Navegação Teses por assunto "m codes"

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  • IPEN-DOC 15613

    TADA, ARIANE . Analise dosimetrica de fontes de radiacao para uso em lesoes dermatologicas / Dosimetric analysis of radiation sources for use dermatological lesions . 2010. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 100 p. Orientador: Helio Yoriyaz. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-02082011-125808

    Abstract: As lesões dermatológicas submetidas à terapia com fontes de radiação podem apresentar diferentes padrões de malignidade. Os tumores de pele mais comumente encontrados nos serviços de radioterapia são os carcinomas. A radioterapia de lesões dermatológicas é realizada com feixes de radiação de baixa penetração como os raios-X de ortovoltagem, feixes de elétrons e fontes radioativas (192Ir, 198Au, e 90Sr) arranjadas em moldes superficiais ou aplicadores metálicos. O presente trabalho teve como objetivo analisar o perfil de distribuição de dose terapêutica produzida por fontes de radiação utilizadas em procedimentos radioterápicos em lesões superficiais da pele. As medidas experimentais, para as análises dosimétricas das fontes de radiação, foram comparadas com cálculos obtidos no sistema computacional baseado no Método de Monte Carlo. Os resultados obtidos com os cálculos computacionais através do código MCNP-4C apresentaram uma boa concordância com as medidas experimentais. As comparações das medidas experimentais com os cálculos obtidos através do código MCNP-4C, foram utilizadas para validar os cálculos e assim possibilitar o uso de dados de simulação para aplicação em casos clínicos de rotina. A comparação entre diferentes modalidades podem fornecer um indicativo dos procedimentos mais adequados em cada caso clínico.

    Palavras-Chave: skin diseases; carcinomas; radiation dose distributions; radiotherapy; beams; monte carlo method; m codes; comparative evaluations; simulation

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  • IPEN-DOC 05404

    DECCO, CLAUDIA C.G. . Analise temporal das oscilacoes espaciais de xenonio em reatores de pequeno porte. 1997. Dissetacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 70 p. Orientador: Joao Manoel Losada Moreira.

    Palavras-Chave: pwr type reactors; xenon oscillations; time dependence; power density; m codes; c codes

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  • IPEN-DOC 11528

    TAKEDA, MAURO N. . Aplicação do método de Monte Carlo no estudo da padronização de radionuclídeos com esquema de desintegração complexos em sistema de coincidencias 4-pi-beta-gama. 2006. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. p. Orientador: Mauro da Silva Dias. DOI: 10.11606/T.85.2006.tde-31052007-145307

    Abstract: O presente trabalho descreve uma nova metodologia desenvolvida para modelar o comportamento da atividade em sistema de coincidência 4π(PC)β-γ. As eficiências para elétrons no detector proporcional (PC) e para radiação gama no detector de NaI(Tl) foram calculadas utilizando o programa de Monte Carlo MCNP4C. Outro código de Monte Carlo foi desenvolvido para seguir o caminho no esquema de desintegração desde o estado inicial do radionuclídeo precursor, até o estado fundamental do núcleo filho. Cada etapa do esquema de desintegração é selecionada por meio de números aleatórios levando em conta as probabilidades de cada ramo β- ou captura eletrônica, as probabilidades de transição e os coeficientes de conversão interna. Uma vez que o estado final tenha sido atingido é verificado se houve detecção de eventos beta, captura eletrônica ou transições gama, e os eventos para os três espectros, beta, gama e coincidência são contabilizados. A variação da eficiência beta pode ser feita através da simulação de corte na energia detectada ou pela utilização de absorvedores (Collodion). Foram escolhidos para a simulação os radionuclídeos 134Cs, 72Ga que se desintegram por transição β-, 133Ba que se desintegra por captura eletrônica e 35S que é um emissor beta puro. Para este último foi simulando o Método do Traçador. As curvas de extrapolação obtidas por Monte Carlo foram ajustadas pelo Método dos Mínimos Quadrados com os pontos experimentais e comparados com os resultados obtidos pelo Método da Extrapolação Linear.

    Palavras-Chave: beta decay; coincidence spectrometry; computerized simulation; counting rates; efficiency; measuring instruments; energy resolution; experimental data; four-pi detectors; m codes; monte carlo method

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  • IPEN-DOC 16330

    CINTRA, FELIPE B. de . Avaliacao da metodologia de calculo de dose em microdosimetria com fontes de eletrons com o uso do codigo MCNP5 / Evaluation of the methodology for dose calculation in microdosimetry with electrons sources using the MCNP5 code . 2010. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 113 p. Orientador: Helio Yoriyaz. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-08082011-154526

    Abstract: Este trabalho realizou uma comparação entre alguns dos principais códigos de transporte que empregam a abordagem estocástica de Monte Carlo para aplicação em cálculos dosimétricos em Medicina Nuclear. Foram analisados com detalhes os diversos modelos físicos e numéricos utilizados pelo código MCNP5 em relação códigos como Penelope e EGS. A identificação de suas potencialidades e limitações para solução de problemas microdosimétricos foram destacados. A metodologia condensada usada pelo MCNP resultou em valores para energia depositada normalmente menores, evidenciando uma conhecida característica do método das historias condensadas: o fato de subestimar tanto o número de colisões ao longo da trajetória do elétron quanto do número de partículas secundárias criadas. O uso de códigos de transporte como Penelope e MCNP em escalas micrométricas recebeu especial atenção neste trabalho. Códigos classe I e II foram estudados e seus principais recursos foram explorados visando o transporte de elétrons, que são de especial importância em dosimetria. Espera-se que a avaliação das metodologias disponíveis, aqui abordadas contribua para um maior entendimento do comportamento de tais códigos principalmente para esta classe de problemas, comuns em microdosimetria.

    Palavras-Chave: microdosimetry; dosemeters; electron sources; calculation methods; monte carlo method; computer codes; m codes

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  • IPEN-DOC 18031

    GIGLIOLI, MILENA . Avaliação da distribuição da dose absorvida em radioterapia com campos irregulares e alargados / Evaluation of absorbed dose distribution in radiotherapy with irregular and extended fields . 2012. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 130 p. Orientador: Helio Yoriyaz. DOI: 10.11606/D.85.2012.tde-29062012-103322

    Abstract: Na elaboração do planejamento do tratamento de câncer com radiações ionizantes, o médico radioterapêuta, através dos protocolos clínicos, determina a dose de radiação diária para cada tipo específico de tumor e, junto com o físico, durante os procedimentos de simulação dos campos de tratamento, fazem a localização das áreas a serem tratadas. Em alguns casos, os campos de radiação apresentam dimensões extensas visando englobar todo o volume alvo, o que pode exigir a proteção de regiões anatômicas e órgãos vitais localizados no interior da área irradiada ou mesmo circunvizinhas ao volume alvo, a fim de se garantir o limite de dose absorvida tolerável por estes órgãos. Em geral, estes órgãos críticos localizam-se fora do eixo central do feixe de radiação, até mesmo próximo da periferia do campo, justificando a importância da determinação da dose de radiação em pontos situados fora do feixe central e do isocentro de tratamento, buscando dimensionar as colimações de proteção que dependem do seu posicionamento, da dose de tolerância do ponto anatômico e dos parâmetros radiométricos do equipamentos de radiação utilizados. Este trabalho apresenta uma análise da distribuição de dose absorvida em pontos situados fora do eixo central do feixe de radiação durante procedimentos de radioterapia com campos extensos e irregulares. O código computacional MCNP5 foi usado para construir duas modelagens do cabeçote de um acelerador linear clínico, utilizado como fonte de radiação, e simular o perfil radiométrico do feixe de tratamento para campos irregulares e alargados. Foram realizadas medidas experimentais da curva de Porcentagem de Dose Profunda (PDP) e perfil de dose utilizando câmara de ionização, detectores de diodos e filmes radiográficos. Os valores experimentais foram comparados com os perfis de dose simulados para realização do processo de validação dos cálculos. Após a validação, casos clínicos foram simulados como forma de aplicação da metodologia apresentada.

    Palavras-Chave: dosimetry; radiation doses; dose rates; field emission; beam profiles; beam monitoring; tumor cells; neoplasms; radiotherapy; monte carlo method; m codes

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  • IPEN-DOC 20158

    SILVA, ALEXANDRE F.P. da . Calibração da potência do reator IPEN/MB-01 na configuração cilíndrica de menor excesso de reatividade obtida a partir da medida absoluta do fluxo médio de nêutrons / Power calibration of the IPEN/MB-01 reactor for the cylindrical configuration of minor reactivity excess obtained from the measurements of the absolute average neutron flux . 2014. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 162 p. Orientador: Ulysses d'Ultra Bitelli. DOI: 10.11606/D.85.2014.tde-08102014-084019

    Abstract: A ativação de folhas de ouro é uma das técnicas mais usadas para obter dados experimentais e assim comparar os resultados obtidos com aqueles calculados usando metodologias específicas e seus respectivos dados nucleares. Através da irradiação de folhas de ativação e posterior medida da atividade nelas induzida é possível determinar o fluxo de nêutrons no local da irradiação. O nível da potência de operação do reator é um parâmetro diretamente proporcional ao fluxo médio de nêutrons no núcleo do reator. O objetivo deste trabalho é obter, pela irradiação de folhas de ouro posicionadas simetricamente dentro do núcleo, utilizando a configuração cilíndrica que apresenta o menor excesso de reatividade, a potência gerada pela distribuição espacial do fluxo de nêutrons térmicos e epitérmicos no núcleo do reator IPEN/MB-01 e assim, calibrar seus canais nucleares. As folhas foram colocadas em uma placa de Lucite e irradiadas com e sem cobertura de cádmio, para se obter o valor absoluto de nêutrons térmicos e epitérmicos. A correlação entre a potência média do fluxo de nêutrons, como resultado da irradiação das folhas de ouro e, a potência média obtida a partir da aquisição de valores digitais dos canais nucleares, permite calibrar os canais nucleares do reator. Em 2008 foi feita a correlação para a configuração de núcleo retangular que resultou em uma calibração específica do nível de potência de operação para esta configuração geométrica de núcleo. Assim, esta calibração não pode ser utilizada como referência para a configuração em questão, ou seja, a cilíndrica, pois os parâmetros nucleares de distribuição de fluxo não são os mesmos, pois a distribuição difere para cada tipo de distribuição geométrica de núcleo. Além disto, o conhecimento preciso da potência de operação do reator nos permite obter os valores absolutos de fluxos de nêutrons e assim validar a metodologia de cálculo utilizada para este propósito.

    Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; calibration; cylindrical configuration; reactivity; neutron flux; m codes

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  • IPEN-DOC 19925

    GONCALVES, VINICIUS D.. Caracterização da dose em pacientes devido a produção de imagem de raios-X utilizadas em radioterapia guiada por imagem - IGRT / Characterization of dose in patients due to production ox X-ray images used in image-guired radiotherapy - IGRT . 2014. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 54 p. Orientador: Helio Yoriyaz. DOI: 10.11606/D.85.2012.tde-18022014-154354

    Abstract: O processo de radioterapia consiste em várias etapas, iniciando na indicação pelo médico. O plano de tratamento passa então por um processo denominado simulação, onde é adquirida uma série de imagens por tomografia computadorizada que são transferidas para o sistema de planejamento, onde a delineação dos volumes alvos e tecidos normais adjacentes serão realizadas. Após a delineação desses volumes, no sistema de planejamento são colocados os campos de irradiação e a dose desejada conforme prescrição médica. O sistema de planejamento calcula então a dose que o volume alvo e os tecidos adjacentes poderão receber. Se estas doses estão dentro dos padrões aceitáveis, o planejamento então é aprovado e enviado ao acelerador linear para a execução do tratamento. Antes da execução do tratamento, é realizada uma imagem, seja através de filme radiográfico ou digitalmente, para avaliar a posição no paciente na mesa de tratamento. Se a localização do paciente está correta, a dose é então liberada. Esse protocolo de aquisição de imagem é denominado como Radioterapia Guiada por Imagem (IGRT). A quantidade de radiografias de posicionamento segue um protocolo definido conforme a região a ser irradiada. Como resultado deste procedimento, sabe-se que uma determinada dose adicional é recebida pelos pacientes, tornando-se um fator importante a ser determinado. Esta avaliação foi realizada através da simulação de Monte Carlo, utilizando o código MCNP. Para isso foi realizada primeiramente toda a caracterização da fonte de raios X com uso de câmaras de ionização e dosimetros TL juntamente com as simulações no MCNP. Após essa caracterização, as imagens e as estruturas do planejamento radioterápico foram convertidas para serem utilizadas no código MCNP. Para que as doses fossem calculadas nos principais órgãos de risco no tratamento de próstata: bexiga, reto e cabeças de fêmur direita e esquerda.

    Palavras-Chave: radiotherapy; planning; radiation doses; radiation protection; simulation; images; linear accelerators; monte carlo method; m codes; radiation dose distributions

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  • IPEN-DOC 20851

    SANTOS, DIOGO F. dos . Caracterização dos campos neutrônicos obtidos por meio de armadilhas de nêutrons a partir da utilização de água pesada (D2O) no interior do núcleo do reator nuclear IPEN/MB-01 / Characterization of the neutronic fields obtained by means of flux traps from heavy water (D2O) inside the core of the IPEN/MB-01 nuclear reactor . 2015. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 2018 p. Orientador: Ulisses d'Ultra Bitelli. DOI: 10.11606/D.85.2015.tde-22052015-135739

    Abstract: Os experimentos realizados e apresentados nesta dissertação resultaram na caracterização neutrônica de núcleos na configuração cilíndrica com 30 varetas combustíveis de diâmetro com um espaço, criado pela retirada de 16 varetas centrais, preenchido com água leve (H2O) ou água pesada (D2O) no reator nuclear de pesquisa IPEN/MB-01. Nestes núcleos, efetuou-se experimentos de correlação de canais nucleares, calibração de barras de controle e irradiação de detectores de ativação de diversos materiais em forma de folhas, cujas faixas energéticas de atuação abrangem grande parte do espectro de nêutrons do núcleo do reator, para a obtenção de parâmetros nucleares, como excessos de reatividade, reatividades totais, atividades saturadas por núcleo alvo, razões espectrais, razões de cádmio e fluxo de nêutrons multigrupo. Com a irradiação de fios de ativação de ouro na parte radial foram obtidas as formas espaciais dos fluxos de nêutrons térmicos e epitérmicos. Os resultados mostraram as características espectrais dessa nova configuração com o espaço das 16 varetas combustíveis preenchido com os dois materiais moderadores. No espaço com a água leve houve um aumento significativo de 294% do fluxo de nêutrons térmicos em comparação com a configuração padrão retangular de 28×26 varetas combustíveis. Com a água pesada aumentou-se a reatividade do sistema com ρ = (783 ± 54) pcm a mais de excesso de reatividade que na configuração com água leve. Os resultados calculados foram simulados nos códigos computacionais MCNP5, SANDBP e CITATION, onde se obtiveram resultados acurados e precisos para as atividades saturadas por núcleo alvo, as distribuições energéticas e espaciais dos fluxos de nêutrons da parte ativa e de parte do refletor e as comparações diretas das seções de choque entre as razões espectrais experimentais e calculadas.

    Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; reactor cores; neutron flux; spatial distribution; cylindrical configuration; fuel rods; activation analysis; thermal neutrons; heavy water; simulation; m codes; s codes; c codes; water cooled reactors

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  • IPEN-DOC 15704

    COELHO, TALITA S. . Desenvolvimento de um sistema de dosimetria para aplicadores de betaterapia de 90Sr+90Y / Dosimetry system development for 90Sr+90Y betatherapy applicators . 2010. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 107 p. Orientador: Helio Yoriyaz. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-29082011-103746

    Abstract: Os aplicadores de 90Sr+90Y utilizados no Brasil em betaterapia para prevenção de quelóide e pterígio são importados e suas características dosimétricas são obtidas através de tabelas e manuais dos fabricantes apenas de forma ilustrativa pelos fabricantes. A rotina exaustiva dos profissionais de física médica nos serviços de radioterapia muitas vezes não viabiliza a realização de procedimentos para confirmação destes parâmetros. Este trabalho apresenta o desenvolvimento de uma metodologia para dosimetria de aplicadores de betaterapia de 90Sr+90Y. O software MCNP5 que é baseado no método de Monte Carlo foi utilizado para simulação das curvas de porcentagem de dose profunda e perfis de distribuição de dose produzidos por estes aplicadores. As medidas experimentais da atenuação da radiação, perfil radial e axial, foram realizadas com uma mini-câmara de extrapolação, dosímetros termoluminescentes e filmes radiocrômicos. Os resultados das medidas experimentais foram comparados com os valores simulados. Ambas as curvas de porcentagem de dose profunda e os perfis de distribuição de dose radiais, teóricos e experimentais, apresentaram boa concordância, o que pode validar o uso do software MCNP5 para estas simulações, reforçando a viabilidade do uso deste método nos procedimentos de dosimetria destas fontes emissoras de radiação beta.

    Palavras-Chave: radiotherapy; radiation sources; beta sources; strontium 90; yttrium 90; thermoluminescent dosimetry; m codes; monte carlo method; skin diseases

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  • IPEN-DOC 20699

    COSTA, PRISCILA . Desenvolvimento de uma metodologia para caracterização do filtro cuno do reator IEA-R1 utilizando o método de Monte Carlo / Development of methodology for characterization of cartridge filters from the IEA-R1 using the Monte Carlo method . 2014. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 53 p. Orientador: Ademar José Potiens Junior. DOI: 10.11606/D.85.2015.tde-23032015-081657

    Abstract: O filtro cuno faz parte do circuito de tratamento de água do reator IEA-R1 que , quando saturado, é substituído, se tornando um rejeito radioativo que deve ser gerenciado. Neste trabalho foi realizada a caracterização primária do filtro cuno do reator nuclear IEA-R1 do IPEN utilizando-se espectrometria gama associada ao método de Monte Carlo. A espectrometria gama foi realizada utilizando-se um detector de germânio hiperpuro (HPGe). O cristal de germânio representa o volume ativo de detecção do detector HPGe, que possui uma região denominada camada morta ou camada inativa. Na literatura tem sido reportada uma diferença entre os valores experimentais e teóricos na obtenção da curva de eficiência desses detectores. Neste trabalho foi utilizado o código MCNP-4C para a obtenção da calibração em eficiência do detector para a geometria do filtro cuno, onde foram estudadas as influências da camada morta e do efeito de soma em cascata no detector HPGe. As correções dos valores de camada morta foram realizadas variando-se a espessura e o raio do cristal de germânio. O detector possui 75,83 cm3 de volume ativo de detecção, segundo informações fornecidas pelo fabricante. Entretanto os resultados encontrados mostraram que o valor de volume ativo real é menor do que o especificado, onde a camada morta representa 16% do volume total do cristal. A análise do filtro cuno por meio da espectrometria gama, permitiu a identificação de picos de energia. Por meio desses picos foram identificados três radionuclídeos no filtro: 108mAg, 110mAg e 60Co. A partir da calibração em eficiência obtida pelo método de Monte Carlo, o valor de atividade estimado para esses radionuclídeos está na ordem de MBq.

    Palavras-Chave: iear-1 reactor; filters; water treatment; radioactive wastes; gamma spectroscopy; monte carlo method; high-purity ge detectors; m codes; calibration

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  • IPEN-DOC 13943

    FANARO, LEDA C.C.B. . Determinacao experimental de indices espectrais por varredura gama de vareta combustivel no reator IPEN/MB-01 / Experimental determination of spectral indices by scanning of fuel rod in the IPEN/MB-01 reactor . 2009. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 133 p. Orientador: Adimir dos Santos. DOI: 10.11606/T.85.2009.tde-30102009-150131

    Abstract: Neste trabalho foram determinados experimentalmente os índices espectrais 28r* e 25d* e o fator de eficiência de contagem gama através da técnica de varredura gama de varetas combustíveis no reator nuclear IPEN/MB-01. A vantagem deste método experimental consiste no fato de terem sido eliminados a maioria dos fatores de correção advindos dos cálculos, permanecendo somente os fatores de rendimento médio de fissão e a fração de fissão no 235U na determinação do 25d*. Os experimentos foram efetuados com luvas de cádmio de diferentes espessuras: 0,55 mm, 1,10 mm e 2,20 mm. As incertezas experimentais inferiores a 1% e a excelente caracterização dos dados geométricos e materiais do reator IPEN/MB-01 permitem utilizar os resultados obtidos como benchmark para a validação de bibliotecas de dados nucleares. Sendo assim, foi utilizado o programa MCNP-5 com as bibliotecas de dados nucleares: ENDF/B-VI.8, ENDF/B-VII.0, JENDL-3.3 e JEFF-3.1. A comparação entre os valores advindos dos cálculos e os resultados experimentais mostrou que houve progressos sensíveis com as bibliotecas de dados nucleares atuais. Os desvios entre a comparação dos valores calculados e os resultados experimentais são inferiores a 2 %, sendo que o melhor desempenho foi obtido com a biblioteca de dados nucleares ENDF/B-VII.0 e a incerteza máxima na comparação dos resultados foi de -1,4 %, para as bibliotecas de dados nucleares JEFF-3.1 e JENDL-3.3.

    Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; fuel rods; uranium 235; uranium dioxide; cadmium; configuration control; criticality; uncertainty principle; gamma spectroscopy; delayed neutron fraction; computer codes; m codes; t codes

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  • IPEN-DOC 17711

    NUNES, BEATRIZ G. . Determinação exerimental de razões espectrais e do espectro de energia dos nêutrons no combustível do reator nuclear IPEN/MB-01 / Experimental determination of spectral ratios and of neutrons energy flux in the fuel of the nuclear reactorIPEN/MB-01 . 2012. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 154 p. Orientador: Ulysses d'Utra Bitelli. DOI: 10.11606/D.85.2012.tde-03042012-111010

    Abstract: Este trabalho visa determinar as razões espectrais e o espectro de energia de nêutrons no interior do combustível do Reator Nuclear IPEN/MB-01. Estes parâmetros são de grande importância para determinar com precisão parâmetros físicos de reatores nucleares, como taxas de reação, tempo de vida do combustível e também parâmetros de segurança, tais como reatividade. Para o experimento, utilizou-se detectores de ativação na forma de finas folhas metálicas, introduzidas em uma vareta combustível experimental desmontável. Em seguida, a vareta foi colocada na posição central do núcleo, que tem uma configuração retangular padrão de 26x28 varetas combustível. Foram utilizados detectores de ativação de diferentes elementos como 197Au, 238U, 45SC, 58Ni, 24Mg, 47Ti e 115In para cobrir grande parte do espectro de energia dos nêutrons. Após a irradiação, os detectores de ativação foram submetidos a espectrometria gama utilizando um sistema de contagem com Germânio hiper-puro, afim de se obter a taxa de reação (atividade de saturação) por núcleo alvo. As razões espectrais foram comparadas com valores obtidos através do método de Monte Carlo utilizando o código MCNP-4C. O espectro de energia de nêutrons foi obtido no interior da vareta combustível utilizando o código SANDBP com um espectro de entrada obtido pelo código MCNP-4C, a partir dos valores de atividade de saturação por núcleo alvo dos detectores de ativação irradiados.

    Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; fuel elements; neutron flux; reactivity; fuel pellets; activation detectors; high-purity ge detectors; monte carlo method; m codes

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  • IPEN-DOC 20348

    VIANA, RODRIGO S.S. . Espectrometria e reconstrução de imagens tomográficas de emissão estimulada por nêutrons via algoritmo EM e Método de Monte Carlo / Spectrometry and emission tomographic image reconstruction stimulated by neutrons via EM algorithm and Monte Carlo Method . 2014. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 129 p. Orientador: Adimir dos Santos. Coorientador: Helio Yoriyaz. DOI: 10.11606/T.85.2014.tde-26052014-130835

    Abstract: A NSECT figura como uma nova técnica espectrográfica capaz de avaliar in vivo a concentração de elementos utilizando a reação de espalhamento inelástico (n,n). Desde sua introdução, várias melhorias vem sendo propostas com o objetivo de investigar aplicações para o diagnóstico clínico e redução da dose absorvida associada à aquisição tomográfica. Neste contexto, são apresentadas duas novas aplicações de diagnóstico utilizando as abordagens espectroscópica e tomográfica da NSECT. Uma nova metodologia também foi proposta para otimizar a amostragem do sinograma que está diretamente relacionado com a qualidade de reconstrução através do protocolo de irradiação. Os estudos realizados foram desenvolvidos com base em simulações com o código MCNP5. O diagnóstico de Carcinoma de Célula Renal (CCR) e a detecção de microcalcificações mamárias foram avaliadas nos estudos conduzidos utilizando um objeto simulador humano. Os resultados obtidos demonstram a habilidade da técnica NSECT em detectar a alteração da composição dos tecidos modelados em função do desenvolvimento das patologias avaliadas. O método proposto para a otimização dos sinogramas foi capaz de simular analiticamente a composição do meio irradiado permitindo que a qualidade de reconstrução e a dose efetiva fossem avaliados em função da taxa de amostragem. Entretanto, futuras pesquisas devem ser conduzidas para quantificar o limiar de detecção de acordo com os elementos selecionados.

    Palavras-Chave: emission computed tomography; image processing; spectroscopy; neutrons; inelastic scattering; diagnosis; absorbed radiation doses; carcinomas; kidneys; mammary glands; phantoms; simulation; m codes; monte carlo method; algorithms

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  • IPEN-DOC 19933

    MENCARINI, LEONARDO de H. . Estudo do comportamento de um detector de radiação passivo para fins aeronáuticos utilizando o método Monte Carlo / Performance study of a passive radiation detector for aviation purpose using the Monte carlo method . 2013. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 97 p. Orientador: Linda Viola Ehlin Caldas. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-07022014-095250

    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

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  • IPEN-DOC 20152

    GIAROLA, RODRIGO S. . Estudo teórico-experimental da resposta radiométrica de câmaras de ionização utilizadas em dosimetria em feixes de raios X para diagnóstico radiológico / Theorethical-experimental study of the radiometrical response on ionization chambers used in X ray beam dosimetry in diagnostic radiology . 2014. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 93 p. Orientador: Hélio Yoriyaz. DOI: 10.11606/D.85.2014.tde-15102014-141806

    Abstract: O Programa de Controle de Qualidade de sistemas geradores de raios X inclui a verificação periódica da constância dos feixes de raios X, para tanto é preciso que o físico especialista conheça as respostas dos instrumentos medidores de radiação. Neste trabalho foi analisado o comportamento das câmaras de ionização submetidas a feixes de radiação em Radiodiagnóstico nas energias de 50, 81, 90 e 102 kV. Inicialmente foram realizadas medidas experimentais com oito câmaras de ionização de quatro modelos- e, em seguida, foi simulado através do Método de Monte Carlo, com o código MCNP5, um sistema gerador de raios X e os quatro modelos de câmaras de ionização empregados na parte experimental. Com as simulações de arranjo padronizado foi calculado o valor de kerma no ar e foram comparadas, então, as respostas obtidas experimentalmente com os cálculos por simulação. As correlações obtidas entre os resultados permitiram o desenvolvimento de uma ferramenta que apresenta maiores informações para a compreensão dos equipamentos detectores utilizados, e que auxilia o especialista em física médica na análise da resposta dos detectores.

    Palavras-Chave: diagnostic techniques; radiology; x radiation; ionization chambers; radiometers; monte carlo method; m codes; radiation detectors

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  • IPEN-DOC 18171

    PINTO, LETICIA N. . Experimentos de efeitos de reatividade no reator nuclear IPEN/MB-01 / Reactivity effects experiments at IPEN/MB-01 nuclear reactor . 2012. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 126 p. Orientador: Adimir dos Santos. DOI: 10.11606/D.85.2012.tde-23102012-145549

    Abstract: Pesquisas que tem como objetivo melhorar o desempenho de códigos de transporte de nêutrons e a qualidade de bases de dados de seções de choque nucleares são muito importantes para aumentar a acurácia de simulações e a qualidade de análises e predição de fenômenos no campo nuclear. Neste contexto, dados experimentais relevantes como medidas de reatividade induzida são necessários. O objetivo deste trabalho foi conduzir uma série de experimentos de medida de reatividade induzida, utilizando um reatímetro digital desenvolvido pelo IPEN. Os experimentos empregaram amostras metálicas inseridas na região central do núcleo do reator experimental IPEN/MB-01. A análise teórica foi realizada pelo código de física de reatores MCNP-5, desenvolvido e mantido pelo Los Alamos National Laboratory, e a biblioteca de dados nucleares ENDF/B-VII.0.

    Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; zero power reactors; reactor cores; inspection; reactivity worths; neutron transport theory; cross sections; nuclear reactions; monte carlo method; m codes; nuclear data collections

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  • IPEN-DOC 17207

    CARLUCCIO, THIAGO . Implementação e qualificação de metodologia de cálculos neutrônicos em reatores subcríticos acionados por fonte externa de nêutrons e aplicações / Implementation and qualification of neutronic calculation methodology in subcritical reactors driven by external neutron sources and applications . 2011. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. 351 p. Orientador: José Rubens Maiorino. DOI: 10.11606/T.85.2011.tde-18112011-161310

    Abstract: O trabalho teve como objetivo a investigação de Metodologias de Cálculo dos Reatores Subcríticos acionados por fonte externa de nêutrons, tais como, \"Accelerator Driven Subcritical Reactor\" (ADSR) e \"Fusion Driven Subcritical Reator\" (FDSR) , que são reatores nucleares subcríticos com uma fonte externa de nêutrons. Tais nêutrons são produzidos, no caso do ADSR, através da interação de partículas aceleradas (prótons, deutério) com um alvo (Pb, Bi, etc) ou através das reações de fusão, no caso do FDSR. Este conceito de reator vem sendo objeto de intensa pesquisa, sobretudo pela possibilidade de ser utilizado para transmutar o enorme inventario de rejeitos nucleares, principalmente os transurânicos (TRU) e os produtos de fissão de meia-vida longa (LLFP). Neste trabalho enfatiza os seguintes aspectos: (i) complementar e aprimorar a metodologia de cálculos neutrônicos com queima e transmutação e implementá-la computacionalmente; (ii) e utilizando esta metodologia, participar dos Projetos Coordenados de Pesquisa (CRP) da Agência Internacional de energia Atômica \"Analytical and Experimental Benchmark Analysis of ADS\" e \"Collaborative work on use of LEU in ADS\", principalmente na reprodução dos resultados experimentais da instalação subcrítica Yalina Booster e também no cálculo de um núcleo subcrítico do reator IPEN/MB-01, (iii) analisar comparativamente diferentes bibliotecas de dados nucleares, no cálculo de parâmetros integrais (keff), diferenciais (espectro, fluxo) e de queima e transmutação (inventário ao final do ciclo) e (iv) aplicar a metodologia desenvolvida em um estudo que possa ajudar na escolha futura de um sistema transmutador dedicado. Foram utilizados para tanto os seguintes códigos: MCNP (Transporte de partículas por Monte Carlo), MCB (acoplamento do MCNP com código de transmutação) e o sistema NJOY para o processamento dos arquivos de dados nucleares avaliados.

    Palavras-Chave: ipen-mb-1 reactor; subcritical assemblies; neutron sources; burnup; accelerator driven transmutation; m codes; t codes; nuclear data collections; control elements

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  • IPEN-DOC 15337

    VIVALDINI, TULIO C. . Medidas de velocidade de arrastamento de eletrons no isobutano puro / Measurements of electron drift velocity in pure isobutane . 2010. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. 87 p. Orientador: Carmen Cecilia Bueno Tobias. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-29082011-100842

    Abstract: A velocidade de arrastamento de elétrons caracteriza a condutividade elétrica de um gás fracamente ionizado e é um dos mais importantes parâmetros de transporte para a simulação e modelagem de detectores de radiação e de descargas em plasmas. Neste trabalho são apresentados os resultados de velocidade de arrastamento de elétrons, em função do campo elétrico reduzido, obtidos para o nitrogênio e isobutano pela técnica de Townsend pulsada. Em uma câmara de geometria planar, os elétrons primários foram liberados de um catodo de alumínio devido à incidência de um feixe de laser de nitrogênio e acelerados em direção ao anodo (placa de vidro de elevada resistividade) por meio de um campo elétrico uniforme. Os rápidos sinais elétricos (da ordem de nanossegundos) gerados foram digitalizados em um osciloscópio de 1 GHz de largura de banda para medidas do tempo de trânsito dos elétrons e cálculo das velocidades de arrastamento em diferentes distâncias entre anodo e catodo. Para validar este método, as medidas foram feitas inicialmente no nitrogênio puro em uma região de campo elétrico reduzido de 148 a 194 Td. Os resultados mostraram um excelente acordo com aqueles encontrados na literatura para este gás, amplamente investigado. As medidas de velocidade de deriva de elétrons no isobutano puro foram realizadas em função do campo elétrico reduzido de 190 a 211 Td. Os resultados concordaram dentro dos erros experimentais com os valores simulados com o programa Imonte (versão 4.5) e com os resultados recentemente obtidos pelo nosso grupo no intervalo de campo elétrico reduzido investigado neste trabalho.

    Palavras-Chave: 2-methylpropane; electron drift; velocity; electric conductivity; electric fields; nitrogen; townsend discharge; simulation; i codes; m codes

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  • IPEN-DOC 06913

    ONO, SHIZUCA . Modelos aproximados para o calculo do transporte de particulas neutras em dutos. 2000. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. 105 p. Orientador: Roberto David Martinez Garcia.

    Palavras-Chave: neutral-particle transport; neutral particles; ducts; transport theory; galerkin-petrov method; discrete ordinate method; quadratures; multigroup theory; monte carlo method; m codes

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  • IPEN-DOC 11298

    GONCALVES, IRACI M. P. . Monitoração e diagnóstico para detecção de falhas de sensores utilizando a metodologia GMDH. 2006. Tese (Doutoramento) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, Sao Paulo. p. Orientador: Daniel Kao Sun Ting. DOI: 10.11606/T.85.2006.tde-04062012-144516

    Abstract: O sistema de detecção de falhas e diagnóstico é um sistema de suporte ao operador dedicado a funções específicas que alertam os operadores para problemas de falhas em sensores e atuadores, e auxiliam no diagnóstico antes que os limites normais de alarmes sejam atingidos. Sistemas de suporte ao operador surgiram para diminuir a complexidade dos painéis causada pelo grande aumento de informação disponível nas salas de controle das centrais nucleares. Neste trabalho foi desenvolvido um Sistema de Monitoração e Diagnóstico utilizando a metodologia GMDH (Group Method of Data Handling) aplicado ao reator de pesquisas do Ipen IEA-R1. O sistema faz a monitoração, comparando os valores calculados pelo modelo GMDH com os valores medidos. A metodologia desenvolvida foi aplicada inicialmente em modelos teóricos: um modelo teórico de trocador de calor e um modelo teórico do reator IEA-R1. Os resultados obtidos com os modelos teóricos propiciaram uma base para a aplicação da metodologia aos dados de operação do reator. Para a monitoração de dados de operação foram desenvolvidos três modelos GMDH: o primeiro utilizou apenas variáveis de processo, o segundo modelo foi desenvolvido considerando-se algumas variáveis nucleares e três variáveis de temperatura, e o terceiro modelo GMDH considerou todas as variáveis possíveis. Os três modelos apresentaram resultados excelentes, mostrando amplamente a viabilidade da utilização da metodologia GMDH na monitoração de dados de operação. A comparação entre os resultados dos três modelos desenvolvidos mostrou ainda a capacidade da metodologia GMDH de escolher as melhores variáveis para otimização do modelo. Para a implementação de um sistema de diagnóstico, foram adicionadas falhas sinteticamente aos valores das variáveis de temperatura. Os valores de falhas correspondem a uma descalibração da temperatura e o resultado da monitoração de dados com falhas foi utilizado para a elaboração de um sistema de diagnóstico simples e objetivo baseado na lógica nebulosa.

    Palavras-Chave: accuracy; computerized simulation; data acquisition systems; experimental data; fuzzy logic; g codes; heat exchangers; iear-1 reactor; m codes; neural networks; optimization; reactor monitoring systems; reactor operation; temperature measurement

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Buscar os artigos apresentados em um evento internacional de 2015, sobre loss of coolant, do autor Maprelian.

Autor: Maprelian

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O gerenciamento do Repositório está a cargo da Biblioteca do IPEN. Constam neste RI, até o presente momento 20.950 itens que tanto podem ser artigos de periódicos ou de eventos nacionais e internacionais, dissertações e teses, livros, capítulo de livros e relatórios técnicos. Para participar do RI-IPEN é necessário que pelo menos um dos autores tenha vínculo acadêmico ou funcional com o Instituto. Nesta primeira etapa de funcionamento do RI, a coleta das publicações é realizada periodicamente pela equipe da Biblioteca do IPEN, extraindo os dados das bases internacionais tais como a Web of Science, Scopus, INIS, SciElo além de verificar o Currículo Lattes. O RI-IPEN apresenta também um aspecto inovador no seu funcionamento. Por meio de metadados específicos ele está vinculado ao sistema de gerenciamento das atividades do Plano Diretor anual do IPEN (SIGEPI). Com o objetivo de fornecer dados numéricos para a elaboração dos indicadores da Produção Cientifica Institucional, disponibiliza uma tabela estatística registrando em tempo real a inserção de novos itens. Foi criado um metadado que contém um número único para cada integrante da comunidade científica do IPEN. Esse metadado se transformou em um filtro que ao ser acionado apresenta todos os trabalhos de um determinado autor independente das variáveis na forma de citação do seu nome.

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.

1. Portaria IPEN-CNEN/SP nº 387, que estabeleceu os princípios que nortearam a criação do RDI, clique aqui.


2. A experiência do Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN-CNEN/SP) na criação de um Repositório Digital Institucional – RDI, clique aqui.

O Repositório Digital do IPEN é um equipamento institucional de acesso aberto, criado com o objetivo de reunir, preservar, disponibilizar e conferir maior visibilidade à Produção Científica publicada pelo Instituto, desde sua criação em 1956.

Operando, inicialmente como uma base de dados referencial o Repositório foi disponibilizado na atual plataforma, em junho de 2015. No Repositório está disponível o acesso ao conteúdo digital de artigos de periódicos, eventos, nacionais e internacionais, livros, capítulos, dissertações, teses e relatórios técnicos.

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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