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  • IPEN-DOC 27157

    GONZALES-LORENZO, CARLOS D.; WATANABE, SHIGUEO; CAVALIERI, TASSIO A. ; CANO, NILO F.; RAO, T.K.G.; CHUBACI, JOSE F.D.; CARMO, LUCAS S. ; BUENO, CARMEN C. . Calculated and experimental response of calcium silicate polycrystalline to high and very-high neutron doses. Radiation Physics and Chemistry, v. 172, p. 1-7, 2020. DOI: 10.1016/j.radphyschem.2020.108820

    Abstract: In the scope to the discovery of new detectors for high and very-high gamma and neutron radiation dose (mGy- MGy), synthetic polycrystals of CaSiO3 have been produced by the devitrification method in our laboratory. CaSiO3 polycrystals were irradiated with thermal, epithermal and a small fraction of fast neutrons. In the position of irradiation, the thermal neutron flux is about 83% of the total neutron flux and the thermal neutron fluences range from 5.82 × 1013 to 2.97 × 1016 n/cm2. This thermal neutron reacts with Ca, Si and O through (n,γ) process, all or part of the gamma emitted in this reaction is absorbed by the sample and is responsible for the induction of thermoluminescence (TL). The total energy emitted by the (n,γ) reaction was calculated analytically. Furthermore, Monte Carlo simulations using MCNP5 radiation transport code was carried out to calculate the deposited dose on CaSiO3 by the neutron interaction finding doses ranging from 42 Gy to 21 kGy. CaSiO3 TL glow curves, after radiation exposure from the reactor, display the main prominent TL peak around 234–259 °C and when exposed to gamma radiation (Co-60) it shows the main TL peak around same 234–272 °C.

    Palavras-Chave: thermoluminescence; calcium silicates; polycrystals; neutron dosimetry; monte carlo method; thermal neutrons; neutron reactions; irradiation; reactors; direct reactions

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  • IPEN-DOC 25754

    CAVALIERI, TASSIO A. ; SIQUEIRA, PAULO T.D. ; SHORTO, JULIAN M.B. ; GENEZINI, FREDERICO A. ; YORIYAZ, HELIO . Design, fabrication and modeling of an AmBe neutron irradiator for TLD screening for neutron dose measurement in mixed radiation fields. Applied Radiation and Isotopes, v. 150, p. 31-38, 2019. DOI: 10.1016/j.apradiso.2019.05.009

    Abstract: TLDs dosimeters are frequently presented as a viable choice for dosimetric studies when dealing with mixed neutron-gamma radiation fields. However, this choice is not without some drawbacks, because not only TLD response is highly dependent on particle type but also on neutron energy spectrum. Therefore, a correct screening and calibration of the dosimeter are required, and a simple shift from gamma screening methodology for mixed field is not suitable. This paper presents the design, fabrication and tests of an irradiator for TLD screening for neutron dose measurement using an AmBe source and polyethylene as moderator material. The design of the irradiator was conducted through Monte Carlo simulations using the MCNP5 code. The experimental validation and tests were performed using Indium activation foils and TLD 600 dosimeters. The manufactured irradiator demonstrated to be suitable for TLD screening under neutron source radiation field, offering very good homogeneity conditions in the radiation field so to guarantee same radiation dose delivered to the TLDs.

    Palavras-Chave: dosemeters; thermoluminescent dosemeters; monte carlo method; neutron activation analysis; radiations

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  • IPEN-DOC 26490

    SIQUEIRA, PAULO T.D. ; YORIYAZ, HELIO ; SHORTO, JULIAN M.B. ; CAVALIERI, TASSIO A. . Princípios e aplicações da terapia por captura de nêutrons por boro / Principles and applications of boron neutron capture therapy. Revista Brasileira de Física Médica, v. 13, n. 1, p. 116-121, 2019. DOI: 10.29384/rbfm.2019.v13.n1.p116-121

    Abstract: A terapia por captura de nêutrons (neutron capture therapy — NCT) é uma técnica radioterápica bimodal com princípios de funcionamento muito vantajosos para o tratamento de cânceres difusos. Contudo, apesar dessa vantagem conceitual e de sua primeira proposição já exceder 80 anos, essa técnica ainda não se encontra consolidada na comunidade clínica internacional como proposta terapêutica. Esse insucesso em seu estabelecimento não tem impedido que diversos grupos de pesquisa de diversos países do mundo invistam tempo e recursos em seu desenvolvimento. Neste texto apresentamos brevemente um histórico da NCT e dos principais desafios enfrentados pelos diversos grupos de pesquisas, uma comunidade de entusiastas da técnica, no seu desenvolvimento e na consolidação terapêutica da sua vertente mais estudada, a boron neutron capture therapy (BNCT). É apresentado também um resumo dos principais resultados alcançados com a técnica, além de um breve relato dos estudos realizados na instalação experimental de BNCT no Brasil.

    Palavras-Chave: boron; boron 10; brazilian cnen; carriers; dosimetry; gadolinium; neutron capture therapy; neutron sources; radiotherapy

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Autor: Maprelian

Título: loss of coolant

Tipo de publicação: Texto completo de evento

Ano de publicação: 2015

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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.