu determinar o espectro da fonte de ANTPOT.241 AmBe calibrada, com valores de taxa de fluência, taxa de dose equivalente e energia media, que corresponderam satisfatoriamente aos valores calculados esperados, possibilitando o uso de tal detector na dosimetria de área. Para a dosimetria pessoal, foi elaborado um sistema dosimétrico baseado no uso do polímero CR-39 e no ataque eletroquímico do mesmo. Para isso, foram projetadas e construídas uma câmara para o processamento do detector e uma fonte de alta tensão e alta frequência que mostraram-se adequadas às finalidades propostas. O dosímetro pessoal elaborado utiliza também material conversor (n, alfa) e seu principio de detecção possibilitou determinar um fator de calibração relacionando a resposta do detector com a dose recebida para nêutrons térmicos, epitérmicos e rápidos. Os parâmetros utilizados para o ataque eletroquímico foram: solução de KOH 6N, temperatura de 59°C, campo elétrico alternado de 20 kv IND.ppcm POT.-1, frequência de 2,0 kHz; para a detecção de nêutrons térmicos e epitérmicos o tempo de revelação empregado foi de 3 horas e para nêutrons rápidos de 6 horas. O sistema dosimétrico desenvolvido apresentou sensibilidades a nêutrons térmicos, epitérmicos e rápidos dadas pelos valores (1,46 +/- 0,09) 10 POT.4 traços cm POT.-2 mSv POT.-1, (9 +/- 3) 10² traços cm POT.-2 mSv POT.-1 e (26 +/- 4) traços cm POT.-2 mSv POT.-1 respectivamente. As doses mínimas e máximas detectáveis foram respectivamente 0,002 mSv e 0,6 mSv para nêutrons térmicos, 0,04 mSv e 8 mSv para nêutrons epitérmicos e 1 mSv e 12 mSv para nêutrons rápidos. Tendo em vista as implicações das recomendações do ICRP-60, pode-se concluir que o dosímetro pessoal elaborado neste trabalho apresenta a sensibilidade necessária no caso da monitoração de nêutrons térmicos e epitérmicos, mas que exigiria tempos de integração de doses superiores à mensal no caso da monitoração de nêutrons rápidos.O procedimento proposto para ser realizar a dosimetria de nêutrons é baseado no uso conjugado do dosímetro pessoal elaborado e do espectrômetro de esferas de Bonner enquanto dosímetro de área. / A neutron irradiation facility was designed and built in order to establish a procedure for calibrating neutron monitors and dosimeters. A 185 GBq ANTPOT.241 AmBe source in the air provides neutron doses rates between 9 nSv s POT.-1 and 0,5 muuSv s POT.-1. A calibrated 50 nSv s POT.-1 thermal neutron field is obtained by using a specially designed paraffin block in conjunction with the ANTPOT.241 AmBe source. A Bonner multisphere spectrometer was calibrated, using a procedure based on three methods proposed by international standards. The unfolded ANTPOT.241 AmBe neutron spectrum was determined from Bonner spheres data and resulted in a good agreement with expected values for fluence rate, dose rate and mean energy. A dosimetric system based on the electrochemical etching of CR-39 was developed for personal dosimetry. The dosimeter badge using a (n, alfa) converter, the etching chamber and high frequency power supply were designed and built specially for this project. The electrochemical etching (ECE) parameters used were: a 6N KOH solution, 59°C, 20 kV IND.ppcm POT.-1, 2,0 kHz, 3 hours of ECE for thermal and intermediate neutrons and 6 hours for fast neutrons. The calibration factors for thermal, intermediate and fast neutrons were determined for this personal dosimeter. The sensitivies determined for the developed dosimetric system were (1,46 +/- 0,09)10 POT.4 tracks cm POT.-2 mSv POT.-1 for thermal neutrons, (9 +/- 3)10² tracks cm POT.-2 mSv POT.-1 for intermediate neutrons and (26 +/- 4) tracks cm POT.-2 mSv POT.-1 for fast neutrons. The lower and upper limits of detection were respectively 0,002 mSv and 0,6 mSv for thermal neutrons, 0,04 mSv and 8 mSv for intermediate neutrons and 1 mSv and 12 mSv for fast neutrons. In view of the 1990s ICRP recommendations, it is possible to conclude that the personal dosimeter described in this work is sufficiently sensitive to thermal and intermediate neutrons but fast neutron monitoring at radiological protection level would require an integration period of over a month. The proposed dosimetric procedure is based on the conjugated use of the developed personal dosimeter and the Bonner multisphere spectrometer.

Muitos parâmetros nucleares são obtidos através da espectrometria gama de alvos irradiados no núcleo de um reator de pesquisa e este é o caso das folhas de ativação que possibilitam através da medida da atividade radioativa nelas induzidas, determinar o fluxo de nêutrons no local onde foram irradiadas. O nível de potência de operação do reator é um parâmetro diretamente proporcional ao fluxo médio de nêutrons no núcleo. Esse trabalho objetiva determinar a potência de operação do reator através da medida da distribuição espacial do fluxo de nêutrons no núcleo do reator IPEN/MB-01, através da irradiação de folhas de ouro infinitamente diluídas e criteriosamente posicionadas em seu interior. Essas folhas estão dispostas na forma de ligas metálicas em níveis de concentração tais, que fenômenos de perturbação de fluxo, como o fator de auto-blindagem, se tornem desprezíveis. As folhas de ativação possuem somente 1% de átomos de ouro dispersos numa matriz de alumínio contendo 99% deste elemento. As irradiações das folhas foram realizadas com e sem cobertura de cádmio. A total correlação entre fluxo de nêutrons térmico médio obtido pela irradiação das folhas de ativação infinitamente diluídas e a média dos valores digitais das correntes dos canais nucleares de potência 5 e 6 (câmaras de ionização não compensadas - CINC), permitem a calibração dos canais nucleares do reator IPEN/MB-01. / Several nuclear parameters are obtained through the gamma spectrometry of targets irradiated in a research reactor core and this is the case of the activation foils which make possible, through the measurements of the activity induced, to determine the neutron flux in the place where they had been irradiated. The power level operation of the reactor is a parameter directly proportional to the average neutron flux in the core. This work aims to get the power operation of the reactor through of spatial neutron flux distribution in the core of IPEN/MB-01 reactor by the irradiation of infinitely diluted gold foils and prudently located in its interior. These foils were made in the form of metallic alloy in concentration levels such that the phenomena of flux disturbance, as the self-shielding factors to neutrons become worthless. These activation foils has only 1% of dispersed gold atoms in an aluminium matrix content of 99% of this element. The irradiations of foils have been carried through with and without cadmium plate. The total correlation between the average thermal neutron flux obtained by irradiation of infinitely diluted activation foils and the average digital value of current of the nuclear power channels 5 and 6 (non-compensated ionization chambers - CINC), allow the calibration of the nuclear channels of the IPEN/MB-01 reactor.

Este trabalho apresenta os resultados dos valores de fluxo de nêutrons obtidos a partir da implantação de uma armadilha de nêutrons no núcleo do Reator IPEN/MB-01. Foram analisadas várias configurações de armadilhas implantadas no núcleo do reator IPEN/MB-01 de forma a se eleger a armadilha mais eficiente. Para a caracterização energética, foram irradiados no centro da armadilha de nêutrons, detetores de ativação de vários materiais diferentes (Au, Sc, In, Ti, Ni). As respectivas espectrometrias gama desses elementos após a irradiação com e sem cobertura de cádmio, forneceram valores experimentais das taxas de reação nuclear (atividade de saturação) por núcleo alvo e as respectivas incertezas que servem de entrada ao código SANDBP que calculou o espectro de energia dos nêutrons no centro do Flux-Trap em 50 grupos de energia, utilizando-se dos espectros de entrada calculados na posição de irradiação (centro do \"Flux Trap\") por códigos de Física de Reatores. Os resultados obtidos constataram um aumento do fluxo de nêutrons térmico no centro da armadilha da configuração 203 em relação a configuração sem armadilha (padrão) da ordem de 350% sem contudo haver a necessidade de se aumentar a potência do reator. Foram também efetuadas comparações entre os espectros desdobrados obtidos pelo SANDBP, em relação aos calculados pelos códigos MCNP-4C e XSDRNPM. A caracterização espacial do fluxo de nêutrons térmicos é feita com folhas de ativação na forma de uma liga infinitamente diluída em massa de 1% de Au e 99% de Al em alguns pontos internos da configuração 203 (axialmente ao Flux Trap\" e adjacências radiais) e os resultados mostraram um aumento significativo da magnitude de seus valores quando comparados a configuração padrão retangular. / This paper presents the results of the neutron flux values obtained from the deployment of a Flux Trap of neutrons in the reactor core IPEN/MB-01. We analyzed several configurations of Flux Traps deployed in the reactor core IPEN/MB-01 in order to get elected to Flux Trap configuration more efficient. To characterize the neutron spectrum were irradiated in the center of the Flux Trap activation detectors of different materials (Au, Sc, In, Ti, Ni). The respective gamma spectroscopy of these elements after irradiation with and without cadmium cover, provided the experimental values of the nuclear reaction rates (saturation activity) by the target nuclei and their uncertainties used as input to the code SANDBP who calculated the energy spectrum of neutrons in the center of the \"Flux-Trap\" in 50 energy groups, using the input spectra calculated at the irradiation position (center of the \"Flux Trap\") by codes for Reactor Physics. The results found an increase in the thermal neutron flux in the center of the Flux Trap configuration 203 for the standard configuration (default) of about 350% without having the need to increase the reactor power. We also made comparisons between the spectra obtained by SANDBP deployed, compared to those calculated by MCNP-4C code and XSDRNPM. The spatial characterization of the thermal neutron flux is made with activation foils in the form of an infinitely dilute bulk alloy of 1% Au and 99% Al in some internal points of the configuration 203 (axially to Flux Trap \"and adjacent radial) and the results showed a significant increase in the magnitude of their values when compared to standard rectangular configuration.