A técnica de captura de nêutrons em Boro é uma técnica promissora de tratamento de câncer, ela usa do alto LET das partículas provenientes da reação 10B(n,α)7Li para destruir as células cancerígenas. O desenvolvimento desta técnica começou em meados da década de 50 e até hoje ela é alvo de estudos e pesquisas em diversos centros espalhados pelo mundo, no Brasil construiu-se uma instalação que tem como objetivo realizar pesquisas em BNCT, esta instalação está localizada junto ao canal de irradiação número três do reator nuclear de pesquisa IEA-R1 e possui uma blindagem biológica projetada para atender as normas de radioproteção. Esta blindagem biológica foi desenvolvida para permitir que se realizem experimentos com o reator ligado a potência máxima, fazendo com que não seja necessário ligar e desligar o reator para se irradiar amostras. Entretanto quando se abre o canal de irradiação o background do salão de experimentos do salão de experimentos aumenta e esta variação de background inviabiliza a realização das medidas do grupo de pesquisa em difração de nêutrons que utiliza o canal de irradiação número seis. Este trabalho tem como objetivo acrescentar melhorias na blindagem a fim de reduzir ao máximo essa variação de background fazendo com que seja possível realizar medidas na instalação de pesquisas em BNCT sem interferir nas medidas do grupo de pesquisa do canal de irradiação seis. Para isto, utilizou o código MCNP5, dosímetros termoluminescentes e detectores de ativação tipo folha para planejar melhorias na blindagem biológica. Calculou-se com o auxílio do código uma melhoria que consegue reduzir em média o fluxo térmico em 71,2 ± 13 % e verificou-se experimentalmente uma redução média de 70 ± 9 % na dose devido aos nêutrons térmicos. / The technique of neutron capture in boron is a promising technique in cancer treatment, it uses the high LET particles from the reaction 10B (n, α) 7Li to destroy cancer cells.The development of this technique began in the mid-\'50s and even today it is the object of study and research in various centers around the world, Brazil has built a facility that aims to conduct research in BNCT, this facility is located next to irradiation channel number three at the research nuclear reactor IEA-R1 and has a biological shielding designed to meet the radiation protection standards. This biological shielding was developed to allow them to conduct experiments with the reactor at maximum power, so it is not necessary to turn on and off the reactor to irradiate samples. However, when the channel is opened for experiments the background radiation in the experiments salon increases and this background variation makes it impossible to perform measurements in a neutron diffraction research that utilizes the irradiation channel number six. This study aims to further improve the shielding in order to minimize the variation of background making it possible to perform the research facility in BNCT without interfering with the action of the research group of the irradiation channel number six. To reach this purpose, the code MCNP5, dosimeters and activation detectors were used to plan improvements in the biological shielding. It was calculated with the help of the code an improvement that can reduce the average heat flow in 71.2% ± 13 and verified experimentally a mean reduce of 70 ± 9% in dose due to thermal neutrons.

A Terapia de Captura de Nêutron por Boro (BNCT) é uma terapia de combate ao câncer bimodal, na qual a energia útil da terapia vem da reação nuclear que ocorre pelo Boro quando irradiado com nêutrons térmicos. No IPEN há uma instalação de pesquisas em BNCT, na qual o feixe de radiação contendo nêutrons é proveniente do reator IEA-R1. Como condição desta terapia é necessário realizar a dosimetria do feixe de radiação, que atualmente é feito com o uso de folhas de ativação, para cálculo do fluxo de nêutrons, e do dosímetro TLD 400, para estimativa da dose gama. Para campos mistos de nêutrons e gamas, a Comissão Internacional de Unidades e Medidas (ICRU) recomenda o uso de dosímetros com sensibilidades distintas para as componentes do feixe, como o caso do par TLD 600 e TLD 700 que apresentam sensibilidades distintas a nêutrons térmicos, devido à diferente quantidade do isótopo 6Li em sua composição, o qual apresenta uma alta seção de choque para nêutrons térmicos. Este trabalho constou da realização de simulações e experimentos visando a implementação da metodologia de dosimetria utilizando o par TLD 600 e TLD 700 e sua comparação com a metodologia atualmente utilizada pelo grupo de pesquisa em BNCT, que utiliza o TLD 400. Portanto, foi realizado um estudo das respostas de cada um destes TLDs a partir de irradiações em diferentes campos e sempre utilizando simulações com o MCNP para fornecer a discriminalização das componentes de dose depositadas em cada TLD. Foram realizadas varias irradiações em campo de gama puro e em campo misto de nêutrons e gamas para o estudo da reprodutibilidade destes TLDs. Este estudo mostrou que mesmo TLDs do mesmo tipo têm sensibilidades distintas, e assim foi criado um Fator de Normalização para cada um dos TLDs, eliminando assim a necessidade de selecionamento. Foi realizado um estudo sobre a diferença das respostas destes TLDs devido à diferentes campos. Este estudo mostrou ser possível estimar o fluxo relativo entre gamas e nêutrons a partir da relação existente entre as duas regiões de interesse dos TLDs 600 e 700. Também foi possível observar que o TLD 700 apresenta resposta para nêutrons, e se a recomendação da ICRU for seguida, a resposta devido à radiação gama será superestimada. Foram obtidas as curvas de calibração dose resposta destes TLDs para campos de gamas puro e campos mistos. Este trabalho propõe o uso desta metodologia com o uso do par TLD 600 e TLD 700, por apresentar maior precisão de resposta frente a atual metodologia que utiliza o TLD 400, porém precauções devem ser tomadas para evitar que a dose gama seja superestimada. / Boron Neutron Capture Therapy, BNCT, is a bimodal radiotherapic procedure for cancer treatment. Its usefull energy comes from a nuclear reaction driven by impinging thermal neutron upon Boron 10 atoms. A BNCT research facility has been constructed in IPEN at the IEA-R1 reactor, to develop studies in this area. One of its prime experimental parameter is the beam dosimetry which is nowadays made by using activation foils, for neutron measurements, and TLD 400, for gamma dosimetry. For mixed field dosimetry, the International Commmission on Radiation Units and Measuments, ICRU, recommends the use of pair of detectors with distinct responses to the field components. The TLD 600/ TLD 700 pair meets this criteria, as the amount of 6Li, a nuclide with high thermal neutron cross section, greatily differs in their composition. This work presents a series of experiments and simulations performed in order to implement the mixed field dosimetry based on the use of TLD 600/TLD 700 pair. It also intended to compare this mixed field dosimetric methodology to the one so far used by the BNCT research group of IPEN. The response of all TLDs were studied under irradiations in different irradiation fields and simulations, underwent by MCNP, were run in order to evaluate the dose contribution from each field component. Series of repeated irradiations under pure gamma field and mixed field neutron/gamma field showed differences in the TLD individual responses which led to the adoption of a Normalization Factor. From the use of Normalization Factor the TLD selection it has allowed to overcome TLD selection. TLD responses due to different field components and spectra were studied. It has shown to be possible to evaluate the ralative gamma/neutron fluxes from the relative responses observed in the two Regions of Interest of TLDs glow curves, ROIs, from TLD 600 and TLD 700. It has also been possible to observe the TLD 700 response to neutron, which leads to a gamma dose overstimation when one follows the ICRU recommended mixed field dosimetric procedure. Dose response curves were obtained for the distinct types of TLDs for pure gamma and mixed fields. This work recommends the TLD 600/TLD 700 pair methodology for mixed field dosimetry, this methodology presents a better precision than the one based on TLD 400, however one has to be carefull to avoid gamma dose superestimation.

A Terapia de Captura de Nêutron por Boro (BNCT) é uma terapia de combate ao câncer bimodal, na qual a energia útil da terapia vem da reação nuclear que ocorre pelo Boro quando irradiado com nêutrons térmicos. No IPEN há uma instalação de pesquisas em BNCT, na qual o feixe de radiação contendo nêutrons é proveniente do reator IEA-R1. Como condição desta terapia é necessário realizar a dosimetria do feixe de radiação, que atualmente é feito com o uso de folhas de ativação, para cálculo do fluxo de nêutrons, e do dosímetro TLD 400, para estimativa da dose gama. Para campos mistos de nêutrons e gamas, a Comissão Internacional de Unidades e Medidas (ICRU) recomenda o uso de dosímetros com sensibilidades distintas para as componentes do feixe, como o caso do par TLD 600 e TLD 700 que apresentam sensibilidades distintas a nêutrons térmicos, devido à diferente quantidade do isótopo 6Li em sua composição, o qual apresenta uma alta seção de choque para nêutrons térmicos. Este trabalho constou da realização de simulações e experimentos visando a implementação da metodologia de dosimetria utilizando o par TLD 600 e TLD 700 e sua comparação com a metodologia atualmente utilizada pelo grupo de pesquisa em BNCT, que utiliza o TLD 400. Portanto, foi realizado um estudo das respostas de cada um destes TLDs a partir de irradiações em diferentes campos e sempre utilizando simulações com o MCNP para fornecer a discriminalização das componentes de dose depositadas em cada TLD. Foram realizadas varias irradiações em campo de gama puro e em campo misto de nêutrons e gamas para o estudo da reprodutibilidade destes TLDs. Este estudo mostrou que mesmo TLDs do mesmo tipo têm sensibilidades distintas, e assim foi criado um Fator de Normalização para cada um dos TLDs, eliminando assim a necessidade de selecionamento. Foi realizado um estudo sobre a diferença das respostas destes TLDs devido à diferentes campos. Este estudo mostrou ser possível estimar o fluxo relativo entre gamas e nêutrons a partir da relação existente entre as duas regiões de interesse dos TLDs 600 e 700. Também foi possível observar que o TLD 700 apresenta resposta para nêutrons, e se a recomendação da ICRU for seguida, a resposta devido à radiação gama será superestimada. Foram obtidas as curvas de calibração dose resposta destes TLDs para campos de gamas puro e campos mistos. Este trabalho propõe o uso desta metodologia com o uso do par TLD 600 e TLD 700, por apresentar maior precisão de resposta frente a atual metodologia que utiliza o TLD 400, porém precauções devem ser tomadas para evitar que a dose gama seja superestimada. / Boron Neutron Capture Therapy, BNCT, is a bimodal radiotherapic procedure for cancer treatment. Its usefull energy comes from a nuclear reaction driven by impinging thermal neutron upon Boron 10 atoms. A BNCT research facility has been constructed in IPEN at the IEA-R1 reactor, to develop studies in this area. One of its prime experimental parameter is the beam dosimetry which is nowadays made by using activation foils, for neutron measurements, and TLD 400, for gamma dosimetry. For mixed field dosimetry, the International Commmission on Radiation Units and Measuments, ICRU, recommends the use of pair of detectors with distinct responses to the field components. The TLD 600/ TLD 700 pair meets this criteria, as the amount of 6Li, a nuclide with high thermal neutron cross section, greatily differs in their composition. This work presents a series of experiments and simulations performed in order to implement the mixed field dosimetry based on the use of TLD 600/TLD 700 pair. It also intended to compare this mixed field dosimetric methodology to the one so far used by the BNCT research group of IPEN. The response of all TLDs were studied under irradiations in different irradiation fields and simulations, underwent by MCNP, were run in order to evaluate the dose contribution from each field component. Series of repeated irradiations under pure gamma field and mixed field neutron/gamma field showed differences in the TLD individual responses which led to the adoption of a Normalization Factor. From the use of Normalization Factor the TLD selection it has allowed to overcome TLD selection. TLD responses due to different field components and spectra were studied. It has shown to be possible to evaluate the ralative gamma/neutron fluxes from the relative responses observed in the two Regions of Interest of TLDs glow curves, ROIs, from TLD 600 and TLD 700. It has also been possible to observe the TLD 700 response to neutron, which leads to a gamma dose overstimation when one follows the ICRU recommended mixed field dosimetric procedure. Dose response curves were obtained for the distinct types of TLDs for pure gamma and mixed fields. This work recommends the TLD 600/TLD 700 pair methodology for mixed field dosimetry, this methodology presents a better precision than the one based on TLD 400, however one has to be carefull to avoid gamma dose superestimation.

A técnica de captura de nêutrons em Boro é uma técnica promissora de tratamento de câncer, ela usa do alto LET das partículas provenientes da reação 10B(n,α)7Li para destruir as células cancerígenas. O desenvolvimento desta técnica começou em meados da década de 50 e até hoje ela é alvo de estudos e pesquisas em diversos centros espalhados pelo mundo, no Brasil construiu-se uma instalação que tem como objetivo realizar pesquisas em BNCT, esta instalação está localizada junto ao canal de irradiação número três do reator nuclear de pesquisa IEA-R1 e possui uma blindagem biológica projetada para atender as normas de radioproteção. Esta blindagem biológica foi desenvolvida para permitir que se realizem experimentos com o reator ligado a potência máxima, fazendo com que não seja necessário ligar e desligar o reator para se irradiar amostras. Entretanto quando se abre o canal de irradiação o background do salão de experimentos do salão de experimentos aumenta e esta variação de background inviabiliza a realização das medidas do grupo de pesquisa em difração de nêutrons que utiliza o canal de irradiação número seis. Este trabalho tem como objetivo acrescentar melhorias na blindagem a fim de reduzir ao máximo essa variação de background fazendo com que seja possível realizar medidas na instalação de pesquisas em BNCT sem interferir nas medidas do grupo de pesquisa do canal de irradiação seis. Para isto, utilizou o código MCNP5, dosímetros termoluminescentes e detectores de ativação tipo folha para planejar melhorias na blindagem biológica. Calculou-se com o auxílio do código uma melhoria que consegue reduzir em média o fluxo térmico em 71,2 ± 13 % e verificou-se experimentalmente uma redução média de 70 ± 9 % na dose devido aos nêutrons térmicos. / The technique of neutron capture in boron is a promising technique in cancer treatment, it uses the high LET particles from the reaction 10B (n, α) 7Li to destroy cancer cells.The development of this technique began in the mid-\'50s and even today it is the object of study and research in various centers around the world, Brazil has built a facility that aims to conduct research in BNCT, this facility is located next to irradiation channel number three at the research nuclear reactor IEA-R1 and has a biological shielding designed to meet the radiation protection standards. This biological shielding was developed to allow them to conduct experiments with the reactor at maximum power, so it is not necessary to turn on and off the reactor to irradiate samples. However, when the channel is opened for experiments the background radiation in the experiments salon increases and this background variation makes it impossible to perform measurements in a neutron diffraction research that utilizes the irradiation channel number six. This study aims to further improve the shielding in order to minimize the variation of background making it possible to perform the research facility in BNCT without interfering with the action of the research group of the irradiation channel number six. To reach this purpose, the code MCNP5, dosimeters and activation detectors were used to plan improvements in the biological shielding. It was calculated with the help of the code an improvement that can reduce the average heat flow in 71.2% ± 13 and verified experimentally a mean reduce of 70 ± 9% in dose due to thermal neutrons.

This research investigates the use of a PETtrace cyclotron produced by General Electric (GE) as a neutron source for boron neutron capture therapy (BNCT). The GE PETtrace was chosen for this investigation because this type of cyclotron is popular among nuclear pharmacies and clinics in many countries; it is compact and reliable; it produces protons with energies high enough to produce neutrons with appropriate energy and fluence rate for BNCT and it does not require significant changes in design to provide neutrons. In particular, the standard PETtrace 18O target is considered. The cyclotron efficiency may be significantly increased if unused neutrons produced during radioisotopes production could be utilized for other medical modalities such as BNCT at the same time. The resulting dose from the radiation emitted from the target is evaluated using the Monte Carlo radiation transport code MCNP at several depths in a brain phantom for different scattering geometries. Four different moderating materials of various thicknesses were considered: light water, carbon, heavy water, and FluentalTM. The fluence rate tally was used to calculate photon and neutron dose, by applying fluence rate-to-dose conversion factors. Fifteen different geometries were considered and a 30-cm thick heavy water moderator was chosen as the most suitable for BNCT with the GE PETtrace cyclotron. According to the Brookhaven Medical Research Reactor (BMRR) protocol, the maximum dose to the normal brain is set to 12.5 RBEGy, which for the conditions of using a heavy water moderator, assuming a 60 ??A beam current, would be reached with a treatment time of 258 min. Results showed that using a PETtrace cyclotron in this configuration provides a therapeutic ratio of about 2.4 for depths up to 4 cm inside a brain phantom. Further increase of beam current proposed by GE should significantly improve the beam quality or the treatment time and allow treating tumors at greater depths.

This research investigates the use of a PETtrace cyclotron produced by General Electric (GE) as a neutron source for boron neutron capture therapy (BNCT). The GE PETtrace was chosen for this investigation because this type of cyclotron is popular among nuclear pharmacies and clinics in many countries; it is compact and reliable; it produces protons with energies high enough to produce neutrons with appropriate energy and fluence rate for BNCT and it does not require significant changes in design to provide neutrons. In particular, the standard PETtrace 18O target is considered. The cyclotron efficiency may be significantly increased if unused neutrons produced during radioisotopes production could be utilized for other medical modalities such as BNCT at the same time. The resulting dose from the radiation emitted from the target is evaluated using the Monte Carlo radiation transport code MCNP at several depths in a brain phantom for different scattering geometries. Four different moderating materials of various thicknesses were considered: light water, carbon, heavy water, and FluentalTM. The fluence rate tally was used to calculate photon and neutron dose, by applying fluence rate-to-dose conversion factors. Fifteen different geometries were considered and a 30-cm thick heavy water moderator was chosen as the most suitable for BNCT with the GE PETtrace cyclotron. According to the Brookhaven Medical Research Reactor (BMRR) protocol, the maximum dose to the normal brain is set to 12.5 RBEGy, which for the conditions of using a heavy water moderator, assuming a 60 ??A beam current, would be reached with a treatment time of 258 min. Results showed that using a PETtrace cyclotron in this configuration provides a therapeutic ratio of about 2.4 for depths up to 4 cm inside a brain phantom. Further increase of beam current proposed by GE should significantly improve the beam quality or the treatment time and allow treating tumors at greater depths.

A Terapia por Captura de Nêutrons, NCT (Neutron Capture Therapy) é uma técnica radioterápica em que a energia útil do tratamento vem da energia liberada em uma reação nuclear e não do feixe primário, como comumente utilizado em outros procedimentos radioterápicos. O Boro, por constituir-se em um elemento de baixa toxicidade e por apresentar um isótopo (10B) com alta seção de choque para a reação 10B(n,α)7Li tem sido o elemento mais utilizado nas pesquisas que visam o aprimoramento e a promoção desta técnica, derivando daí o termo BNCT (Boron Neutron Capture Therapy). Para fins de pesquisa em BNCT foi construída ao longo de um dos extratores de feixes (BH - Beam Hole) do reator IEA-R1 uma instalação, onde filtros e moderadores são posicionados entre o núcleo do reator e a posição de irradiação com o objetivo de modular o feixe de irradiação, otimizando a componente útil do feixe, os nêutrons térmicos, e reduzindo os contaminantes, raios gama e nêutrons em outras faixas energéticas. Tem-se realizado estudos visando a implementação de melhorias na caracterização e otimização do feixe obtido nesse arranjo instalado no BH-3. Atualmente a monitoração dos nêutrons é feita através de folhas de ativação, e a componente gama pelo TLD-400. Uma nova metodologia de monitoração tem sido estudada pelo grupo. A referida técnica consiste em usar TLDs de tipos diferentes, ou seja, que possuam sensibilidades distintas aos nêutrons térmicos, em virtude de diferenças na concentração dos isótopos de Lítio. No estudo dessa nova metodologia têm sido usados os TLD-600 e TLD-700. Este trabalho propõe uma metodologia usando o par TLD-100 e TLD-700. Inicialmente foi verificada a reprodutibilidade das respostas dos TLDs 700, 400 e 100 frente a campos gama puro e campos mistos, gama e nêutron. Campos estes obtidos em arranjos usando fontes de 60Co e 241AmBe. A partir de simulações usando o VI MCNP5 foi projetado e construído um Irradiador de campos mistos, que permitiu expor os dosímetros em campos mistos com diferentes espectros energéticos. As condições criadas no irradiador permitiram verificar, como a resposta do TLD é modificada pelas mudanças no espectro energético de um campo misto gama e nêutrons de baixo fluxo. O irradiador de campo misto permitiu condições para estabelecer uma relação entre o formato da curva termoluminescente e a composição do campo misto. A relação estabelecida relaciona o fluxo relativo e a razão entre a resposta das duas regiões de interesse dos TLDs 700 e 100. A partir de campos mistos com condições controladas, esse trabalho permitiu verificar a viabilidade do uso do par de TLD-100 e TLD-700 para monitoração de nêutrons térmicos na instalação de BNCT. / Neutron Capture Therapy (NCT), is a radiotherapy technique in which the useful treatment energy comes from the energy released in a nuclear reaction and not from the primary beam, as commonly used in other radiotherapc procedures. Boron, an element of low toxicity presents an isotope (10B) with high cross-section for the (n, α) reaction and therefore has been the element mostly used in research aimed at the improvement and promotion of this technique, deriving hence the term BNCT (Boron Neutron Capture Therapy). For BNCT research purposes, a facility was built along one of radiation extractors of the IEA-R1 reactor. In this facility filters and moderators are positioned between the reactor core and the irradiation position aiming to modulate the irradiation beam by optimizing the useful component of the beam, thermal neutrons, and reducing its contaminants, gamma rays and neutrons in higher energy bands. We have conducted studies aimed at implementing improvements in the characterization of and optimization of the beam. Currently, neutron flux monitorion is done through activation foils, and the gamma component by TLD-400. A new methodology has been studied by the group. The technique consists in using different types of TLD, having different sensitivities to thermal neutrons due to differences in the concentration of lithium isotopes. In the study of this new methodology TLD 600 and TLD-700 have been used. This work presents a series of studies in order to apply a methodology using the TLD-100 and TLD-700 pair. TLDs 700, 400 and 100 responses pure gamma and mixed irradiation fields, obtained in arrangements using a 60Co and AmBe sources, were evaluaterd. MCNP simulations were run in order to both discriminating the radiation components and designing one mixed fields irradiator, which allowed exposing dosimeters in mixed fields with different energy spectra. The conditions created in the irradiator allowed to verify, as the TLD response is modified by changes in the energy spectrum of a mixed gamma neutron fields. VIII This irradiator provided irradiation conditions so to establish a relationship between the shape of the LiF glow curves and the composition of the mixed field. This work has shown the feasibility of using the TLD-100 and TLD-700 pair for gamma and thermal neutrons monitoration in the BNCT facility.

Este trabalho tem como objetivo realizar a caracterização do campo de nêutrons e radiação gama na posição de irradiação de amostras em uma instalação para pesquisas em Terapia por Captura de Nêutrons em Boro (BNCT) no IPEN, junto ao reator IEA-R1. A técnica de BNCT vem sendo estudada como uma opção seletiva e segura de tratamento para tumores cancerígenos resistentes ou considerados não tratáveis pelas técnicas convencionais, por exemplo, o Glioblastoma Multiforme - tumor cancerígeno no cérebro. Foram realizadas medições de fluxos de nêutrons térmicos, epitérmicos e rápidos bem como das doses devido a nêutrons, e radiação gama na posição de amostra, utilizando-se detectores de ativação tipo folha e dosímetros termoluminescente. Para determinação da intensidade e do espectro de energia de nêutrons, foi utilizado um conjunto de folhas de ativação de energias limiares distintas, irradiadas na instalação e analisadas com um detetor semicondutor de Germânio hiper puro acoplado a um sistema eletrônico adequado para espectrometria gama e os resultados processados com o código SAND-BP. As doses devidas a radiação gama e nêutrons foram determinadas utilizando dosímetros termoluminescentes: TLD-400 (sensível a gama); TLD-600 (sensível a nêutrons) e TLD-700 (sensível a gama). Os TLDs foram selecionados e usados para a obtenção das curvas de calibração - resposta do dosímetro versus dose - de cada uma dos três tipos de TLD, as quais foram utilizadas para calcular as doses devidas a nêutrons e gama na posição de amostra. O campo de radiação na posição de irradiação de amostra foi caracterizado fluxo para nêutrons térmicos de 1.39.108 ± 0,12.108 n/cm2s a dose devido a nêutrons térmicos é três vezes maior que as devido a radiação gama, essas medidas comprovam a reprodutibilidade e consistência dos resultados experimentais obtidos. Considerando os resultados obtidos, verificou-se que o campo de nêutrons e radiação gama atende para pesquisa em BNCT. NEUTRON / This work aims to characterize the mixed neutron and gamma field, in the sample irradiation position, in a research installation for Boron Neutron Capture Therapy (BNCT), in the IPEN IEA-R1 reactor. The BNCT technique has been studied as a safe and selective option in the treatment of resistant cancerigenous tumors or considered non-curable by the conventional techniques, for example, the Glioblastoma Multiform a brain cancerigenous tumor. Neutron flux measurements were carried out: thermal, ressonance and fast, as well as neutron and gamma rays doses, in the sample position, using activation foils detectors and thermoluminescent dosimeters. For the determination of the neutron spectrum and intensity, a set of different threshold activation foils and gold foils covered and uncovered with cadmium irradiated in the installation was used, analyzed by a high Pure Germanium semiconductor detector, coupled to an electronic system suitable for gamma spectrometry. The results were processed with the SAND-BP code. The doses due to gamma and neutron rays were determined using thermoluminescent dosimeters TLD 400 and TLD 700 sensitive to gamma and TLD 600, sensitive to neutrons. The TLDs were selected and used for obtaining the calibration curves dosimeter answer versus dose from each of the TLD three types, which were necessary to calculate the doses due to neutron and gamma, in the sample position. The radiation field, in the sample irradiation position, was characterized flux for thermal neutrons of 1.39.108 ± 0,12.108 n/cm2s the doses due to thermal neutrons are three times higher than those due to gamma radiation and confirm the reproducibility and consistency of the experimental findings obtained. Considering these results, the neutron field and gamma radiation showed to be appropriated for research in BNCT

A Terapia por Captura de Nêutrons pelo Boro (BNCT) é uma técnica radioterapêutica, que visa o tratamento de alguns tipos de câncer, em que sua energia útil é proveniente da reação nuclear promovida pela incidência de nêutrons térmicos no isótopo de 10B. No Brasil existe uma instalação, localizada junto ao canal de irradiação número 3 do Reator de Pesquisas IEA-R1 do IPEN, que foi projetada para o desenvolvimento de pesquisas em BNCT. Para uma aplicação adequada da técnica é necessário que o feixe de irradiação na posição de amostra, seja composto predominantemente por nêutrons térmicos com reduzida contaminação dos componentes do feixe, correspondente aos nêutrons epitérmicos e rápidos e à radiação gama. Este trabalho tem como objetivo monitorar e avaliar o feixe de irradiação na posição de irradiação de amostras, através do uso de detectores de ativação (folhas de ativação), e a partir de simulações utilizando o código de transporte de radiação, MCNP, avaliar mudanças na instalação, mais especificamente no conjunto de filtros e moderadores, para que se aprimore as condições de irradiação na instalação. O trabalho propos uma nova metodologia de cálculo para estudos de otimização do feixe a partir do recurso de redução de variância presente no MCNP, o wwg (weight window generation). Com os resultados obtidos através da adoção de um conjunto maior de folhas de ativação, foi possível a discriminação experimental do feixe de nêutrons em 5 faixas de energia e concluir que a instalação para estudos em BNCT do IPEN possui fluxo de nêutrons térmicos de 108 n/cm2.s, intensidade suficiente para que os estudos na área possam ser realizados com grande potencial de alteração de suas componentes conforme demanda experimental. / Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) is a radiotherapeutic technique for the treatement of some types of cancer whose useful energy comes from a nuclear reaction that occurs when thermal neutron impinges upon a Boron-10 atom. In Brazil there is a research facility built along the beam hole number 3 of the IEA-R1 research reactor at IPEN, which was designed to perform BNCT research experiments. For a good performance of the technique, the irradiation beam should be mostly composed of thermal neutrons with a minimum as possible gamma and above thermal neutron components. This work aims to monitor and evaluate the irradiation beam on the sample irradiation position through the use of activation detectors (activation foils) and also to propose, through simulation using the radiation transport code, MCNP, new sets of moderators and filters which shall deliver better irradiation fields at the irradiation sample position In this work, a simulation methodology, based on a MCNP card, known as wwg (weight window generation) was studied, and the neutron energy spectrum has been experimentally discrimanted at 5 energy ranges by using a new set o activation foils. It also has been concluded that the BNCT research facility has the required thermal neutron flux to performe studies in the area and it has a great potencial for improvement for tailoring the irradiation field.

A Terapia por Captura de Nêutrons pelo Boro (BNCT) é uma técnica radioterapêutica, que visa o tratamento de alguns tipos de câncer, em que sua energia útil é proveniente da reação nuclear promovida pela incidência de nêutrons térmicos no isótopo de 10B. No Brasil existe uma instalação, localizada junto ao canal de irradiação número 3 do Reator de Pesquisas IEA-R1 do IPEN, que foi projetada para o desenvolvimento de pesquisas em BNCT. Para uma aplicação adequada da técnica é necessário que o feixe de irradiação na posição de amostra, seja composto predominantemente por nêutrons térmicos com reduzida contaminação dos componentes do feixe, correspondente aos nêutrons epitérmicos e rápidos e à radiação gama. Este trabalho tem como objetivo monitorar e avaliar o feixe de irradiação na posição de irradiação de amostras, através do uso de detectores de ativação (folhas de ativação), e a partir de simulações utilizando o código de transporte de radiação, MCNP, avaliar mudanças na instalação, mais especificamente no conjunto de filtros e moderadores, para que se aprimore as condições de irradiação na instalação. O trabalho propos uma nova metodologia de cálculo para estudos de otimização do feixe a partir do recurso de redução de variância presente no MCNP, o wwg (weight window generation). Com os resultados obtidos através da adoção de um conjunto maior de folhas de ativação, foi possível a discriminação experimental do feixe de nêutrons em 5 faixas de energia e concluir que a instalação para estudos em BNCT do IPEN possui fluxo de nêutrons térmicos de 108 n/cm2.s, intensidade suficiente para que os estudos na área possam ser realizados com grande potencial de alteração de suas componentes conforme demanda experimental. / Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) is a radiotherapeutic technique for the treatement of some types of cancer whose useful energy comes from a nuclear reaction that occurs when thermal neutron impinges upon a Boron-10 atom. In Brazil there is a research facility built along the beam hole number 3 of the IEA-R1 research reactor at IPEN, which was designed to perform BNCT research experiments. For a good performance of the technique, the irradiation beam should be mostly composed of thermal neutrons with a minimum as possible gamma and above thermal neutron components. This work aims to monitor and evaluate the irradiation beam on the sample irradiation position through the use of activation detectors (activation foils) and also to propose, through simulation using the radiation transport code, MCNP, new sets of moderators and filters which shall deliver better irradiation fields at the irradiation sample position In this work, a simulation methodology, based on a MCNP card, known as wwg (weight window generation) was studied, and the neutron energy spectrum has been experimentally discrimanted at 5 energy ranges by using a new set o activation foils. It also has been concluded that the BNCT research facility has the required thermal neutron flux to performe studies in the area and it has a great potencial for improvement for tailoring the irradiation field.