Academic literature on the topic 'Espectro de nêutrons'

Estrelas de nêutrons são astros absolutamente fascinantes. Em seu interior, a matéria está sujeita a condições extremas, manifestando-se em formas muito diversas daquelas encontradas em nosso planeta, ou mesmo acessíveis experimentalmente; assim, sua observação abre uma janela para uma maior compreensão das interações nucleares. São abarcadas por intensos campos gravitacionais, permitindo que comportamentos intrigantes da gravitação se manifestem. Cumprem um papel importantíssimo na evolução química das galáxias, com seu nascimento e fusão estando ligados à produção de vários elementos químicos que encontramos no nosso dia a dia. Estrelas de nêutrons são hoje observadas em todas as faixas do espectro eletromagnético e também em ondas gravitacionais. A combinação da pletora de informações carregadas por esses mensageiros tem ajudado a compor uma imagem cada vez mais nítida e coerente da física que envolve esses astros, oferecendo chaves para o aprofundamento do nosso conhecimento sobre a natureza.

Resumos escolhidos para publicação. Nessa edição, os títulos foram: Estresse Oxidativo em Pacientes com Câncer de Pulmão Tratados Com Radioterapia; Protocolo de Radiodermite; Aplicação do Gel MAGIC-f na Verificação 3D de Dose em Radioterapia; Simulação Monte Carlo da Aplicação do Gel MAGIC-f na Dosimetria de Nanopartículas de Ouro; Aplicação do Código PENELOPE na Dosimetria de Nanoesferas de Ouro Incorporadas aos Tecidos Pulmonar, Ósseo e Epitelial; Resposta Dosimetrica do Gel MAGIC-f para Feixes de Elétrons; Radioterapia Adjuvante no Câncer de Endométrio IB: Comparação Histórica entre Regimes de Tratamento numa mesma Instituição; Dosimetria Tridimensional com Gel MAGIC Modificado: Verificação de um Planejamento de Tomoterapia; Avaliação da Capacidade Funcional e Função Respiratória como Possível Fator Preditivo de Pneumonite Actínica em Pacientes Submetidos à Radioterapia para Neoplasia de Mama; A Consulta de Enfermagem no Cuidado ao Cliente Oncológico em Tratamento Radioterápico; Alterações Orais Tardias após Radioterapia em Pacientes Portadores de Neoplasia Maligna de Cabeça e Pescoço; Braquiterapia Oftálmica: Resultados de uma Grande Série de Casos de Melanomas da Coroide Tratados com Placa de Rutênio-106; Utilização do Sistema BrainLAB ExacTrac X-RAY 6D para Avaliação do Posicionamento Convencional de Pacientes com Neoplasia de Próstata; Posicionamento 3D e 6D: Comparação entre dois métodos de Localização de Isocentros (Caixa Localizadora e Sistema ExacTrac) em Região Cerebral; Correlação entre Grupos de Risco Clínico e Patológico em Pacientes Com Câncer de Próstata Operados: Análise Preliminar; Avaliação das Complicações Gastrointestinais e Genitourinárias Agudas e Tardias em Pacientes Tratados com Radioterapia Pélvica; GBM - Experiência Uni-institucional com 48 pacientes submetidos à Cirurgia, Radioterapia e Quimioterapia; Estudo da Distribuição de Dose em Tomoterapia utilizando Simulação Monte Carlo com o Código PENELOPE; Tratamento Conservador do Câncer de Mama T2 (≥4cm) e T3 por Quimioterapia Neoadjunante, Quadrantectomia, Braquiterapia com Alta Taxa de Dose como Reforço de Dose, Teleterapia Complementar e Quimioterapia Adjuvante: Análise de Controle Local e Sobrevida Global; Resultados Cosméticos e Morbidade Aguda e Tardia do Tratamento Conservador do Câncer de Mama T2 (T≥4cm) e T3 por Quimioterapia Neoadjuvante, Quadrantectomia, Braquiterapia com Alta Taxa de Dose como Reforço de Dose, Teleterapia Complementar e Quimioterapia Adjuvante; Avaliação da Eficácia do Uso de Aloe Vera em Alta Concentração (Aloe 200) como Adjuvante no Tratamento da Radiodermite para Pacientes com Câncer de Mama em Radioterapia; Caracterização de Dosímetros Termolminescentes (TLD 100) para Utilização In Vivo; Avaliação do Controle Local e Sobrevida Livre de Doença de Pacientes Submetidos a Fracionamentos Alterados para Tratamento de Tumores Glóticos T1 E T2; Preservação dos Tecidos Sadios através do Posicionamento Anatômico em Radioterapia em Câncer de Próstata; Resultado Oncológico da Eletronterapia Intraoperatória Complementar no Carcinoma Infiltrativo Inicial de Mama: Estudo de 107 Casos em 5 Anos; Resultados de um Sistema de Planejamento de Radiocirurgias Estereotáxicas com Feixes Cônicos; Correção de Heterogeneidades com o Algoritmo Analítico Anisotrópico para Fótons de 6MV: Comparação com Medidas de TLDS; Avaliação Radiobiológica da Dose de Radiação Absorvida devido ao Sistema de Verificação de Posicionamento para o Tratamento Radioterápico; Análise do Perfil de Dose em Campos Adjacentes com o Uso das Técnicas de Compensação de Divergência do Feixe e de Gap Geométrico em uma Unidade de 60Co; Radioterapia Adjuvante em Queloides Secundários à Queimadura; Experiência Dosimétrica para Validação do Planejamento de Próstata em Radioterapia Externa com Modulação de Feixe; Radiossensibilidade Exacerbada do Tecido Normal para Tumores de Cabeça e Pescoço Submetidos à Radioterapia; Avaliação da Radiossensibilidade em Pacientes com Câncer de Próstata Submetidos à Radioterapia; Detecção da Radiossensibilidade em Pacientes com Câncer do Colo do Útero Submetidas à Radioterapia; Uso do Código MCNP para Análise da Curva de Atenuação em Feixes de Eletróns de 4 MeV; Detecção da Radiossensibilidade em Pacientes com Câncer de Mama Submetidas à Radioterapia; Carcinoma Epidermoide de Palato Mole; Mesenquimoma Maligno; Radioquimioterapia em Carcinoma do Colo Uterino em Pacientes Idosas; Modelo Radiobiológico Experimental em Ratos Wistar (Rattus Novergicus) Irradiados com 40 e 60 GY para Análise de Dermatites Radioinduzidas; Estudo da Apoptose em Células Mamárias Submetidas à Feixes de Raios X na Faixa de Energia da Mamografia; A Importância da Equipe de Enfermagem no Controle Pós-Radiocirurgia com Gamma Knife; Avaliação de Dose em Região Próxima à Heterogeneidade para Feixes de Ortovoltagem; Perfil de Indicações do PET-CT em Tumores Ginecológicos: Experiência do Hospital A.C. Camargo; Utilização do Código Monte Carlo N – Particle Extended (MCNPX) para Discriminar a Dose de Radiação Absorvida nas Diferentes Regiões e Restaurações Dentárias; Desenvolvimento de um Fantoma para Avaliação de Dose em Feixes de Radiocirurgia; Avaliação do Espectro de Nêutrons em Aceleradores Lineares Clínicos; Irradiação do Coração Associada a Mudanças no Nível de Caspase-3 Clivada, de Procolágeno Tipo I eTGF- β1; Padronização de Condutas em Radiocirurgia para Metástases Cerebrais: Experiência de um Ano; Tumor Fibroso Solitário da Órbita: Relato de Caso e Revisão de Literatura; Irradiação Incidental de Linfonodos em Câncer de Pulmão: Estudo Preliminar; Estudo Comparativo da Atenuação da Radiação de Aplicadores de Betaterapia: Efeito da Concavidade do Aplicador; Gliomatosis Cerebri: Relato de Caso Infantil; Sistema de Cálculo Computacional da Unidade Monitora para Feixes de Elétrons em Radioterapia; Determinação do Espectro de Energia de Campos de Radiação Utilizados em Radioterapia a Partir de Medidas de Atenuação e Simulação Monte Carlo; Phantom de Voxel para Tratamento de Doenças de Pele; Reconstrução do Espectro do Acelerador Linear Varian Clinac 2100c do Serviço de Radioterapia do Hospital das Clínicas da Universidade de São Paulo através do Software MCNP4C Baseado no Método de Monte Carlo; Radiocirurgia: Experiência do Instituto Nacional de Câncer; Avaliação de Equipamento de Raios X Convencional, Utilizado no Planejamento de Braquiterapia Ginecológica de Alta Taxa de Dose, para Melhoria da Qualidade da Imagem; Validação e Implementação do Filtro Dinâmico (EDW) Utilizando Sistema Planar de Dosimetria; Uso do Espéculo na Braquiterapia de Alta Taxa no Tratamento Complementar do Câncer do Colo Uterino; Redução da Dose Periférica com a Rotação do MLC Terciário: Incentivo ao Uso de Portais e IMRT Pediátrico?; Dosímetro Fricke Gel Modificado Utilizado em Medidas de Perfis de Campos Filtrados Irradiados com Feixes de Fótons.

Resumos escolhidos para publicação. Nessa edição, os títulos foram: Amifostina reduz ativação da MAPK p38 durante a sinalização da apoptose em células da medula óssea irradiadas in vivo; Aumento do controle do carcinoma de próstata com irradiação de vesículas seminais em pacientes de risco intermediário e de alto risco; Toxicidade urinária tardia em pacientes com carcinoma de próstata tratados com radioterapia conformada; Estudo da viabilidade de realização de braquiterapia de alta taxa de dose em próstata com utilização de anestesia local; Nanotecnologia: perspectivas de aplicações em oncologia; O enfermeiro nas orientações ao paciente submetido à radioterapia; Validação de um espectro de 6MV e 15MV para um acelerador linear Varian Clinac 2300 C/D para a utilização em planejamentos radioterápicos com simulação de Monte Carlo; O uso de TLD LiF na dosimetria in vivo em radioterapia; Avaliação do planejamento tridimensional (3D) de pacientes com prótese femoral no tratamento de câncer de próstata; Proposta de consenso de sistematização de condutas no tratamento do câncer de próstata com radioterapia conformacional em 3 dimensões; Carcinoma de pequenas células de colo de útero: relato de caso; Abordagem preventiva integrada de enfermagem e odontologia dos pacientes em radioterapia de cabeça e pescoço no Hospital do Servidor Público Estadual de São Paulo (HSPE); O câncer e a sexualidade da mulher; Câncer de mama: impactos da mastectomia; Tratamento adjuvante do câncer gástrico com radioquimioterapia: experiência da Liga Norte Rio-Grandense Contra o Câncer/LNRCC; Análise da dose na pele para o feixe de fótons de 6MV para diferentes posicionamentos clínicos; Medidas do fator rendimento para campos de elétrons colimados em tratamentos individualizados; Dosimetria pós-implante de próstata com Iodo- 125: experiência do Hospital Sírio-Libanês (SP); Braquiterapia de baixa taxa de dose no câncer de próstata; Avaliação das doses de nêutrons em aceleradores lineares clínicos; Estudo da dose no músculo cardíaco devido à radioterapia do câncer de mama; Remodelamento cardíaco em ratos wistar irradiados: uma análise temporal; Fisioterapia durante a radioterapia em mulheres em tratamento por câncer de mama; Balão retal para radioterapia de próstata - benefício ou detrimento?; Situação das instalações com PET no Brasil; Controle de qualidade de placas de SR-90 para uso dermatológico; Rede brasileira de calibração de ativímetros; Velocidade de PSA não é fator preditivo significante na evolução do câncer de próstata em população heterogênea; Avaliação preliminar de pacientes com câncer de próstata submetidos à 3D-CRT; Dosimetria para construção do filtro utilizado em radioterapia intra-operatória de mama; Análise da distribuição de dose para a utilização de materiais superficializadores em feixes de elétrons; Efeitos adversos tardios da radioterapia na função sexual feminina; Uma sucinta determinação de desempenho de uma unidade de teleterapia de quilovoltagem - "Stabilipam II Siemens”; Avaliação de margens no planejamento tridimensional de câncer de pulmão; Comparação entre planejamentos convencional e conformacional utilizados em tratamento de tumores de cabeça e pescoço com invasão de cavidade nasal; Modelo em ratos Wistar para avaliação morfológica de efeitos cardíacos radioinduzidos; Radioterapia conformacional nos adenocarcinomas de próstata - experiência da Liga Norte Rio-Grandense Contra o Câncer; Avaliação imunológica em pacientes com câncer de mama tratados com quimioterapia e radioterapia; Avaliação dos danos em SNC causados pela radioterapia através da quantificação de transferência de magnetização; Respostas celulares ao estresse genotóxico causado pela radiação ionizante em linhagens de glioma proficientes e mutantes para o gene TP53; Construção de uma fonte de referência de dosimetria, utilizando placa de 90Sr da rotina do serviço de radioterapia; Verificação de dose em radioterapia de câncer de cabeça e pescoço utilizando dosimetria termoluminescente; Diferentes técnicas de tratamento da fossa supraclavicular avaliadas por dosimetria termoluminescente; Comparação da distribuição de dose para campos alargados e irregulares em acelerador linear de 10 MV; Radioterapia conformacional em adenoma de hipófise: experiência do serviço de radioterapia do HC-FMRP-USP; Como reduzir os custos financeiros de um serviço de radioterapia em uma oficina de moldagem; Influência da colimação usada em campos de elétrons para a complementação de dose em região cervical posterior; Cálculo de Monte Carlo para a determinação da atividade de fonte de 192Ir imersa em Solução Fricke; Paracoccidiodomicose linfático-abdominal simulando neoplasia primária das vias biliares; Câncer de testículo: dose testicular na irradiação abdominopélvica e paraaórtica; Dose testicular durante radioterapia conformacional em 3 dimensões (RTC3D) de câncer de próstata (CAProst); Braquiterapia de alta taxa de dose no tratamento de tumor de colo uterino com envolvimento vaginal distal e resposta completa à radioterapia externa: qual a dose e a extensão vaginal necessárias no tratamento?; Análise do sistema de tratamento de malformação arteriovenosa com radiocirurgia; Perfil dos atendimentos de radioterapia de urgência no Instituto Nacional de Câncer (INCA); Cuidados de radioterapia em paciente com obesidade mórbida e adenocarcinoma de endométrio; Planejamento radioterápico com campos moduladores para o câncer de mama; Avaliação retrospectiva da eficácia da radioterapia como segunda linha neo-adjuvante em pacientes com câncer de mama localmente avançado que falharam ao tratamento primário com antraciclínicos; Câncer de mama em homens: análise de 66 casos; Cutaneous metastasis from renal cell carcinoma: a case report; Radioterapia com intensidade modulada (IMRT) em câncer de colo uterino: regressão e mobilidade tumoral; Correlação entre achados de ressonância magnética pélvica pré-operatória e peça cirúrgica em pacientes com neoplasia de colo uterino: estudo preliminar; Estudo comparativo nas técnicas de tratamentos radioterápicos convencional e conformacional em pacientes com neoplasia gástrica; Verificação da função de anisotropia da fonte de 192Ir utilizada pelo sistema de planejamento de braquiterapia; Radioterapia em tumores sincrônicos de bexiga e próstata: comparação entre planejamento conformacional e radioterapia com intensidade modulada (IMRT); Avaliação das alterações no desenvolvimento dentário após irradiação em crianças com rabdomiossarcoma [RMS] de cabeça e pescoço [CP]; Estudo sobre a reutilização do cerrobend; Linfoma cutâneo: irradiação de toda a pele; Radiocirurgia com acelerador linear: experiência do Hospital Araújo Jorge de 158 pacientes utilizando Sistema de Microlâminas Brainlab®; Objeto simulador (Phantom) antropomórfico para o controle de qualidade de radiocirurgia estereotáxica; Avaliação postal com TLD para a radiocirurgia; Resultados preliminares do uso de heterojunções de polianilina-silício em dosimetria; Desenvolvimento de um plugin para planejamento computadorizado de tratamentos com campos de radiação irregulares; Determinação de distribuições de doses radioterápicas através de dosimetria termoluminescente e simulação Monte Carlo; Alças intestinais na proximidade do volume de planejamento de radioterapia conformacional de câncer de próstata: uma inclusão subestimada; Perfis de campos filtrados para feixes de fótons de 6MV medidos com o Dosímetro Fricke Gel modificado; Determinação das doses administradas em irradiação de corpo inteiro e estudo de uma metodologia para dosimetria in vivo em radioterapia; Medida de dose de nêutrons em labirintos de salas de aceleradores lineares médicos; Calibração de dosímetros TL em feixes de elétrons aplicados à radioterapia; Simulação da distribuição de doses absorvidas pelo coração de ratos tipo Wistar utilizando o código MCNP.

Submitted by Marcele Costal de Castro (costalcastro@gmail.com) on 2017-08-30T18:10:56Z No. of bitstreams: 1 PATRICIA WIELAND M.pdf: 1806623 bytes, checksum: a594345ae62a5497ea23b2f6a4d9e38f (MD5)
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A resposta dos dosímetros de nêutrons de albedo é bastante dependente da energia dos nêutrons incidentes e a sua calibração é feita em campo, nos locais onde os trabalhadores estão expostos. Este trabalho envolve o estudo, análise e aplicação de técnicas de medida de nêutrons, tanto para obtenção de informações sobre o espectro presente, quanto para a medida de dose equivalente em vários locais de trabalho no cíclotron do Instituto de Engenharia Nuclear. Com o objetivo principal da calibração efetiva do dosímetro de albedo usado no Brasil. As esferas de Bonner e a técnica de ativação de folhas foram utilizadas para o levantamento do espectro de nêutrons e a dose equivalente foi determinada com a monoesfera de albedo do Kernforschungzentrum Karlsruhe e com detectores proporcionais de BF3 e 3HE e detector de cintilação de 6LiL. O dosímetro de albedo nacional foi calibrado através da técnica da monoesfera de albedo, que foi a que mais se adaptou às variações do campo de nêutrons do cíclotron. Seu desempenho foi comparado com o do dosímetro de albedo usado na Alemanha. Foram encontrados fatores de calibração para serem aplicados rotineiramente, ou seja, quando os trabalhadores estão protegidos pelas blindagens de concreto e para situações de acidentes radiológicos. Caso algum trabalhador seja irradiado dentro das cavernas do cíclotron.
The albedo neutron dosimeter is calibrated directly at the work place due to its high energy dependence. This thesis deals with the study, analysis and application of neutron measurement techniques in order to obtain information about the neutron spectrum and neutron dose equivalent at several representative working places of the cyclotron laboratory of the Nuclear Engineering Institute (IEN). These data are employed mainly in the calibration of the brazilian albedo neutron dosimeter. Bonner spheres and foil activation were used in neutron spectra measurements and the neutron dose equivalents were measured with the single sphere albedo technique. BF3 and 3He proportional detectors and 6LiI scintillation detector were also used in these measurements. The single sphere technique turned out to be more appropriate for neutron dosimeter for calibrating the albedo dosimeter in the varying fields of the cyclotron. Calibration factors were found for routine applications, when the workers are protected by shielding and for radiological accident applications, in the case that a worker is exposed inside the cyclotron room. In all situations the performance of the brazilian albedo dosimeter is compared with that of the german albedo dosimeter.

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

Este trabalho apresenta a medida do espectro de energia dos nêutrons no núcleo do Reator IPEN/MB-01. Para tal, foram inseridos detectores de ativação na forma de diminutas folhas metálicas no núcleo do reator, na região moderadora, utilizando um dispositivo articulado que permite que as folhas fiquem posicionadas na posição central do núcleo do reator, garantindo que todas as folhas sejam irradiadas na mesma posição. Os detectores de ativação foram selecionados de forma a cobrir grande parte do espectro de energia dos nêutrons no Reator, para tanto foram utilizadas folhas de Au197, Mg24, Ti48, In115, Sc45 entre outras. Após a irradiação os detectores de ativação foram submetidos a espectrometria gama num sistema de contagem de Germânio hiper-puro, o que possibilitou a obtenção da atividade de saturação por núcleo alvo, um dos principais dados de entrada do código computacional de desdobramento de espectro unfolding SANDBP, que através de um processo iterativo, ajusta o espectro que melhor se adequa ao conjunto de dados de entrada do código, composto principalmente pelas taxas de reação por núcleo alvo obtidas experimentalmente e um espectro inicial de entrada, neste caso obtido à nível celular pelo código Hammer-Technion para a célula representativa do núcleo do Reator, fornecendo assim a solução do espectro.
This work presents the neutron spectrum measurements in the Reactor IPEN/MB- 01 using very thin activation detectors in the metallic form, in reactor core, in moderator region. An articulated device allows that the foils are inserted in the central position of reactor core, ensuring that all the foils are irradiated in the same position. The activation detectors of different materials such Au197, Mg24, Ti48, In115, Sc45 and others, were selected to cover a large range of neutron spectrum. After the irradiation, the activation detectors were submitted to a spectrometry gamma by using a system of counting with high purity Germanium, to obtain the saturation activity per target nuclide. The saturation activity is one of the main data of input of unfolding code SANDBP, that through an iterative adjustment, modify the spectrum that better agree with the dataset of code input, composition mainly for measure reaction rate per target nuclide and a initial input spectrum, calculated for Hammer-Technion code, supplying a solution spectrum.

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.
This study aims to determine the spectral ratios and the neutron energy spectrum inside the fuel of IPEN/MB-01 Nuclear Reactor. These parameters are of great importance to accurately determine spectral physical parameters of nuclear reactors like reaction rates, fuel lifetime and also security parameters such as reactivity. For the experiment, activation detectors in the form of thin metal foils were introduced in a collapsible fuel rod. Then the rod was placed in the central position of the core which has a standart rectangular configuration of 26x28 fuel rods. There were used activation detectors from different elements such Au-197, U-238, Sc-45, Ni-58, Mg-24, Ti-47 and In-115 to cover a large range of the neutrons energy spectrum. After the irradiation, the activation detectors were submitted to gamma spectrometry using a counting system with high purity Germanium, to obtain the reaction rates (saturation activity) per target nucleus. The spectral ratios were compared with calculated values obtained by the Monte Carlo method using the MCNP-4C code. The neutron energy spectrum was obtained inside the fuel rod using the SANDBP code with an input spectrum obtained by the MCNP-4C code, based on the saturation activity per target nucleus values of the activation detectors irradiated.

Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior
Nesta tese o método espectro-nodal linear (SGF-LN) é desenvolvido para a solução numérica de problemas de penetração profunda na formulação de ordenadas discretas (SN) e regime estacionário com fonte de espalhamento isotrópica a uma velocidade em geometria cartesiana bidimensional. Este método é baseado em análise espectral das equações SN integradas transversalmente onde os termos de fonte de espalhamento são tratados analiticamente e apenas os termos de fuga transversal são aproximados, por polinômios de primeira ordem. Resolvemos as equações SGF-LN usando o esquema de inversão nodal total, cf. blinking iterative scheme (BIS), onde as grandezas emergentes da célula espacial em todas as direções são estimadas em função de todas as grandezas incidentes e a fonte interior prescrita. Resultados numéricos são apresentados com o objetivo de ilustrar a precisão e a eficiência computacional do método desenvolvido.
In this dissertation we present the Spectral Greens Function - Linear Nodal method (SGF-LN) for numerically solving one-speed deep penetration problems in the static discrete ordinates (SN) formulation with isotropic scattering, in X, Y Cartesian geometry. This method is based on a spectral analysis of the transverse integrated SN nodal equations, wherein the scattering terms are analytically treated, and only the transverse leakage terms are approximated by first degree polynomials. We solve the SGF-LN equations using fully nodal block inversions, that we refer to as the blinking iterative scheme (BIS), where the node exiting quantities in all angular directions are estimated as a function of all the node ingoing quantities and interior source. Numerical results are presented to illustrate the accuracy and the computational efficiency of the SGF-LN method.

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Dissertação (Mestrado)
IPEN/D
Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP

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

Neste trabalho foi realizado o mapeamento do fluxo de nêutrons térmicos e epitérmicos e o espectro energético dos nêutrons no núcleo do Reator IPEN/MB-01, em uma configuração cilíndrica de menor excesso de reatividade, ou seja de 28x28 varetas combustíveis dispostas nas direções norte-sul e Leste-Oeste. A calibração das barras de controle para essa configuração determinou seu excesso de reatividade. O menor excesso de reatividade no núcleo diminuiu a perturbação do fluxo de nêutrons causado pelas barras absorvedoras de nêutrons, já que o reator nuclear foi operado com as barras de controle quase totalmente retiradas. Foi utilizada a Técnica de Analise de Ativação com detectores de ativação do tipo folha (infinitamente diluídas e hiperpuras), de diferentes materiais que atuam em diferentes faixas de energia, para o cálculo da atividade de saturação, utilizado na determinação do fluxo de nêutrons térmicos e epitérmicos e como entrada no código SANDBP para a determinação do espectro energético dos nêutrons. Para descriminar o fluxo de nêutrons térmico e epitérmico, foi utilizada a Técnica da Razão de cádmio. Os detectores de ativação foram distribuídos em um total de 140 posições radiais e axiais no núcleo do reator, em 24 irradiações com as folhas de ativação nuas e cobertas com cádmio. Um modelo dessa configuração foi simulado pelo código MCNP-5 para determinação do fator de cádmio e comparação dos resultados obtidos experimentalmente. A configuração cilíndrica desejada, com 17% menos de varetas combustíveis que a configuração padrão retangular (28x26 varetas combustíveis), atingiu a criticalidade com as barras de controle aproximadamente 90% retiradas, diminuindo consideravelmente a perturbação no fluxo neutrônico no interior do núcleo do reator. Dada a maior densidade de potência do núcleo cilíndrico 28x28, os valores de fluxo de nêutrons aumentou em mais de 50% nas regiões centrais do núcleo cilíndrico estudado quando comparado aos valores do núcleo padrão retangular 28x26.
In this work was conducted the mapping of the thermal and epithermal neutrons flux and the energy spectrum of the neutrons in the reactor core IPEN/MB-01 for a cylindrical core configuration with minor excess reactivity, which is 28x28 fuel rods arranged in north-south and east-west directions. The calibration of control rods for this configuration determined their excess reactivity. The lower excess reactivity in the core decreased neutron flux disturbance caused by the neutron absorbing rods , given that the nuclear reactor was operated with the rods almost completely removed . Was used the \"Activation Analysis Technique\" with the thin foil activation detectors ( infinitely diluted and hyper-pure), of different materials that work in different energy ranges, to calculate the saturation activity, used for determining the neutron flux and in the SANDBP code as input for the calculation of the neutrons energy spectrum. To discriminate thermal and epithermal flux , was used the \"Cadmium RatioTechnique\" . The activation detectors were distributed in a total of 140 radial and axial positions in the reactor core and 16 irradiation, with bare and covered with cádmio activation foils. A model of this configuration was simulated by MCNP-5 code to determine the cadmiumcorrection factor and comparison of the results obtained experimentally. The cylindrical configuration desired, with 17% less fuel than the standard rectangular configuration (28x26 fuel rods), reached criticality with the control rods approximately 90% removed, which decreased considerably the disturbance in neutron flux. Given the highest power density of the 28x28 cylindrical core, the neutron flux increased by over 50% in the central regions of the core compared to the values of the 28x26 standard rectangular core.

Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior
Nesta dissertação propomos a utilização do método espectro-nodal SGF, cf. spectral Greens function, para transporte SN de partículas neutras, para determinarmos os fluxos angulares nas interfaces das regiões homogêneas do domínio espacial heterogêneo, com espalhamento linearmente anisotrópico usando preferencialmente altas ordens de quadraturas angulares. As reconstruções espaciais analíticas dos fluxos angulares são feitas no interior das regiões homogêneas, determinando as constantes arbitrárias da solução analítica local das equações SN no interior dos nodos espaciais da grade de dicretização. A seguir, utilizando essas constantes, determinamos as expressões do fluxo escalar e da corrente de nêutrons, que são substituídas na equação de transporte unidimensional em geometria retangular Cartesiana no termo de fonte por espalhamento linearmente anisotrópico. Resolvemos analiticamente a equação de transporte com os termos do fluxo escalar e corrente de nêutrons assim aproximados para estimarmos o perfil do fluxo angular de nêutrons no domínio. Esta reconstrução analítica aproximada da solução da equação de transporte de partículas neutras em geometria unidimensional Cartesiana constitui um problema inverso, na medida em que a partir da solução nodal de malha grossa fazemos primeiramente uma reconstrução analítica espacial do fluxo angular nas direções das ordenadas discretas, para em seguida procedermos à reconstrução analítica aproximada do fluxo no domínio angular.
We describe the application of the spectral Greens function SN nodal method for one-speed neutral particle transport calculations to determine the angular fluxes at the homogeneized regions within heterogeneous domains, for linearly anisotropic scattering, using preferably high-order angular quadratures. The reconstruction scheme in the space variable of the angular flux is carried out within the homogenized regions using uniform spatial grid. We determine the arbitrary constants of the analytical SN general solution inside each spatial node. Then, we determine the SN expression for the scalar flux and total current that we substitute into the analytical slab-geometry transport equation, precisely into its linearly anisotropic scattering source term. Further, we solve analytically the slab-geometry transport equation, so approximated, to obtain the flux profile within the space and angular domains. This approximate analytical reconstruction scheme of the solution of the neutral particle transport equation in slab geometry is an inverse problem, in the sense that we use accurate coarse-mesh SN numerical solution, to recover the SN analytical solution in the space variable, and then reconstruct the solution approximately in the angular domain.

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