PAULO DE TARSO DALLEDONE SIQUEIRA

PAULO DE TARSO DALLEDONE SIQUEIRA

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Modelagem computacional dos Geradores de Vapor e da Tampa do Vaso do Reator
2023 - YORIYAZ, HELIO; MEDEIROS, JOSE A.G. de; SIQUEIRA, PAULO de T.D.
Este relatório apresenta a descrição da metodologia de cálculo que está sendo desenvolvida para a estimativa do inventário radioativo do Gerador de Vapor (GV), e da Tampa do Vaso do Reator (TVR), bem como, os principais resultados e análises realizados até o momento através de simulações computacionais. A simulação computacional de qualquer problema começa com a construção de um modelo computacional que irá representar o problema que está sendo estudado. No presente caso, isso engloba a modelagem da geometria do GV e da TVR, assim como as composições e densidades dos materiais que compõem essas estruturas. Neste sentido, o presente trabalho consistiu na elaboração de vários modelos computacionais que levam em consideração diferentes características geométricas e também diferentes densidades e composições de materiais, no sentido de buscar a melhor representação ou modelo computacional de cálculo de dose para estimativa do inventário do 60Co presente nessas estruturas. A ferramenta principal de análise é o código computacional para o transporte de radiação baseado no Método de Monte Carlo (MMC) denominado MCNP versões 5 e 6.1. Este código permite uma grande versatilidade em trabalhar com geometrias complexas, sendo amplamente utilizado em problemas na área nuclear. Este documento visa atender o item 8.4.3 – “Estudos sobre a modelagem computacional para a estimativa do inventário da Tampa do Vaso do Reator e do Gerador de Vapor” do plano de trabalho anexo ao acordo “Determinação da Composição Isotópica dos Rejeitos Radioativos de Baixo e Médio Nível de Radiação da CNAAA (Fase B)”.
Registro do encontro organizado pela AIEA sobre melhores práticas em BNCT
2022 - SIQUEIRA, PAULO de T.D.
Esta informação técnica visa apresentar um registro das atividades realizadas durante o Evento Técnico sobre as Melhores Práticas na Terapia por Captura de Nêutrons por Boro (AIEA Technical Meeting on Best Practices of BNCT), TM-BNCT 2022 realizado de forma remota com a participação de representantes de várias nações entre os dias 14 e 18 de março de 2022.
Neutron radiation effects on an electronic system on module
2020 - LO PRESTI, DOMENICO; MEDINA, NILBERTO H.; GUAZZELLI, MARCILEI A.; MORALLES, MAURICIO; AGUIAR, VITOR A.P.; OLIVEIRA, JOSE R.B.; ADDED, NEMITALA; MACCHIONE, EDUARDO L.A.; SIQUEIRA, PAULO de T.D.; ZAHN, GUILHERME; GENEZINI, FREDERICO; BONANNO, DANILO; GALLO, GIUSEPPE; RUSSO, SALVATORE; SGOUROS, ONOUFRIOS; MUOIO, ANNAMARIA; PANDOLA, LUCIANO; CAPPUZZELLO, FRANCESCO
The NUMEN (NUclear Matrix Elements for Neutrinoless double beta decay) project was recently proposed with the aim to investigate the nuclear response to Double Charge Exchange reactions for all the isotopes explored by present and future studies of 0νββ decay. The expected level of radiation in the NUMEN experiment imposes severe limitations on the average lifetime of the electronic devices. During the experiments, it is expected that the electronic devices will be exposed to about 105 neutrons/cm2/s according to FLUKA simulations. This paper investigates the reliability of a System On Module (SOM) under neutron radiation. The tests were performed using thermal, epithermal, and fast neutrons produced by the Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares 4.5MWNuclear Research Reactor. The results show that the National Instruments SOM is robust to neutron radiation for the proposed applications in the NUMEN project.
Relatório parcial do projeto - determinação da composição isotópica dos rejeitos radioativos da CNAAA (Fase A)
2016 - SIQUEIRA, PAULO de T.D.; TERREMOTO, LUIS A.A.
Critical loading configurations of the IPEN/MB-01 reactor with a central cruciform rod
2005 - SANTOS, A.; ANDRADE e SILVA, G.S.; FANARO, L.C.C.B.; YAMAGUCHI, M.; JEREZ, R.; ABE, A.Y.; FUGA, R.; SIQUEIRA, P.T.D.
Comparative in vivo and in vitro study of the cytogenetic effects of sup(153)Sm-EDTMP in lymphocytes of patients with bone metastases
2002 - SILVA, M.A.; SUZUKI, M.F.; GUIMARAES, M.I.C.C.; BUCHPIGUEL, C.A.; ROGERO, J.R.; YORIYAZ, H.; SIQUEIRA, P.T.D.; COELHO, P.R.P.; OKAZAKI, K.
Physical models, cross sections, and numerical approximations used in MCNP and GEANT4 Monte Carlo codes for photon and electron absorbed fraction calculation
2009 - YORIYAZ, HELIO; MORALLES, MAURICIO; SIQUEIRA, PAULO de T.D.; GUIMARAES, CARLA da C.; CINTRA, FELIPE B.; SANTOS, ADIMIR dos
Purpose: Radiopharmaceutical applications in nuclear medicine require a detailed dosimetry estimate of the radiation energy delivered to the human tissues. Over the past years, several publications addressed the problem of internal dose estimate in volumes of several sizes considering photon and electron sources. Most of them used Monte Carlo radiation transport codes. Despite the widespread use of these codes due to the variety of resources and potentials they offered to carry out dose calculations, several aspects like physical models, cross sections, and numerical approximations used in the simulations still remain an object of study. Accurate dose estimate depends on the correct selection of a set of simulation options that should be carefully chosen. This article presents an analysis of several simulation options provided by two of the most used codes worldwide:MCNP and GEANT4. Methods: For this purpose, comparisons of absorbed fraction estimates obtained with different physical models, cross sections, and numerical approximations are presented for spheres of several sizes and composed as five different biological tissues. Results: Considerable discrepancies have been found in some cases not only between the different codes but also between different cross sections and algorithms in the same code. Maximum differences found between the two codes are 5.0% and 10%, respectively, for photons and electrons. Conclusion: Even for simple problems as spheres and uniform radiation sources, the set of parameters chosen by any Monte Carlo code significantly affects the final results of a simulation, demonstrating the importance of the correct choice of parameters in the simulation.