DETERMINAÇÃO DE UMA MATRIZ RESPOSTA PARA O ESPECTRÔMETRO DE MULTIESFERAS DE BONNER

Documentos relacionados
Caracterização de espectros neutrônicos com fontes de 238 PuBe, 241 AmBe e 252 Cf moderados em água.

Validação da metodologia de simulação de resposta de dosímetro de albedo

ESTUDO DA REPRODUTIBILIDADE DAS MEDIÇÕES COM O ESPECTRÔMETRO DE MULTIESFERAS DE BONNER

CÁLCULO DE CORREÇÕES DA TAXA DE EMISSÃO DE FONTES DE NÊUTRONS MEDIDA NO SISTEMA BANHO DE SULFATO DE MANGANÊS DO LNMRI/IRD

CARACTERIZAÇÃO DE MATERIAIS UTILIZADOS NO DESENVOLVIMENTO DE FANTOMAS FÍSICOS ANTROPOMÓRFICOS

SIMULAÇÃO DE DOSES OCUPACIONAIS EM RADIOGRAFIA INDUSTRIAL

Irradiador de nêutrons para calibração de detectores TLD- 600

DETERMINAÇÃO DA CAMADA MORTA EM DETECTORES DE GERMÂNIO HIPERPURO

Estudo da reprodutibilidade e calibração dos TLD 600, TLD 700 e TLD 400

Espectrometria de nêutrons em um acelerador cíclotron utilizando o sistema de esferas de Bonner e detectores termoluminescentes

AUTARQUIA ASSOCIADA À UNIVERSIDADE DE SÃO PAULO

SIMULAÇÃO POR MONTE CARLO DOS FEIXES DE 6 E 15 MV DO CLINAC 2100 UTILIZANDO O CÓDIGO MCNP 4B

Simulação dos espectros de 60 Co e 137 Cs do Irradiador Shepherd 81 14D do LNMRI/IRD usando o Geant4.

Procedimento para medição do fator de anisotropia de fontes de nêutrons

CURVAS DE SATURAÇÃO DE CÂMARAS DE IONIZAÇÃO TANDEM PARA A MEDIDA DE Hp(10)

CÁLCULO DE CRITICALIDADE DE UM PROBLEMA-PADRÃO TIPO PLACA COM DIFERENTES PROGRAMAS COMPUTACIONAIS

ESTUDO DO CAMPO DE RADIAÇÃO NEUTRÔNICA EM TORNO DO CÍCLOTRON GE PETtrace-8 DE 16,5 MeV DO CDTN. Adriana Márcia Guimarães Rocha

DOSIMETRIA NA IRRADIAÇÃO DE COMPONENTES ELETRÔNICOS

ESTUDO DA ADEQUAÇÃO DO USO DE DETECTORES SEMICONDUTORES PARA AVALIAÇÕES DOSIMÉTRICAS EM RADIOTERAPIA COM FEIXE DE ELÉTRONS.

Determinação do fator anisotrópico de emissão de nêutrons de fontes de 241 Amerício-Berílio do Laboratório de Metrologia de Nêutrons

Neutron Interactions. Slides Based on Atoms, Radiation and Radiation Protection,James E. Turner

Desafios na metrologia de nêutrons

APLICABILIDADE DE UM SISTEMA PORTÁTIL DE ESPECTROMETRIA DE RAIOS-X E RAIOS GAMA IN SITU

DETECTORES DE RADIAÇÃO

DESDOBRAMENTO DE ESPECTROS DE NÊUTRONS UTILIZANDO O MÉTODO DE MONTE CARLO E REDES NEURAIS. Roberto Mendonça de Lemos Júnior

*Instituto de Estudos Avançados/CTA São José dos Campos, SP - Caixa Postal 6044 CEP ,

MEDIDAS E CÁLCULOS DE ESPECTRO DE ENERGIA DE NÊUTRONS EMERGENTES DE UM DUTO EM UMA BLINDAGEM

ESTUDO COMPARATIVO ENTRE O RIPPLE MEDIDO EM UM EQUIPAMENTO DE RAIOS X E O RIPPLE CALCULADO

CARACTERIZAÇÃO DE DOSE EM CAMPO MISTO DE RADIAÇÃO UTILIZANDO DOSÍMETROS TERMOLUMINESCENTES NA INSTALAÇÃO PARA ESTUDOS EM BNCT

Detetores de Neutrons

Projeto DRIEAB Dosimetria da Radiação Ionizante no Espaço o Aéreo A Brasileiro

Análise do levantamento radiométrico durante operação do reator Argonauta

Monitoração e identificação de agentes radiológicos em emergência QBNRe

ANÁLISE DOS RESULTADOS DA MONITORAÇÃO DE ÁREA, REALIZADA NO CICLOTRON CV-28, DURANTE O PROCESSO DE PRODUÇÃO DO IODO 123. RESUMO I.

Determinação da Radiação Espalhada no Laboratório de Calibração com Nêutrons do IPEN

1. Introdução. 2. Cálculos. 3. Resultados. 4. Conclusões. 5. Referências

Estimativa Computacional da Radiação Espalhada no Laboratório de Calibração com Nêutrons do IPEN

ESTUDO DA RESPOSTA DE MONITORES DE ÁREA PARA NÊUTRONS EM UMA INSTALAÇÃO RADIOTERÁPICA. Ana Paula Salgado

Marcos A G Albuquerque Laboratório de Ciências Radiológicas, UERJ, Rio de Janeiro

CAMADAS SEMIRREDUTORAS DE RAIOS-X DE BAIXA ENERGIA: MEDIDAS COM CÂMARA DE EXTRAPOLAÇÃO

MÉTODO SIMPLIFICADO DE DETERMINAÇÃO DE ENERGIA EFETIVA DE FEIXES DE RADlAçÃQ-X. por

AVALIAÇÃO DA DEPENDÊNCIA ENERGÉTICA DE MONITORES PORTÁTEIS DE RADIAÇÃO UTILIZADOS EM RADIOPROTEÇÃO

Capítulo 1 Radiação Ionizante

IMAGENS DE DISTRIBUIÇÃO ELEMENTAR POR MICROTOMOGRAFIA POR FLUORESCÊNCIA DE RAIOS X

AVALIAÇÃO DOS EFEITOS DA RADIAÇÃO POR FEIXES DE ELÉTRONS NAS PROPRIEDADES MECÂNICAS DO POLIPROPILENO

Detecção e Medida de Radiações Ionizantes

Comparação entre duas metodologias para correção da uniformidade de fontes extensas de referência

IIISEN/2013. REVIEW -PROGRAMAÇÃO MCNPx ROTEIRO PASSO A PASSO PARA INICIANTES

AVALIAÇÃO DA EXPOSIÇÃO OCUPACIONAL NA PRODUÇÃO DE 123 I

Análise de Desempenho de Sistemas Dosimétricos de Extremidade Tipo Anel

POR QUE SÃO IMPORTANTES AS MEDIÇÕES DE CONTROLE DE QUALIDADE EM EQUIPAMENTOS DE RAIOS X?

RECONSTRUÇÃO ANALÍTICA INTRA-NODAL DO FLUXO ESCALAR DE NÊUTRONS COM O MÉTODO ESPECTRO-NODAL CONSTANTE

CALIBRAÇÃO E CARACTERIZAÇÃO DE DOSÍMETROS DE EXTREMIDADES

ATIVIDADES DO PCTN NA ÁREA DE CONCENTRAÇÃO EM ENGENHARIA NUCLEAR E DA ENERGIA

Estudo da função resposta de um detector cintilador de NaI(Tl)

Calibração de detectores sólidos de traços nucleares do tipo CR-39 para medidas de Rn-222 no ar

Influência da física difrativa em chuveiros atmosféricos extensos ultraenergéticos

Avaliação dos valores de taxa de kerma no ar dos sistemas de radiação X utilizados na calibração de instrumentos de medida em radiodiagnóstico

DDQBN. Monitoração e identificação de agentes radiológicos em emergência QBNRe. Seção Defesa Nuclear DDQBN/CTEx Subseção de Proteção Radiológica

PLANO DE TRABALHO: RADIOBIOLOGIA E RADIOPROTEÇÃO

Padronização do 57 Co por diferentes métodos do LNMRI

Estudo da distribuição de dose equivalente em órgãos e tecidos em procedimento de radiografia odontológica periapical.

EFEITO DA RADIAÇÃO POR FEIXE DE ELÉTRONS SOBRE AS PROPRIEDADES MECANICAS DO POLIETILENO DE ALTA DENSIDADE

PLANO DE TRABALHO: RADIOBIOLOGIA E RADIOPROTEÇÃO

Estudo da correção de espalhamento de nêutrons na calibração do monitor individual de albedo no LN

Interação de partículas carregadas rápidas com a matéria parte 2. FÍSICA DAS RADIAÇÕES I Paulo R. Costa

Metodologia para caracterização de dosímetros termoluminescentes (TLD-100) para dosimetria em radioterapia.

LABORATÓRIO ABERTO DE FÍSICA NUCLEAR

Produção e qualidade dos raios X - Parte 1. FÍSICA DAS RADIAÇÕES I Paulo R. Costa

Capítulo 7. Conclusões 145

ESTUDO DA FUNÇÃO RESPOSTA DE UM DETECTOR CINTILADOR DE Nal(Tl)

APLICAÇÃO DA TRANSMISSÃO DE RAIOS GAMA NO ESTUDO DE TELHAS ONDULADAS DE DIFERENTES IDADES

Instituto de Física USP. Física V - Aula 21. Professora: Mazé Bechara

DESENVOLVIMENTO DE UM SISTEMA PORTÁTIL PARA TESTE DE MONITORES DE ÁREA PARA NÊUTRONS. Luciane de Rezende Souza

Introdução às interações de partículas carregadas Parte 1. FÍSICA DAS RADIAÇÕES I Paulo R. Costa

CARACTERIZAÇÃO DE UM DETECTOR TIPO LONG COUNTER COMO PADRÃO SECUNDÁRIO PARA MEDIÇÃO DE FLUÊNCIA DE NÊUTRONS. Simone da Silva Fernandes

2242, Cidade Universitária São Paulo SP Brasil. Palavras-chave: Tomografia Computadorizada; Sistema Tandem; CSR.

DESENVOLVIMENTO DE UM SISTEMA DE IRRADIAÇÃO COM NÊUTRONS TÉRMICOS PARA A CALIBRAÇÃO DE MONITORES. Achilles Astuto

Massa Atômica e Molecular, Mol

Capítulo 12 Detectores continuação III

DETERMINAÇÃO DA MEIA-VIDA DO CO-57 USANDO DADOS DA VERIFICAÇÃO DIÁRIA DE DETECTORES

DOSÍMETROS 1. FILMES FOTOGRÁFICOS

FÍSICA NUCLEAR E PARTÍCULAS

Efeito Fotoelétrico. Dosimetria e Proteção Radiológica. Efeito Fotoelétrico

Diferenças entre bibliotecas de seções de choque para dosimetria de nêutrons

CARACTERIZAÇÃO E CALIBRAÇÃO DE DOSÍMETROS DE EXTREMIDADE PARA FEIXES DE RADIAÇÃO BETA EM TERMOS DO EQUIVALENTE DE DOSE PESSOAL

BRAZILIAN JOURNAL OF RADIATION SCIENCES (2015) 01-05

Determinação de Atividades Alfa e Beta Total em Água para Consumo Humano por LSC

SIMULAÇÃO MONTE CARLO DA RESPOSTA DE UM MONITOR INDIVIDUAL DE NÊUTRONS TIPO ALBEDO. Bruno Mendes Freitas

Capítulo 3 Atenuação Exponencial

Aplicação de Redes Neurais Artificiais na Caracterização de Tambores de Rejeito Radioativo

Instituto de Física USP. Física V - Aula 18. Professora: Mazé Bechara

Metodologia para caracterização de dosímetros termoluminescentes (TLD-100) para dosimetria em radioterapia.

Capítulo 9 Produção de Raios X e Qualidade

CÁLCULO DE DOSE EQUIVALENTE EM ÓRGÃOS DEVIDO A FOTONÊUTRONS PROVENIENTES DE ACELERADORES CLÍNICOS

Estudo do fluxo neutrônico no reator IPR-R1 com o MCNPX

ESTUDO DA APLICAÇÃO DA DOSIMETRIA OSL EM ALTAS DOSES UTILIZANDO OS DOSÍMETROS CaF 2 :Dy E CaF 2 :Mn

INSTRUMENTAÇÃO NUCLEAR INTERAÇÃO DA RADIAÇÃO COM A MATÉRIA. Claudio C. Conti

FICHA DE DISCIPLINA. UNIDADE ACADÊMICA: Instituto de Física PRÉ-REQUISITOS: CÓ-REQUISITOS: OBJETIVOS

Transcrição:

2005 International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2005 Santos, SP, Brazil, August 28 to September 2, 2005 ASSOCIAÇÃO BRASILEIRA DE ENERGIA NUCLEAR - ABEN ISBN: 85-99141-01-5 DETERMINAÇÃO DE UMA MATRIZ RESPOSTA PARA O ESPECTRÔMETRO DE MULTIESFERAS DE BONNER Roberto M. de Lemos Júnior 1, Ademir X. da Silva 1, Walsan W. Pereira 2, Edmilson M. de Souza 1, Sandro P. Leite 2 1 Universidade Federal do Rio de Janeiro [PEN/COPPE DNC/EE] CT/UFRJ Ilha do Fundão C. P. 68509 CEP: 21945-970, Rio de Janeiro, Brasil. rlemos@con.ufrj.br, ademir@con.ufrj.br, emonteiro@con.ufrj.br, 2 Instituto de Radioproteção e Dosimetria LNMRI/IRD/CNEN Av. Salvador Allende, s/n o, Recreio dos Bandeirantes, CEP: 22780-160, Rio de Janeiro, Brasil. walsan@ird.gov.br, sandro@ird.gov.br RESUMO O Espectrômetro de Multiesferas de Bonner é um sistema de espectrometria de nêutrons que consiste em um detector de nêutrons térmicos localizado no centro de várias esferas moderadoras de diferentes diâmetros, geralmente construídas de polietileno de alta densidade. Neste trabalho, uma matriz resposta para o Espectrômetro de Multiesferas de Bonner foi obtida utilizando o código de transporte de radiação MCNP, baseado no método de Monte Carlo, e os dados nucleares de seção de choque da ENDF/B-VI. Para isso, foi simulado um conjunto de seis esferas de polietileno de alta densidade e um detector cintilador (cristal de 6 LiI(Eu) cilíndrico com 0,4 cm de diâmetro e 0,4 cm de altura). Os resultados obtidos são comparados com os existentes na literatura. 1. INTRODUÇÃO O Espectrômetro de Multiesferas de Bonner (EMB) é um sistema de espectrometria de nêutrons que consiste em um detector de nêutrons térmicos localizado no centro de várias esferas moderadoras de diferentes diâmetros, geralmente construídas de polietileno de alta densidade. Este sistema é muito utilizado e estudado em diversos laboratórios (Lemos [1], Carrillo et al [2], Mares e Schraube [3]) por ser capaz de obter uma resposta isotrópica do espectro de nêutrons e, principalmente, por contar nêutrons da faixa térmica (mev) até alguns GeV. O espectrômetro foi sugerido e descrito primeiramente por Bramblett et al [4]. Estes utilizaram um detector de cintilação 6 LiI(Eu) e um conjunto de seis esferas de polietileno com diâmetros de 5,08 cm (2 polegadas), 7,62 cm (3 polegadas), 12,70 cm (5 polegadas), 20,32 cm (8 polegadas), 25,40 cm (10 polegadas) e 30,48 cm (12 polegadas). Os detectores mais utilizados no centro das esferas moderadoras são os detectores ativos, como o cintilador 6 LiI(Eu) e os contadores proporcionais 10 BF 3 e o 3 He. O espectro de nêutrons é obtido utilizando-se os diferentes graus de moderação proveniente de cada esfera: a esfera de menor diâmetro é mais sensível aos nêutrons incidentes de menor energia, e a esfera de maior diâmetro é mais sensível aos nêutrons incidentes de maior energia. Assim, para contabilizar nêutrons de faixas de energias diferentes em um campo

contínuo de nêutrons, é necessário conhecer o comportamento desse sistema para diferentes faixas de energia, ou seja, obter uma matriz que forneça a resposta para cada diâmetro de esfera utilizada. Esta matriz é comumente chamada de Matriz Resposta. Para se obter a forma do espectro de nêutrons, utiliza-se programas de desdobramento de espectros (Lemos [5]). Uma metodologia padronizada para desdobramento de espectros de nêutrons foi proposta por Lemos [1], onde foi definido um procedimento para a utilização do EMB, utilizando-se um detector de 6 LiI(Eu) e um programa computacional para tratamento de dados (programa de desdobramento de espectro). Neste trabalho, foi visto que a resolução do espectro final obtido com a melhor matriz estudada (SAN4 [6] do programa de desdobramento) disponíveis na literatura é bastante pobre comparado com o mesmo espectro de referência publicado na Norma ISO8529-1 [7]. O objetivo do presente trabalho é desenvolver uma nova matriz resposta para EMB a partir da simulação de campos de nêutrons, utilizando-se o código de Monte Carlo MCNP [8]. E como procedimento posterior em um trabalho futuro, numa análise visando o aprimoramento do processo de desdobramento de espectro de nêutrons, esta matriz será inserida em um modelo computacional para desdobramento de espectros com base na metodologia de inteligência artificial. 2. CÁLCULO DA MATRIZ RESPOSTA A matriz resposta para o EMB foi calculada utilizando-se o código de transporte de radiação, baseado no método de Monte Carlo, MCNP, versão 4C [8] e os valores de secção de choque disponíveis na biblioteca ENDF/B-VI incluída no código. O sistema modelado consiste em um detector 6 LiI(Eu) cilíndrico, com 0,4 cm de diâmetro e 0,4 cm de altura, e um conjunto de esferas de polietileno de alta densidade (0,95 g/cm 3 ) com diâmetros iguais a 5,08 cm, 7,62 cm, 12,70 cm, 20,32 cm, 25,40 cm e 30,48 cm, onde cada esfera é encaixada em duas cavidades cilíndricas de diâmetros 1,42 cm e 1,88 cm respectivamente, representando o suporte do detector. A resposta para o sistema foi definida como a fluência integrada de nêutrons incidentes no volume sensível do detector dentro do intervalo de 1 mev à energia de corte do Cádmio (512 mev). Uma colisão entre um nêutron com baixa energia (E<1eV) e um átomo é afetada pelo movimento térmico do átomo e, em muitos casos, pela presença de átomos vizinhos. Esse movimento térmico não pode ser ignorado em muitas situações. Ligações químicas e estruturas cristalinas das moléculas têm um efeito também expressivo, para nêutrons com energia abaixo de 1 ev. Para levar em conta os efeitos dos movimentos térmicos dos átomos, o código MCNP usa um tratamento térmico que é baseado na aproximação do gás livre (gás ideal) e as leis de espalhamento, S(α,β), relacionadas aos efeitos das ligações moleculares, para um número limitado de substâncias e temperaturas. Na avaliação do efeito das ligações químicas e a estrutura cristalina durante o espalhamento de nêutrons térmicos, foram utilizadas as leis de espalhamento S(α,β). A incerteza estatística obtida na simulação foi menor que 5%. As irradiações foram realizadas considerando feixes de nêutrons monoenergéticos incidindo perpendicularmente na face cilíndrica do detector de 6 LiI(Eu). Foram simulados 23 valores discretos de energia na faixa de 10-8 MeV a 10 2 MeV. As respostas foram obtidas primeiramente para o detector nu (sem esfera), e posteriormente para o detector de 6 LiI(Eu)

localizado no interior da cavidade cilíndrica e no centro de cada esfera. O espaço entre a superfície cilíndrica e o volume detector foi assumido como vácuo. 3. RESULTADOS E DISCUSSÃO Os resultados para o detector nu (sem esfera) e para o detector com todas as esferas estão normalizados. A resposta obtida é apresentada através das curvas na figura 1. 1,0E-05 1,0E-08 1,0E-07 1,0E-06 1,0E-05 1,0E+01 1,0E+02 Nu (sem esfera) 5,08 cm 7,62 cm 12,70 cm 20,32 cm 25,40 cm 30,48 cm Figura 1. Matriz resposta (resposta (cm -2 ) em função da energia do nêutron (MeV)), obtida pelo MCNP, para o EMB. Na figura 1, observa-se claramente que existe uma tendência na forma da curva em cada esfera que depende da energia do nêutron e do diâmetro da mesma, ou seja, a sensitividade máxima na resposta aumenta para as esferas de maiores diâmetros com o aumento da energia, na medida em que os nêutrons de baixas energias são cada vez mais espalhados e capturados no interior do moderador. As figuras 2 e 3 ilustram a comparação dos resultados obtidos no presente trabalho com a matriz de Cruzate et al [9] disponível na literatura. Cruzate et al apresentaram seus resultados para 25 intervalos de energia com um detector termoluminescente TLD-600 e um conjunto de 12 esferas de polietileno de alta densidade (0,95 g/cm 3 ), com diâmetros variando de 5,08 cm a 30,48 cm. A resposta para o seu sistema foi definida como a fluência integrada de nêutrons incidentes no volume sensível do detector dentro do intervalo de 1 mev à energia de corte do Cádmio (512 mev), conforme também foi estabelecida no presente trabalho. Eles utilizaram

o mesmo código de transporte de radiação (MCNP, versão 4B e os valores de secção de choque disponíveis na biblioteca ENDF/B-VI incluída no código). Na figura 2 é apresentado o resultado obtido neste trabalho e aquele determinado por Cruzate et al [9], para o detector nu (sem esfera). Visualiza-se uma diferença significativa até a faixa de energia de 4,0x10-7 MeV, onde a curva produzida por Cruzate et al, apresenta uma maior magnitude. Isto ocorre pela diferença na modelagem feita em cada trabalho. Cruzate et al utilizaram um sistema com um detector termoluminescente (TLD-600) e neste trabalho um sistema com um detector cintilador ( 6 LiI(Eu)) foi modelado. Detector sem esfera Lemos [este trabalho] 1,0E-05 1,0E-06 1,0E-08 1,0E-07 1,0E-06 1,0E-05 Figura 2. Comparação entre os resultados obtidos neste trabalho e por Cruzate et al [9], para o detector nu (sem esfera). Na figura 3, a comparação é feita para cada diâmetro de esfera de polietileno. Observa-se que as curvas diferem em magnitude, porém sendo similares nas suas formas. As figuras de 3a a 3c mostram que para as esferas de 5,08 cm, 7,62 cm e 12,70 cm de diâmetro, as respostas obtidas por Cruzate et al (TLD-600) apresentaram maiores magnitudes que as obtidas neste trabalho ( 6 LiI(Eu)). Entretanto, verifica-se nas figuras de 3d a 3f, que ocorre o contrário: o número de nêutrons térmicos detectados pelo cintilador 6 LiI(Eu), para maiores volumes de moderação, é superior ao detectado pelo detector termoluminescente TLD-600. Essas discrepâncias estão relacionadas a eficiência de detecção, em função da energia dos nêutrons, apresentados pelos diferentes tipos de detectores analisados. Além disso, o volume sensível do detector de 6 LiI(Eu) simulado neste trabalho foi de 5,0x10-2 cm 3, superior ao volume sensível do detector TDL-600 de 8,1x10-3 cm 3 considerado no trabalho de Cruzate.

Esfera de 5,08 cm (2") Esfera de 7,62 cm (3") 1,0E-05 1,0E-08 1,0E-06 1,0E+02 Figura 3a. Resposta para a esfera de 5,08 cm de diâmetro. 1,0E-08 1,0E-06 1,0E+02 Figura 3b. Resposta para a esfera de 7,62 cm de diâmetro. Esfera de 12,70 cm (5") Esfera de 20,32 cm (8") 1,0E-08 1,0E-06 1,0E+02 Figura 3c. Resposta para a esfera de 12,70 cm de diâmetro. 1,0E-08 1,0E-06 1,0E+02 Figura 3d. Resposta para a esfera de 20,32 cm de diâmetro. Esfera de 25,40 cm (10") Esfera de 30,48 cm (12") 1,0E-08 1,0E-06 1,0E+02 Figura 3e. Resposta para a esfera de 25,40 cm de diâmetro. 1,0E-08 1,0E-06 1,0E+02 Figura 3f. Resposta para a esfera de 30,48 cm de diâmetro. Figura 3. Comparação entre os resultados obtidos neste trabalho e por Cruzate et al [9], para cada diâmetro de esfera.

4. CONCLUSÃO A partir da análise da figura 1 observa-se que há um aumento na contagem de nêutrons para as esferas de maiores diâmetros com o aumento da energia. Isto ocorre devido ao processo de moderação (espalhamento elástico) dos nêutrons incidentes no volume da esfera moderadora. A diferença visual observada na comparação da forma de cada curva da figura 2 ocorre devido à diferença na modelagem adotada em cada trabalho, pois foram utilizados diferentes detectores no sistema de detecção. Cruzate et al [9] utilizaram um sistema com um detector termoluminescente (TLD-600), enquanto que, no presente trabalho, um sistema com um detector cintilador ( 6 LiI(Eu)) foi modelado. A discrepância observada nos resultados das matrizes respostas obtidas neste trabalho e por Cruzate (Figura 3) está associada a eficiência de detecção e a diferença no volume dos detectores de nêutrons dos sistemas de detecção simulados. BIBLIOGRAFIA 1. R. M. Lemos, Medidas de espectros de referência de nêutrons com o Espectrômetro de Multiesfera de Bonner, 55 f. Dissertação (Mestrado em Radioproteção) IRD/CNEN (2004). 2. H. R. V. Carrillo, B. W. Wehring, et. al., Response matrix for a Multisphere Spectrometer using a LiF thermoluminescent dosemeter, Radiation Protection Dosimetry Vol. 81 No. 2 pp. 133-140 (1999). 3. V. Mares, H. Schraube, Evaluation of the matrix of a Bonner Sphere Spectrometer with LiI detector from thermal energia to 100 MeV, Nuclear Instruments and Methods A 337 pp. 461-473 (1993). 4. R. L. Bramblett, R. I. Edwing, et. al., A new type of neutron spectrometer, Nuclear Instruments and Methods Vol. 9 pp-1-12 (1960). 5. R. M. Lemos Jr., E. S. Fonseca, Medidas de espectros de referência de nêutrons com o Espectrômetro de Multiesfera de Bonner, Congresso Brasileiro de Metrologia, Recife, Setembro (2003). 6. K. A. Lowry, T. L. Johnson, The effect of the choise of response matrix on unfolded Bonner Sphere spectra NRL Memorandum Reporter 5493 (1984). 7. IS08529-1, Characteristics and methods of production, ISO International Orgnization for Standardzation (2001). 8. J. F. Briesmeister, Ed., MCNP - A General Monte Carlo N-Particle Transport, Code, Version 4C, LA-13709-M (April 2000). 9. J. A. Cruzate, B. N. Gregori, et. al., Multisphere neutron spectrometric system with thermoluminescent detectors IRPA International Radiation Protection Association, Japan, pp-3b-158 (2002).