A subject of this thesis is to gain information on absolute photon strength function at gamma-ray energies around 4 - 8 MeV in two Gadolinium isotopes. This energy range is known as a ''low-energy'' tail region of E1 resonance. The absolute photon strength function is obtained from comparison of the sum of intensities of transitions and the number of transitions observed in thermal neutron capture on $^{155}$Gd and $^{157}$Gd with prediction from statistical model under various assumptions on photon strength functions and level densities. Powered by TCPDF (www.tcpdf.org)

A subject of this thesis is to gain information on absolute photon strength function below the neutron separation energy. This energy range is known as a "low-tail" energy region of E1 resonance. The absolute photon strength function is obtained by normalizing the total average intensity for several energy ranges to the average intensities from thermal neutron capture spectrum for which an absolute calibration is experimentally known. The absolute photon strength function is investigated by means of statistical method. Everything seems to be compatible with information on studied Gd isotopes. However, disclosed method can potentially lead to rejection of combination of PSF and LD models. Powered by TCPDF (www.tcpdf.org)

No abstract provided. / Thesis / Master of Science (MSc) / Scope and contents: The probability of fission as a function of primary fragment velocities has been obtained by removing the neutron emission and instrumental dispersions from the velocities determined by Stein with time-of-flight techniques for the thermal neutron fission of u235. Each velocity was increased by 0.69% to make the average kinetic energy per fission agree with the calorimetric value of 167.1 Mev. Excitation energy distributions were obtained by using the primary fragment masses given by Cameron and assuming that the most probable charge distribution for a given mass ratio i s that which leads to the greatest energy release. Evaporation theory was used to determine the number of prompt neutrons emitted. When the excitation energy is divided equally between the fragments and a nuclear temperature of 0.59 Mev is used, the average number of neutrons emitted is 2.95 per fission.

O protótipo de um detector de nêutrons térmicos portátil foi desenvolvido no Instituto de Pesquisa Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP), utilizando um fotodiodo de Si do tipo PIN associado a um filme de boro enriquecido. O filme de boro foi fabricado por meio da técnica de Deposição a Laser Pulsado, considerando duas possibilidades para depositar o boro: deposição direta do boro na face do fotodiodo e deposição na lâmina de vidro. Foram desenvolvidos dois protótipos, no primeiro foi possível ler apenas o sinal elétrico do sistema fotodiodo-boro no qual o filme está depositado na lâmina de vidro. Para aprimorar a resposta do sistema de detecção, outro circuito foi desenvolvido e permitiu contar nêutrons em ambas as situações tanto do filme na lamínula quanto do filme direto no fotodiodo. A caracterização dos protótipos foi feita via irradiação de feixes de nêutrons predominantemente térmicos e frios, por meio de quatro experimentos principais: reposta do sistema ao fluxo de nêutrons, teste de linearidade, resposta angular e o teste de reprodutibilidade. Os protótipos apresentaram uma resposta linear à variação do fluxo, reprodutibilidade, e a resposta angular não foi isotrópica. A eficiência intrínseca em porcentagem do protótipo 1 para um espectro de nêutrons predominantemente térmicos e frios foi (1,17 ± 0,01) % e (1,37 ± 0,01) %, respectivamente. No protótipo 2 foram feitas medições de nêutrons com os dois sistemas fotodiodo-boro (lâmina de vidro, direto no fotodiodo), porém nas medidas com o boro direto no sensor houve um aumento significativo no ruído eletrônico. A eficiência intrínseca do protótipo 2 para os nêutrons frios foi de (5,2 ± 0,4) %. / A portable thermal neutron detector prototype, using a silicon photodiode type PIN coupled to a boron converter, was developed at Nuclear and Energy Research Institute (IPEN-CNEN/SP). The boron layers were made by Pulsed Laser Deposition method using two configurations: directly deposited on the surface of photodiode and at a glass surface. Two prototypes were made in this study using two different associated electronics, in the first prototype is only possible reads signs from the photodiode coupled to boron film and in the second one reads both types of configurations (directly on the photodiode, boron glass). The prototypes were characterized using thermal and cold neutron beam. Four experiments were performed: response of the detection system at neutron beam, linearity test, angular response and repetitive test. The prototypes present a linear behavior, were reproducible and the angular response of the prototypes was not isotropic. The values of intrinsic efficiency from the prototype 1 for thermal and cold neutron were respectively: (1.17 ± 0.01) % e (1.37 ± 0.01) %. In the prototype 2 it was performed an experiment for compare the read out in the detection system for the two possible configuration of system photodiode-boron, in the situation that the boron is part integrant of the system there was an significant increase in the electronic noise, therefore the characterization of this prototype were made using the boron film coupled to the photodiode, and intrinsic efficiency for cold neutron beam was (5.2 ± 0.4) %.

There has been a dramatic increase in both the amount and type of geophysical well log data acquired in gas hydrate saturated rocks. Data has been acquired in both offshore and Arctic environments; its availability has shed light on the applicability of current tools and the potential usefulness of recently developed and developing technologies. Some of the more interesting areas of interest are related to the usefulness of nuclear elemental spectroscopy data and the comparison of thermal and epithermal neutron porosity measurements, the measurement of in-situ permeability, the interpretation of electrical borehole image and borehole sonic data. A key parameter for reservoir characterization and simulation is formation permeability. A reasonable understanding of this property is key to the development of future gas hydrate production. Typical applications of borehole image data are an appreciation of a reservoir’s geological environment. In hydrate saturated reservoirs, borehole images can also be used to assist in the understanding of the gas migratory path to the hydrate bearing formation. This paper presents a review of some of the current state of the art geophysical log measurements and their application in hydrate saturated reservoirs..

Pastilhas de nitrato de potássio foram irradiadas no núcleo do reator de pesquisas IEA-R1m do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN/CNEN-SP, operando a 2 MW de potência, para determinar a secção de choque térmica e integral de ressonância da reação 41K(n,g)42K. O fluxo de nêutrons foi monitorado com folhas de liga ouro-alumínio. As atividades induzidas nos alvos foram determinadas por espectroscopia gama com detectores de germânio hiper puro. Os cálculos realizados se basearam no formalismo de Westcott. Foram realizadas simulações com o código MCNP (Monte Carlo N-Particle) para determinar a auto-blindagem e a depressão do fluxo de nêutrons nas pastilhas durante as irradiações e os fatores de correção da eficiência de detecção para fontes volumétricas, que leva em conta a absorção de raios gama nas mesmas. Foi efetuado um tratamento estatístico das incertezas envolvidas e determinadas as covariâncias entre os resultados, incluindo aquelas decorrentes das incertezas do padrão de referência (ouro). Os resultados obtidos foram comparados com os de outros autores. Foi testada a possibilidade de se observar o produto da reação 41K(n,g)42K(n,g)43K. / Pellets of potassium nitrate were irradiated in the IPEN/CNEN-SP (Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares, Comissao de Energia Nuclear, Sao Paulo, SP) IEAR1m reactor core operating at 2 MW power in order to determine the 41K(n,g)42K reaction thermal cross-section and resonance integral. The neutron flux was monitored by Au-Al alloy foils, and the Westcott formalism was applied. Neutron self-shielding, flux depression and gamma-ray self-absorption in the relatively large samples, as well as the gamma-ray detection efficiency correction factor, were determined by simulation with MCNP code. The data reduction statistical methods included the determination of the covariances between the obtained results and the standard cross-sections used (Au). The results were compared to those already published. The observation of the consecutive neutron capture reaction leading to 43K was tried.

A new set of thermal neutron detectors has been developed as a near term 3He tube replacement. The zinc oxide scintillator is an ultrafast scintillator which can be doped to have performance equal to or superior to 3He tubes. Originally investigated in the early 1950s, this room temperature semiconductor has been evaluated as a thermal neutron scintillator. Zinc oxide can be doped with different nuclei to tune the band gap, improve optical clarity, and improve the thermal neutron detection efficiency. The effects of various dopant effects on the scintillation properties, materials properties, and crystal growth parameters have been analyzed. Two different growth modalities were investigated: bulk melt grown materials as well as thin film scintillators grown by metalorganic chemical vapor deposition (MOCVD). MOCVD has shown significant advantages including precise thickness control, high dopant incorporation, and epitaxial coatings of neutron target nuclei. Detector designs were modeled and simulated to design an improved thermal neutron detector using doped ZnO layers, conformal coatings and light collection improvements including Bragg reflectors and photonic crystal structures. The detectors have been tested for crystalline quality by XRD and FTIR spectroscopy, for scintillation efficiency by photo-luminescence spectroscopy, and for neutron detection efficiency by alpha and neutron radiation tests. Lastly, a novel method for improving light collection efficiency has been investigated, the creation of a photonic crystal scintillator. Here, the flow of optical light photons is controlled through an engineered structure created with the scintillator materials. This work has resulted in a novel radiation detection material for the near term replacement of 3He tubes with performance characteristics equal to or superior to that of 3He.

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.

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.

Pastilhas de nitrato de potássio foram irradiadas no núcleo do reator de pesquisas IEA-R1m do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN/CNEN-SP, operando a 2 MW de potência, para determinar a secção de choque térmica e integral de ressonância da reação 41K(n,g)42K. O fluxo de nêutrons foi monitorado com folhas de liga ouro-alumínio. As atividades induzidas nos alvos foram determinadas por espectroscopia gama com detectores de germânio hiper puro. Os cálculos realizados se basearam no formalismo de Westcott. Foram realizadas simulações com o código MCNP (Monte Carlo N-Particle) para determinar a auto-blindagem e a depressão do fluxo de nêutrons nas pastilhas durante as irradiações e os fatores de correção da eficiência de detecção para fontes volumétricas, que leva em conta a absorção de raios gama nas mesmas. Foi efetuado um tratamento estatístico das incertezas envolvidas e determinadas as covariâncias entre os resultados, incluindo aquelas decorrentes das incertezas do padrão de referência (ouro). Os resultados obtidos foram comparados com os de outros autores. Foi testada a possibilidade de se observar o produto da reação 41K(n,g)42K(n,g)43K. / Pellets of potassium nitrate were irradiated in the IPEN/CNEN-SP (Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares, Comissao de Energia Nuclear, Sao Paulo, SP) IEAR1m reactor core operating at 2 MW power in order to determine the 41K(n,g)42K reaction thermal cross-section and resonance integral. The neutron flux was monitored by Au-Al alloy foils, and the Westcott formalism was applied. Neutron self-shielding, flux depression and gamma-ray self-absorption in the relatively large samples, as well as the gamma-ray detection efficiency correction factor, were determined by simulation with MCNP code. The data reduction statistical methods included the determination of the covariances between the obtained results and the standard cross-sections used (Au). The results were compared to those already published. The observation of the consecutive neutron capture reaction leading to 43K was tried.