EDUARDO DE BRITO SOUTO
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Resumo IPEN-doc 15514 Fast neutron dose tresponse of a commercial polycarbonate2006 - SOUTO, E.B.; CAMPOS, L.L.Resumo IPEN-doc 15404 Estudo da resposta de um policarbonato comercial para aplicacao na dosimetria de neutrons2006 - SOUTO, E.B.; CAMPOS, L.L.Artigo IPEN-doc 13973 Development of a brazilian gamma-neutron dosimeter2007 - SOUTO, E.B.; CAMPOS, L.L.Artigo IPEN-doc 15753 Brazilian gamma-neutron dosimeter: response to sup(241) ambe and sup(252)Cf neutron sources2010 - SOUTO, E.B.; CAMPOS, M.P.Artigo IPEN-doc 13372 Proposed algorithm to angular radiation incidence correction of fast neutron track dosimeter2008 - SOUTO, EDUARDO de B.; CAMPOS, LETICIA L.Artigo IPEN-doc 15486 Chemical etching studies of a brazilian polycarbonate to fast neutron detection2006 - SOUTO, E.B.; CAMPOS, L.L.Dissertação IPEN-doc 11647 Projeto, construção e caracterização de um dosímetro para radiação de nêutrons2007 - SOUTO, EDUARDO de B.Com o objetivo de monitorar o crescente número de trabalhadores potencialmente expostos à radiação de nêutrons, foi projetado e desenvolvido um dosímetro individual para campos mistos nêutron-gama. O dosímetro proposto foi caracterizado para o espectro de energia de uma fonte de Amerício-Berílio e para o intervalo de dose de interesse da proteção radiológica (até 20 mSv). Para tanto utilizou-se a dosimetria termoluminescente de albedo e a dosimetria de traços nucleares, técnicas consagradas na literatura internacional, empregando materiais de fabricação nacional e de baixo custo. Um policarbonato comercial, denominado SS-1, foi caracterizado para aplicação como detector sólido de traços nucleares. Os parâmetros para revelação química e ampliação dos traços, assim como a metodologia de avaliação dos detectores foram determinados. Estudou-se a resposta dos detectores TLD-600, TLD-700 e SS-1 em campos mistos nêutrongama de uma fonte de Amerício-Berílio e definiu-se um algoritmo para cálculo da dose de nêutrons e de radiação gama. A razão entre as respostas para nêutrons térmicos, de albedo e rápidos permite analisar o espectro ao qual o dosímetro foi submetido e corrigir a resposta do detector de traços para variações no ângulo de incidência da radiação. O novo dosímetro está pronto e apresenta desempenho para ser usado como dosímetro de nêutrons no Brasil.Artigo IPEN-doc 12244 Fast neutron dose response of a commercial polycarbonate2007 - SOUTO, E.B.; CAMPOS, L.L.Artigo IPEN-doc 13128 Development of a Brazilian gamma-neutronm dosimeter2008 - SOUTO, E.B.; CAMPOS, L.L.Artigo IPEN-doc 17396 Brazilian gamma - neutron dosemeter: response to sup(241)AmBe and sup(252)Cf neutron sources2011 - SOUTO, E.B.; CAMPOS, L.L.