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Thèse de Doctorat
DOI
10.11606/T.85.2010.tde-20062011-153437
Document
Auteur
Nom complet
José Patricio Náhuel Cárdenas
Adresse Mail
Unité de l'USP
Domain de Connaissance
Date de Soutenance
Editeur
São Paulo, 2010
Directeur
Jury
Rodrigues, Letícia Lucente Campos (Président)
Carneiro, Alvaro Luiz Guimarães
Kassar, Edson
Madi Filho, Tufic
Perez, Clarice de Freitas Acosta
Titre en portugais
Avaliação  dosimétrica de detectores semicondutores para aplicação na dosimetria e microdosimetria em reatores nucleares e instalações de radiocirugia
Mots-clés en portugais
detectores semicondutores
dosimetria
reatores nucleares
Resumé en portugais
Este trabalho tem como objetivo a avaliação dosimétrica de componentes semicondutores (detectores Barreira de Superfície e fotodiodos PIN) para aplicação em medições de dose equivalente em campos de baixo fluxo de nêutrons (rápidos e térmicos), utilizando uma fonte de AmBe de alto fluxo, a instalação de Neutrongrafia do reator IEA-R1 (fluxos térmicos/epitérmicos) e fluxo de nêutrons rápidos do núcleo do reator IPEN/MB-01 (UCRI Unidade Crítica). Para a detecção de nêutrons (térmicos, epitérmicos e rápidos) foram usados componentes moderadores e conversores (parafina, boro e polietileno). Os fluxos resultantes da moderação e conversão foram utilizados para a irradiação de componentes semicondutores (SSB - Barreira de Superfície e fotodiodos). Foi utilizado também um conversor misto constituído de uma folha de polietileno borado (marca Kodak). O método de simulação por Monte Carlo foi utilizado para avaliar de forma analítica a espessura ótima da parafina. O resultado obtido foi similar ao verificado experimentalmente e serviu para avaliar o fluxo de nêutrons emergentes do moderador (parafina). Da mesma forma, através de simulação, foi avaliado também o fluxo de nêutrons rápidos que atinge o conversor de polietileno que cobre a face sensível dos semicondutores. O nível de radiação gama foi avaliado cobrindo o detector por inteiro com uma folha de cádmio de 1 mm de espessura. O reator IPEN/MB-01 foi usado para avaliar a resposta dos detectores para nêutrons rápidos de alto fluxo. Os resultados, de uma forma geral, mostraram concordância e similaridade com os trabalhos desenvolvidos por outros grupos de pesquisas. Foi também estabelecida uma abordagem para o cálculo de dose equivalente utilizando os espectros obtidos nas experiências.
Titre en anglais
Dosimetric evaluation of semiconductor detectors for application in neutron dosimetry and microdosimetry in nuclear reactor and radiosurgical facilities
Mots-clés en anglais
dosimetry
nuclear reactor
semiconductor detectors
Resumé en anglais
The main objetive of this research is the dosimetric evaluation of semiconductor componentes (surface barrier detectors and PIN photodiodes) for applications in dose equivalent measurements on low dose fields (fast and thermal fluxes) using an AmBe neutron source, the IEA-R1 reactor neutrongraphy facility (epithermal and thermal fluxes) and the Critical Unit facility IPEN/MB-01 (fast fluxes). As moderator compound to fast neutrons flux from the AmBe source was used paraffin and boron and polyethylene as converter for thermal and fast neutrons measurements. The resulting fluxes were used to the irradiation of semiconductor components (SSB Surface Barrier Detector and PIN photodiodes). A mixed converter made of a borated polyethylene foil (Kodak) was also used. Monte Carlo simulation metodology was employed to evaluate analytically the optimal paraffin thickness. The obtained results were similar to the experimental data and allowed the evaluation of emerging neutron flux from moderator, as well as the fast neutron flux reaching the polyethylene covering the semiconductor sensitive surface. Gamma radiation levels were evaluated covering the whole detector with cadmium foil 1 mm thick, allowing thermal neutrons blockage and gamma radiation measurements. The IPEN/MB-01 facility was employed to evaluate the detector response for high neutron flux. The results were in good agreement with other studies published. Using the obtained spectra an approach to dose equivalent calculation was established.
 
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Date de Publication
2011-06-21
 
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