Abstract: No presente trabalho, foram padronizados os radionuclídeos emissores beta puros 32P e 90Sr 90Y. O primeiro foi medido nos sistemas comerciais de cintilação líquida TRICARB 2100 e HIDEX 300SL, que utilizam, respectivamente, dois e três tubos fotomultiplicadores. A análise dos dados adquiridos pelo primeiro e segundo sistemas foi realizada pela aplicação dos métodos CIEMAT/NIST e TDCR, respectivamente. Para padronização da solução de 32P, foi também utilizado o sistema 4πβ empregando-se a técnica de autoabsorção. A solução de 90Sr 90Y foi padronizada no sistema de cintilação líquida, HIDEX 300SL, pelo método TDCR, e pela técnica do traçador, no sistema de coincidência 4πβ-γ o qual é composto por um contador proporcional à gás fluente, acoplado a dois cristais cintiladores de NaI(Tl). A taxa de desintegração foi determinada pela técnica de extrapolação, por meio de absorvedores externos. Para aplicação da técnica do traçador, foi utilizada uma solução de 60Co, emissor beta-gama previamente padronizado no sistema de coincidências. Foi realizada, também, uma simulação dos processos de detecção neste sistema por meio do programa ESQUEMA, que, pela simulação de Monte Carlo, prediz a curva de extrapolação da eficiência. Os resultados obtidos para o 32P nos sistemas utilizados apresentaram um bom acordo, dentro das incertezas experimentais, bem como os obtidos para o 90Sr 90Y, em sistema de cintilação e sistema de coincidência, apresentando bom acordo, dentro das incertezas experimentais. O resultado obtido pela técnica de Monte Carlo apresentou boa concordância com o valor obtido com o sistema de coincidência. Os resultados indicam a qualidade e boa precisão dos sistemas de detecção utilizados neste trabalho, quando empregados para fins metrológicos.

Palavras-Chave: radioisotopes; beta decay radioisotopes; electron beams; phosphorus 32; strontium 90; yttrium 90; liquid scintillation detectors; monte carlo method; standardization

MARQUES, CAIO P. Determinação da taxa de desintegração dos emissores beta puros P-32 e Sr-90/Y-90 em sistema de cintilação líquida. Orientador: Marina Fallone Koskinas. 2017. 68 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2018.tde-10092018-121208. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29416. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Este trabalho teve o intuito de contribuir para a melhoria na qualidade dos valores de k0 e Q0 para as reações 74Se(n, γ) 75Se, 113In(n, γ) 114mIn, 186W(n, γ) 187W e 191Ir(n, γ) 192Ir. As medições das amostras irradiadas no reator IEA-R1 e das fontes padrão da Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA) foram realizadas por espectrometria gama de alta resolução em detector de HPGe. A fim de investigar melhor as eficiências nos intervalos de energia onde não havia pontos experimentais, foi aplicado o Método de Monte Carlo. As contribuições originais deste trabalho foram: a análise de covariância associada ao Método dos Mínimos Quadrados, que foi utilizada para o tratamento adequado das incertezas para as reações 74Se(n, γ) 75Se, 113In(n, γ) 114mIn, 186W(n, γ) 187W e 191Ir(n, γ) 192Ir estudadas neste trabalho, onde todas as incertezas parciais envolvidas no processo foram utilizadas; a determinação experimental dos fatores de auto-blindagem para nêutrons térmicos (Gth) e epitérmicos (Ge) utilizados nas determinações de k0 e Q0 para a reação 113In(n, γ) 114mIn e na determinação experimental do fator de auto-blindagem para nêutrons epitérmicos (Ge) utilizado na determinação de k0 e Q0 para a reação 186W(n, γ) 187W, que não foram observadas na literatura, além da determinação de k0 obtida para a reação 186W(n, γ) 187W na energia de 625,51 keV, que também não existe na literatura recomendada. Os valores de k0 e Q0 obtidos para todas as reações foram comparados aos valores encontrados na literatura.

Palavras-Chave: potassium; selenium 74; indium; tungsten; iridium; isotopes; nuclear reactions; gamma spectrometers; ge semiconductor detectors; high-purity ge detectors; neutron activation analyzers; monte carlo method; least square fit; calculation methods; data covariances

BARROS, LIVIA F. Determinação de k0 e Q0 para as reações 74Se(n, γ) 75Se, 113In(n, γ) 114mIn, 186W(n, γ) 187W e 191Ir(n, γ) 192Ir. Orientador: Mauro da Silva Dias. 2018. 166 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2018.tde-21092018-143710. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/29428. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O presente trabalho propõe o desenvolvimento de uma nova metodologia para a medida da reatividade no reator IPEN/MB-01 baseada nas técnicas de análise de ruído microscópico e macroscópico e no modelo de duas regiões das equações de cinética pontual. Diferentemente dos demais modelos teóricos da cinética pontual, o modelo de duas regiões adotado neste trabalho considera o reator como um sistema acoplado, sendo possível explicitar o núcleo e o refletor matematicamente nas equações de cinética. O estudo do efeito do refletor e da sua contribuição na reatividade é inédito e, para que seja viável, os parâmetros cinéticos relacionados ao refletor devem ser obtidos. A principal vantagem da metodologia proposta é a obtenção dos parâmetros cinéticos do refletor de modo puramente experimental. Com a finalidade de validar este novo método, uma série de experimentos envolvendo diferentes tipos de refletores foi realizada no reator IPEN/MB-01. Foram utilizados os refletores de água leve, aço inox (SS-304) e de água pesada. Utilizou-se a técnica de análise de ruído Rossi-α em vários estados subcríticos para a obtenção dos parâmetros do refletor. Empregou-se também a técnica de Densidades Espectrais para a comparação entre os dados experimentais. Além disso, foi utilizado o código computacional de física de reatores MCNP-5, com a biblioteca de dados nucleares ENDF/B-VII.0, para o cálculo da reatividade a partir do fator de multiplicação efetivo (keff) para cada uma das configurações realizadas experimentalmente. A partir das equações de cinética pontual do modelo de duas regiões foram obtidas as expressões teóricas, que foram utilizadas para o ajuste por mínimos quadrados aos dados experimentais. O tempo de vida dos nêutrons no refletor (τr) e no núcleo (τC) e a fração desses nêutrons que retornam ao núcleo (f) foram obtidos como parâmetros do ajuste e utilizados para o cálculo da reatividade a partir da equação Inhour de duas regiões. São apresentados os resultados experimentais e teóricos referentes ao núcleo padrão com refletor de água leve, refletor de aço inox e refletor de água pesada. Todos os experimentos utilizaram a configuração de 26x28 varetas combustíveis com detectores operando em modo pulso.

Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; zero power reactors; measuring methods; monte carlo method; neutron reflectors; neutron sources; reactivity units; reactor cores; reactor kinetics; reactor noise; reactor operation; reflector savings; signal-to-noise ratio; stainless steels

GONNELLI, EDUARDO. Determinação experimental e análise dos tempos de geração de nêutrons do núcleo e do refletor e da fração de retorno do refletor em várias configurações do reator IPEN/MB-01 e seus impactos na determinação da reatividade do sistema. Orientador: Adimir dos Santos. 2017. 88 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2018.tde-29012018-110319. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/28477. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Neste trabalho, as doses absorvidas produzidas em água pelo feixe de radiação de um Acelerador Linear Clínico - CLINAC 600C TM (Varian), com feixes de fótons de 6MV, foram avaliadas teórica e experimentalmente em configurações de campos quadrados, em seguida, em configurações de campos estreitos e circulares, obtidos com um colimador micro multi-lâminas - mMLC m3TM (BrainLab). A avaliação teórica foi feita por meio de cálculos com o Método de Monte Carlo. As curvas de porcentagem de dose profunda PDP e respectivas razões tecido máximo TMRs derivadas, do CLINAC 600C, medidas experimentalmente, foram validadas por meio de comparações com valores de referência, bem como com medidas usando diferentes detectores. Os resultados indicam diferenças menores que 5% pontualmente e em média menores que 1,5% para cada campo avaliado, quando comparados aos valores do comissionamento anterior (realizado no ano de 1999) e aos valores da literatura. Na comparação das medidas feitas com câmara de ionização e com diodo, a média das diferenças pontuais das curvas de PDP foi de -0,6% e as diferenças entre os perfis laterais de dose ficaram dentro de 1%, na região plana. O diodo fornece medidas de perfil com melhor resolução espacial. Os fatores relativos de dose dos campos abertos, atualizados, concordam com os valores de referência anteriores dentro de 1,03% de discrepância. As curvas de distribuição de dose absorvida em água, atualizadas, são, agora, consideradas de referência e permitem caracterizar o feixe desse CLINAC para o cálculo de dose em pacientes. Os espectros de fótons resultantes das simulações por Monte Carlo com os códigos PENELOPE e MCNP concordam em aproximadamente 80% dos pontos amostrados, sendo que as energias médias de (1,6 ± 0,3)MeV, com o MCNP, e de (1,72 ± 0,08)MeV, com o PENELOPE, são coincidentes. O modelo de fonte simples do CLINAC 600C, criado com o código PENELOPE, permite calcular as distribuições de dose em água, de campos abertos, com discrepâncias da ordem de ±1,0% na dose e de ±0,1 cm na posição, se comparados a medidas experimentais. Esses valores de discrepância atingem os critérios propostos inicialmente para validar o modelo de simulação e garantir sua aplicabilidade nas avaliações dosimétricas da Radioterapia desse CLINAC. A descrição geométrica do mMLC m3 para fins de simulação pelo Método de Monte Carlo, utilizando o código PENELOPE, foi considerada satisfatória ao permitir avaliar a transmissão desse colimador dentro de uma incerteza de ±0,2% e calcular uma subdosagem média de (11,4±2,0)%, devida ao efeito lingüeta-vão, que coincide com o valor determinado experimentalmente de (12,5±2,7)%, específicos para esse projeto de colimador. Os programas de simulação por Monte Carlo, que fazem o uso de um modelo de fonte simples do CLINAC 600C, combinado com o modelo completo do mMLC m3, permitiram calcular PDPs em água, de campos conformados, dentro do intervalo de ±1% de discrepância, enquanto que os fatores relativos de dose de campos conformados pelo mMLC puderam ser calculados com incertezas que variam de 1 a 3% concordando com os valores experimentais. Esses campos avaliados representam campos próximos àqueles usados nos tratamentos. Os resultados do trabalho garantem um conhecimento dosimétrico maior do colimador micro multi-lâminas m3, utilizado nas técnicas de radioterapia e radiocirurgia estereotáxica tridimensionais, e fornece uma ferramenta útil na avaliação das doses produzidas em configurações de campos complexas.

Palavras-Chave: radiotherapy; surgery; dosimetry; radiation doses; linear accelerators; photon beams; monte carlo method; p codes; simulation; quality control

VIEIRA, ANDRÉ M. de M. Dosimetria dos sistemas de radiocirurgia estereotáxica com aceleradores lineares equipados com colimadores micro multi-lâminas. Orientador: Laura Natal Rodrigues. 2008. 101 f. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2008.tde-03052012-100016. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/11608. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A Terapia de Captura de Nêutron por Boro (BNCT) é uma terapia de combate ao câncer bimodal, na qual a energia útil da terapia vem da reação nuclear que ocorre pelo Boro quando irradiado com nêutrons térmicos. No IPEN há uma instalação de pesquisas em BNCT, na qual o feixe de radiação contendo nêutrons é proveniente do reator IEA-R1. Como condição desta terapia é necessário realizar a dosimetria do feixe de radiação, que atualmente é feito com o uso de folhas de ativação, para cálculo do fluxo de nêutrons, e do dosímetro TLD 400, para estimativa da dose gama. Para campos mistos de nêutrons e gamas, a Comissão Internacional de Unidades e Medidas (ICRU) recomenda o uso de dosímetros com sensibilidades distintas para as componentes do feixe, como o caso do par TLD 600 e TLD 700 que apresentam sensibilidades distintas a nêutrons térmicos, devido à diferente quantidade do isótopo 6Li em sua composição, o qual apresenta uma alta seção de choque para nêutrons térmicos. Este trabalho constou da realização de simulações e experimentos visando a implementação da metodologia de dosimetria utilizando o par TLD 600 e TLD 700 e sua comparação com a metodologia atualmente utilizada pelo grupo de pesquisa em BNCT, que utiliza o TLD 400. Portanto, foi realizado um estudo das respostas de cada um destes TLDs a partir de irradiações em diferentes campos e sempre utilizando simulações com o MCNP para fornecer a discriminalização das componentes de dose depositadas em cada TLD. Foram realizadas varias irradiações em campo de gama puro e em campo misto de nêutrons e gamas para o estudo da reprodutibilidade destes TLDs. Este estudo mostrou que mesmo TLDs do mesmo tipo têm sensibilidades distintas, e assim foi criado um Fator de Normalização para cada um dos TLDs, eliminando assim a necessidade de selecionamento. Foi realizado um estudo sobre a diferença das respostas destes TLDs devido à diferentes campos. Este estudo mostrou ser possível estimar o fluxo relativo entre gamas e nêutrons a partir da relação existente entre as duas regiões de interesse dos TLDs 600 e 700. Também foi possível observar que o TLD 700 apresenta resposta para nêutrons, e se a recomendação da ICRU for seguida, a resposta devido à radiação gama será superestimada. Foram obtidas as curvas de calibração dose resposta destes TLDs para campos de gamas puro e campos mistos. Este trabalho propõe o uso desta metodologia com o uso do par TLD 600 e TLD 700, por apresentar maior precisão de resposta frente a atual metodologia que utiliza o TLD 400, porém precauções devem ser tomadas para evitar que a dose gama seja superestimada.

Palavras-Chave: thermoluminescent dosimetry; monte carlo method; neutron capture therapy; thermal neutrons; neutron flux; boron 10; gamma dosimetry; field emission; radiation dose units; measuring instruments; lithium 6; neoplasms; radiation effects; radiotherapy; iear-1 reactor

CAVALIERI, TASSIO A. Emprego do NCNP no estudo dos TLDs 600 e 700 visando a implementação da caracterização do feixe de irradiação na instalação de BNCT do IEA-R1. Orientador: Paulo de Tarso Delledone Siqueira. 2013. 121 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-19112013-135350. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10565. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A radioimunoterapia (RIT) faz uso de anticorpos monoclonais conjugados com radionuclídeos emissores α ou β-, ambos para terapia. O tratamento baseia-se na irradiação e destruição do tumor, preservando os órgãos normais quanto ao excesso de radiação. Radionuclídeos emissores β- como 90Y, 131I, 177Lu e 188Re, são úteis para o desenvolvimento de radiofármacos terapêuticos e, quando associados a AcM como o Anti-CD20 são importantes principalmente para o tratamento de Linfomas Não Hodgkins (LNH). 188Re (Eβ- = 2,12 MeV; Eγ= 155 keV; t1/2 = 16,9 h) é um radionuclídeo atrativo para RIT. O Centro de Radiofarmácia do IPEN possui um projeto que visa a produção do radiofármaco 188Re-Anti-CD20. Com isso,este estudo foi proposto para avaliar a eficácia desta técnica de marcação para tratamento em termos compartimentais e dosimétricos. O objetivo deste trabalho consistiu na compararação da marcação do AcM anti-CD20 com 188Re com a marcação do anticorpo com 90Y, 131I, 177Lu e 99mTc (pelas suas características químicas similares) e 211At, 213Bi, 223Ra e 225Ac. Através do estudo de técnicas de marcação relatadas em literatura, foi proposto um modelo compartimental para avaliação de sua farmacocinética e estudos dosimétricos, de alto interesse para a terapia. A revisão de dados publicados na literatura, possibilitou demonstrar diferentes procedimentos de marcação, rendimentos de marcação, tempo de reação, impurezas e estudos de biodistribuição. O resultado do estudo mostra uma cinética favorável para o 188Re, pelas suas características físicas e químicas frente aos demais radionuclídeos avaliados. O estudo compartimental proposto descreve o metabolismo do 188Re-anti-CD20 através de um modelo compartimental mamilar, que pela sua análise farmacocinética, realizada em comparação aos produtos marcados com emissores β-: 131I-antiCD20, 177Lu-anti-CD20, o emissor γ 99mTc-anti-CD20 e o emissor α 211At-Anti-CD20, apresentou uma constante de eliminação de aproximadamente 0,05 horas-1 no sangue do animal. A avaliação dosimétrica do 188Re-Anti-CD20 foi realizada através de duas metodologias: pelo método de Monte Carlo e pelo uso de uma fonte pontual β- através da Fórmula de Loevinger via programa Excel. Através da Fórmula de Loevinger fez-se a validação do método de Monte Carlo para a dosimetria do 188Re-Anti-CD20 e dos demais produtos. As doses e as taxas de doses obtidas pelos dois métodos foram avaliadas em comparação à dosimetria do 90Y-Anti-CD20, 131I-Anti-CD20 e do 177Lu-Anti-CD20, obtidas pela mesma metodologia. O estudo de dose foi realizado utilizando modelos matemáticos considerando um camundongo nude de 25g, simulando diferentes tamanhos de tumor e diferentes formas de distribuição do produto dentro do animal. De acordo com os resultados obtidos, pela energia de emissão β-, 188Re-Anti-CD20 apresenta maior deposição de energia para tumores volumosos em relação aos demais produtos avaliados. Em uma simulação com 100% do produto captado pelo tumor, 89% da dose total manteve-se absorvida pelo tumor, preservando a integridade de ógãos críticos como coração (2%), pulmões (5%), coluna (4%), fígado (0,014%) e rins (0,0007%). Em uma simulação onde há uma biodistribuição do produto no organismo do animal, 38% da dose total é absorvida pelo tumor e >3% é absorvida pela coluna. Nessa situação mais próxima da realidade, a extrapolação dos dados para um humano de 70kg, mostrou que a dose absorvida no tumor corresponde a cerca de 33%; na coluna 7% e o coração receberia uma dose de 35% do total. A análise compartimental e dosimétrica apresentada neste trabalho, realizada através do uso de um modelo animal para o 188Re-Anti-CD20 mostra que o produto desenvolvido e apresentado em literatura é candidato promissor para a RIT.

Palavras-Chave: antigens; antigen-antibody reactions; rhenium 188; yttrium 90; iodine 131; lutetium 177; technetium 99; astatine 211; bismuth 213; radium 223; actinium 225; physical chemistry; labelled compounds; radiation dose distributions; dose limits; dosimetry; monte carlo method; calculation methods; tumor cells; neoplasms; radiotherapy; immunotherapy; radioimmunotherapy; radionuclide kinetics

KURAMOTO, GRACIELA BARRIO. Estudo compartimental e dosimétrico do anti-CD20 marcado com 188Re. Orientador: João Alberto Osso Júnior. 2016. 141 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2016.tde-14032016-095417. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26599. Acesso em: $DATA.

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Abstract: O presente trabalho se propôs ao desenvolvimento de uma metodologia para o tratamento das incertezas do método k0 de Análise por Ativação Neutrônica (AAN), de forma abrangente e acurada, aplicando a metodologia de Análise por Covariâncias. Todos os parâmetros envolvidos na determinação da concentração de um elemento estudado foram analisados de forma criteriosa, estabelecendo as correlações entre eles. Também foram estabelecidas as possíveis correlações entre as concentrações de elementos diferentes, para a mesma amostra e em amostras diferentes. Este procedimento gerou um número grande de correlações que foram tratadas rigorosamente. Os dados para análise foram obtidos experimentalmente, por meio de irradiações efetuadas na posição de irradiação 24A próxima ao núcleo do reator de pesquisas IEA-R1 do IPEN-CNEN/SP. Os parâmetros α e ƒ, de caracterização do campo neutrônico, foram determinados, aplicando-se vários métodos apresentados na literatura. Um tratamento estatístico detalhado foi aplicado a cada uma das medidas, verificando-se as diversas incertezas parciais e suas correlações. Com o objetivo de aprofundar o estudo, foram escolhidos os alvos de 64Zn e 68Zn, para os quais foram determinados experimentalmente os parâmetros nucleares k0 e Q0, que apresentavam discrepâncias na literatura. Os valores destes parâmetros para o 64Zn resultaram 5,63(8) × 10-3 e 1,69(6), respectivamente. Para o 68Zn, resultaram 4,00(6) × 10-4 e 2,34(4), respectivamente. Estes valores foram comparados com os dados existentes na literatura. O método de Monte Carlo foi aplicado em diversas fases do estudo, para permitir a determinação acurada de alguns parâmetros, necessários para a análise completa dos dados.

Palavras-Chave: uncertainty principle; data covariances; iear-1 reactor; neutron activation analysis; zinc 64; zinc 68; monte carlo method

CARDOSO, VANDERLEI. Estudo das covariâncias envolvidas no método ko de análise por ativação neutrônica. Orientador: Mauro da Silva Dias. 2011. 119 f. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2011.tde-09052012-150636. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10074. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Profissionais da área aeronáutica, como pilotos e comissários de bordo, são submetidos a doses de radiação de origem cósmica, que podem ser maiores do que as doses médias dos trabalhadores da indústria nuclear. A diversidade de partículas de altas energias presentes no campo de radiação a bordo das aeronaves torna complexa a mensuração da dose e requer cuidados especiais em relação aos sistemas de dosimetria a serem empregados nesta área. A Força Aérea Brasileira, por meio de seu Instituto de Estudos Avançados (IEAv /DCTA), em conjunto com o Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN / CNEN -SP) vem estudando o assunto desde 2008. Um protótipo de detector de radiação passivo para medições em aeronaves foi previamente construído e testado em condições de voo e de laboratório. O detector é capaz de medir a grandeza dosimétrica conhecida como dose absorvida (usando dosímetros passivos), que serão posteriormente correlacionados ao equivalente de dose ambiente e à dose efetiva recebidos por profissionais da área aeronáutica. Neste contexto, uma abordagem teórica por meio de simulações Monte Carlo com os códigos computacionais MCNP5 e MCNPX, foi usada para modelar e caracterizar a resposta do detector em determinadas condições experimentais. Este trabalho apresenta os resultados preliminares da modelagem computacional, com ênfase especial na comparação entre a grandeza fundamental dose absorvida (mensurada e simulada) e sua relação com o equivalente de dose ambiente e dose efetiva para este detector.

Palavras-Chave: air transport; aviation personnel; cosmic radiation; radiation doses; radiation detectors; monte carlo method; m codes

MENCARINI, LEONARDO de H. Estudo do comportamento de um detector de radiação passivo para fins aeronáuticos utilizando o método Monte Carlo. Orientador: Linda Viola Ehlin Caldas. 2013. 97 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-07022014-095250. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10611. Acesso em: $DATA.

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