Avaliação da metodologia de cálculo de dose em microdosimetria com fontes de elétrons com o uso do código MCNP5
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Autores IPEN
Orientador
Helio Yoriyaz
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Resumo
Este trabalho realizou uma comparação entre alguns dos principais códigos de transporte que empregam a abordagem estocástica de Monte Carlo para aplicação em cálculos dosimétricos em Medicina Nuclear. Foram analisados com detalhes os diversos modelos físicos e numéricos utilizados pelo código MCNP5 em relação códigos como Penelope e EGS. A identificação de suas potencialidades e limitações para solução de problemas microdosimétricos foram destacados. A metodologia condensada usada pelo MCNP resultou em valores para energia depositada normalmente menores, evidenciando uma conhecida característica do método das historias condensadas: o fato de subestimar tanto o número de colisões ao longo da trajetória do elétron quanto do número de partículas secundárias criadas. O uso de códigos de transporte como Penelope e MCNP em escalas micrométricas recebeu especial atenção neste trabalho. Códigos classe I e II foram estudados e seus principais recursos foram explorados visando o transporte de elétrons, que são de especial importância em dosimetria. Espera-se que a avaliação das metodologias disponíveis, aqui abordadas contribua para um maior entendimento do comportamento de tais códigos principalmente para esta classe de problemas, comuns em microdosimetria.
Como referenciar
CINTRA, FELIPE B. de. Avaliação da metodologia de cálculo de dose em microdosimetria com fontes de elétrons com o uso do código MCNP5. Orientador: Helio Yoriyaz. 2010. 113 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-08082011-154526. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9619. Acesso em: 20 Mar 2026.
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