• JoomlaWorks Simple Image Rotator
  • JoomlaWorks Simple Image Rotator
  • JoomlaWorks Simple Image Rotator
  • JoomlaWorks Simple Image Rotator
  • JoomlaWorks Simple Image Rotator
  • JoomlaWorks Simple Image Rotator
  • JoomlaWorks Simple Image Rotator
  • JoomlaWorks Simple Image Rotator
  • JoomlaWorks Simple Image Rotator
  • JoomlaWorks Simple Image Rotator
 
  Bookmark and Share
 
 
Dissertação de Mestrado
DOI
10.11606/D.85.2010.tde-15082011-082735
Documento
Autor
Nome completo
Rafael Oliveira Rondon Muniz
E-mail
Unidade da USP
Área do Conhecimento
Data de Defesa
Imprenta
São Paulo, 2010
Orientador
Banca examinadora
Coelho, Paulo Rogério Pinto (Presidente)
Bitelli, Ulysses D'Utra
Moreira, João Manoel Losada
Título em português
Desenvolvimento de um simulador antropomórfico para simulação e medidas de dose e fluxo de nêutrons na instalação para estudos em BNCT
Palavras-chave em português
BNCT
detetor de ativação
simulador antropomórfico
TLDs
transporte de radiação
Resumo em português
A instalação do IPEN para pesquisas em BNCT (Terapia por Captura de Nêutrons em Boro) utiliza o canal de irradiação número 3 do reator IEA-R1, no qual tem-se um campo misto de radiação nêutrons e gama. As pesquisas em andamento necessitam que o campo de radiação, na posição de irradiação de amostra, tenha na composição os nêutrons térmicos maximizados e os componentes de nêutrons epitérmicos, rápidos e radiação gama minimizados. Este trabalho foi desenvolvido com o objetivo de avaliar se o campo de radiação atual na instalação é adequado aos trabalhos em BNCT. Para cumprir com este objetivo, uma metodologia para dosimetria de nêutrons térmicos e radiação gama em campos mistos de altas doses, que não era disponível no IPEN, foi implantada no Centro de Engenharia Nuclear do IPEN, utilizando dosímetros termoluminescentes TLDs 400, 600 e 700. Para as medidas de fluxo de nêutrons térmicos e epitérmicos foram utilizados detetores de ativação de ouro aplicando a técnica de razão de cádmio. Um simulador antropomórfico cilíndrico composto de discos de acrílico foi desenvolvido e testado na instalação e para obter valores teóricos do fluxo de nêutrons e a dose ao longo do simulador antropomórfico foi utilizado o código computacional DOT 3.5. Na posição correspondente a aproximadamente metade do comprimento do cilindro do simulador antropomórfico, foram obtidos os seguintes valores: fluxo de nêutrons térmicos (2,52 ± 0,06).108n/cm2s, epitérmicos (6,17 ± 0,26).107n/cm2s, dose absorvida devido a nêutrons térmicos de (4,2 ± 1,8)Gy e devido a radiação gama (10,1 ± 1,3)Gy. Os valores obtidos mostram que os fluxos de nêutrons térmicos e epitérmicos são adequados para os estudos em BNCT, porém, a dose devido a radiação gama está elevada, indicando que a instalação deve ser aprimorada.
Título em inglês
Development of an anthropomorfic simulator for simulation and measurements of neutron dose and flux in the facility for BNCT studies
Palavras-chave em inglês
activation detector
anthropomorfic simulator
BNCT
radiation transport
TLDs
Resumo em inglês
IPEN facility for researches in BNCT (Boron Neutron Capture Therapy) uses IEA-R1 reactor's irradiation channel number 3, where there is a mixed radiation field neutrons and gamma. The researches in progress require the radiation fields, in the position of the irradiation of sample, to have in its composition maximized thermal neutrons component and minimized, fast and epithermal neutron flux and gamma radiation. This work was developed with the objective of evaluating whether the present radiation field in the facility is suitable for BNCT researches. In order to achieve this objective, a methodology for the dosimetry of thermal neutrons and gamma radiation in mixed fields of high doses, which was not available in IPEN, was implemented in the Center of Nuclear Engineering of IPEN, by using thermoluminescent dosimeters TLDs 400, 600 and 700. For the measurements of thermal and epithermal neutron flux, activation detectors of gold were used applying the cadmium ratio technique. A cylindrical phantom composed by acrylic discs was developed and tested in the facility and the DOT 3.5. computational code was used in order to obtain theoretical values of neutron flux and the dose along phantom. In the position corresponding to about half the length of the cylinder of the phantom, the following values were obtained: thermal neutron flux (2,52 ± 0,06).108n/cm2s, epithermal neutron flux (6,17 ± 0,26).107.106n/cm2s, absorbed dose due to thermal neutrons (4,2 ± 1,8)Gy and (10,1 ± 1,3)Gy due to gamma radiation. The obtained values show that the fluxes of thermal and epithermal neutrons flux are appropriate for studies in BNCT, however, the dose due to gamma radiation is high, indicating that the facility should be improved.
 
AVISO - A consulta a este documento fica condicionada na aceitação das seguintes condições de uso:
Este trabalho é somente para uso privado de atividades de pesquisa e ensino. Não é autorizada sua reprodução para quaisquer fins lucrativos. Esta reserva de direitos abrange a todos os dados do documento bem como seu conteúdo. Na utilização ou citação de partes do documento é obrigatório mencionar nome da pessoa autora do trabalho.
Data de Publicação
2011-08-15
 
AVISO: Saiba o que são os trabalhos decorrentes clicando aqui.
Todos os direitos da tese/dissertação são de seus autores
Centro de Informática de São Carlos
Biblioteca Digital de Teses e Dissertações da USP. Copyright © 2001-2022. Todos os direitos reservados.