INSTITUTO DE PESQUISAS ENERGÉTICAS E NUCLEARES
Repositório Digital da Produção Técnico Científica

Estudo das respostas de TLD tipo LiF para caracterização de campos mistos

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dc.contributor.advisor Paulo de Tarso Dalledone Siqueira pt_BR
dc.date 2016 pt_BR
dc.date.accessioned 2016-12-21T15:11:54Z
dc.date.available 2016-12-21T15:11:54Z
dc.identifier.uri http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26930
dc.description.abstract A Terapia por Captura de Nêutrons, NCT (Neutron Capture Therapy) é uma técnica radioterápica em que a energia útil do tratamento vem da energia liberada em uma reação nuclear e não do feixe primário, como comumente utilizado em outros procedimentos radioterápicos. O Boro, por constituir-se em um elemento de baixa toxicidade e por apresentar um isótopo (10B) com alta seção de choque para a reação 10B(n,α)7Li tem sido o elemento mais utilizado nas pesquisas que visam o aprimoramento e a promoção desta técnica, derivando daí o termo BNCT (Boron Neutron Capture Therapy). Para fins de pesquisa em BNCT foi construída ao longo de um dos extratores de feixes (BH - Beam Hole) do reator IEA-R1 uma instalação, onde filtros e moderadores são posicionados entre o núcleo do reator e a posição de irradiação com o objetivo de modular o feixe de irradiação, otimizando a componente útil do feixe, os nêutrons térmicos, e reduzindo os contaminantes, raios gama e nêutrons em outras faixas energéticas. Tem-se realizado estudos visando a implementação de melhorias na caracterização e otimização do feixe obtido nesse arranjo instalado no BH-3. Atualmente a monitoração dos nêutrons é feita através de folhas de ativação, e a componente gama pelo TLD-400. Uma nova metodologia de monitoração tem sido estudada pelo grupo. A referida técnica consiste em usar TLDs de tipos diferentes, ou seja, que possuam sensibilidades distintas aos nêutrons térmicos, em virtude de diferenças na concentração dos isótopos de Lítio. No estudo dessa nova metodologia têm sido usados os TLD-600 e TLD-700. Este trabalho propõe uma metodologia usando o par TLD-100 e TLD-700. Inicialmente foi verificada a reprodutibilidade das respostas dos TLDs 700, 400 e 100 frente a campos gama puro e campos mistos, gama e nêutron. Campos estes obtidos em arranjos usando fontes de 60Co e 241AmBe. A partir de simulações usando o VI MCNP5 foi projetado e construído um Irradiador de campos mistos, que permitiu expor os dosímetros em campos mistos com diferentes espectros energéticos. As condições criadas no irradiador permitiram verificar, como a resposta do TLD é modificada pelas mudanças no espectro energético de um campo misto gama e nêutrons de baixo fluxo. O irradiador de campo misto permitiu condições para estabelecer uma relação entre o formato da curva termoluminescente e a composição do campo misto. A relação estabelecida relaciona o fluxo relativo e a razão entre a resposta das duas regiões de interesse dos TLDs 700 e 100. A partir de campos mistos com condições controladas, esse trabalho permitiu verificar a viabilidade do uso do par de TLD-100 e TLD-700 para monitoração de nêutrons térmicos na instalação de BNCT. pt_BR
dc.format.extent 99 pt_BR
dc.rights openAccess pt_BR
dc.subject neutron capture therapy pt_BR
dc.subject thermal neutrons pt_BR
dc.subject iear-1 reactor pt_BR
dc.subject boron 10 pt_BR
dc.subject lithium pt_BR
dc.subject americium carbonates pt_BR
dc.subject beryllium carbonates pt_BR
dc.subject cobalt alloys pt_BR
dc.subject cobalt 60 pt_BR
dc.subject gamma detection pt_BR
dc.subject gamma spectroscopy pt_BR
dc.subject neutron spectroscopy pt_BR
dc.subject mixed spectrum reactors pt_BR
dc.subject mixed bed ion exchangers pt_BR
dc.subject particle discrimination pt_BR
dc.subject thermoluminescent dosemeters pt_BR
dc.subject glow curve pt_BR
dc.subject measuring methods pt_BR
dc.subject radiation detection pt_BR
dc.subject resolution pt_BR
dc.subject radiotherapy pt_BR
dc.subject nuclear medicine pt_BR
dc.title Estudo das respostas de TLD tipo LiF para caracterização de campos mistos pt_BR
dc.title.alternative LiF TLD response study for mixed fields characterization pt_BR
dc.type Dissertação pt_BR
ipen.identifier.ipendoc 21976 pt_BR
sigepi.autor.atividade PAIVA, FABIO DE:10812:420:S pt_BR
dc.coverage N pt_BR
dc.creator.author PAIVA, FABIO de
dc.description.notasgerais Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) pt_BR
dc.description.notastese IPEN/D pt_BR
dc.description.teseinstituicao Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP pt_BR
dc.local São Paulo pt_BR
ipen.autor PAIVA, FABIO de pt_BR
ipen.date.recebimento 16-12 pt_BR
ipen.identifier.localizacao T539.125.5 P149e pt_BR
ipen.meioeletronico http://www.teses.usp.br/teses/disponiveis/85/85133/tde-18102016-105401/pt-br.php pt_BR
ipen.codigoautor 10812 pt_BR
dc.identifier.doi 10.11606/D.85.2016.tde-18102016-105401


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Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

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Ano de publicação: 2015

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A elaboração do projeto do RI do IPEN foi iniciado em novembro de 2013, colocado em operação interna em julho de 2014 e disponibilizado na Internet em junho de 2015. Utiliza o software livre Dspace, desenvolvido pelo Massachusetts Institute of Technology (MIT). Para descrição dos metadados adota o padrão Dublin Core. É compatível com o Protocolo de Arquivos Abertos (OAI) permitindo interoperabilidade com repositórios de âmbito nacional e internacional.

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A elaboração do projeto do RI do IPEN foi iniciado em novembro de 2013, colocado em operação interna em julho de 2014 e disponibilizado na Internet em junho de 2015. Utiliza o software livre Dspace, desenvolvido pelo Massachusetts Institute of Technology (MIT). Para descrição dos metadados adota o padrão Dublin Core. É compatível com o Protocolo de Arquivos Abertos (OAI) permitindo interoperabilidade com repositórios de âmbito nacional e internacional.

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