Avalia????o de dados nucleares para dosimetria de n??utrons

• Autor(a) principal: TARDELLI, TIAGO C.
• Data de Publicação: 2013
• Tipo de documento: Dissertação
• Título da fonte: Repositório Institucional do IPEN
• Texto Completo: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10587
• topic: neutron transport; neutron emission; neutron sources; neutron flux; neutron dosimetry; interactions; measuring instruments; radiation dose units; nuclear energy; data analysis; computer codes; monte carlo method

Doses absorvidas e doses efetivas podem ser calculadas utilizando c??digos computacionais de transporte de radia????o. A qualidade desses c??lculos depende dos dados nucleares, no entanto, s??o raras as informa????es sobre as diferen??as nas doses causadas por diferentes bibliotecas. O objetivo desse estudo ?? comparar os valores de dose (absorvida e efetiva) obtidos utilizando diferentes bibliotecas de dados nucleares devido a uma fonte externa de n??utrons na faixa de 10-11 a 20 MeV. As bibliotecas de dados nucleares s??o: JENDL 4.0, JEFF 3.1.1 e ENDF/B-VII.0. C??lculos de doses foram realizados utilizando o c??digo MCNPX considerando o modelo antropom??rfico da ICRP-110. As diferen??as nos valores das doses absorvidas utilizando as bibliotecas JEFF 3.1.1 e a ENDF/B.VII s??o pequenas, em torno de 1%, por??m os resultados obtidos com a JENDL 4.0 apresentam diferen??as de at?? 85 % compara aos resultados da ENDF/B-VII.0 e JEFF 3.1.1. Diferen??as nas doses efetivas s??o em torno de 1,5% entre ENDF/B-VII.0 e JEFF 3.1.1, e 11 % entre ENDF/B-VII.0 e JENDL 4.0.