Neste trabalho, medidas microdosimétricas foram realizadas usando um contador proporcional equivalente à tecido - TEPC. com uma cavidade esférica de diâmetro de 1.27 cm. O TEPC foi preenchido com gás propane puro, C3HS, à pressão de 5,6 kPa (42 Torr), que é equivalente a 1,3 μm em diâmetro de unidade de densidade do tecido. O instrumento de medida microdosimétrica foi irradiado com radiação de nêutrons rápidos do reator de pequisa do Nuclear Science Center da Texas A&M University, em College Station,-Texas. Os feixes de nêutrons rápidos foram emitidos com três diferentes valores de potência. 0,5, 1,0, e 2,0 kVV, durante 1 hora para alto ganho e o mesmo tempo para baixo ganho, totalizando 2 horas para cada potência, com 0,0083 Gy/min de taxa de dose. O neutron foi filtrado usando o sistema de irradiação de néutrons rápidos fortemente nitrados (FNIS). do Nuclear Science Center, para obter uma redução da contaminação da radiação de neutron por radiação gama e assim obter espectros microdosimetricos de neutrons como, distribuição de freqüência de energia lineal e distribuição de dose de energia lineal, com boa precisão, e outras grandezas como, freqüência média de energia lineal, dose média de energia lineal, dose absorvida, dose equivalente e fator de qualidade médio de neutron rápido. Os resultados obtidos foram satisfatórios, com os espectros microdosimetricos de nêutrons mostrando uma contaminação de radiação gama abaixo de 5 %, especialmente para distribuição de dose de energia lineal. Os resultados obtidos neste trabalho foram comparados com outros da literatura científica, que usaram outros procedimentos para a redução da contaminação do neutron por radiação gama. estando em concordância com eles. / In this work, microdosimetric measurements were performed using a Wall-less Tissue Equivalent Proportional Counter - TEPC was filled with spherical cavity with an inner diameter of 1.27 cm. The TEPC was tilled with pure propane gas, C3H8 at 5.6 kPa (42 Torr) pressure, which is equi\\alent to 1.3μm in diameter of unit density tissue. The microdosimetric measurement device was irradiated with fast neutron radiation from Texas A&M University Nuclear Science Center research reactor, in College Station, Texas. The fast neutron beams were emitted with three different power values, 0.5, 1.0 and 2.0 kW. during Ih for both high gain and low gain, totalizing two hours for each power with 0.0083 Gy/min of dose rate. The neutron was filtered using the heavily filtered fast neutron irradiation s\\stem (FNIS). from Nuclear Science Center, to obtain a decrease of neutron radiation contamination by gamma ray and so, to gain the neutron microdosimetric spectra as. frequency distribution of lineal energy, dose distribution of lineal energy with good precision, and another quantities as frequency-mean of lineal energy, dose- mean of lineal energy, absorbed dose, equivalent dose and average quality factor of fast neutron. The obtained results were satisfactory, with the neutron microdosimetric spectra showing a gamma ray contamination under 5 %, especially to dose distribution of lineal energy. The results obtained in this work were in agreement when compared with another results from scientific literature, which used another procedure to reduce the neutron contamination by gamma ray.

Neste trabalho, medidas microdosimétricas foram realizadas usando um contador proporcional equivalente à tecido - TEPC. com uma cavidade esférica de diâmetro de 1.27 cm. O TEPC foi preenchido com gás propane puro, C3HS, à pressão de 5,6 kPa (42 Torr), que é equivalente a 1,3 μm em diâmetro de unidade de densidade do tecido. O instrumento de medida microdosimétrica foi irradiado com radiação de nêutrons rápidos do reator de pequisa do Nuclear Science Center da Texas A&M University, em College Station,-Texas. Os feixes de nêutrons rápidos foram emitidos com três diferentes valores de potência. 0,5, 1,0, e 2,0 kVV, durante 1 hora para alto ganho e o mesmo tempo para baixo ganho, totalizando 2 horas para cada potência, com 0,0083 Gy/min de taxa de dose. O neutron foi filtrado usando o sistema de irradiação de néutrons rápidos fortemente nitrados (FNIS). do Nuclear Science Center, para obter uma redução da contaminação da radiação de neutron por radiação gama e assim obter espectros microdosimetricos de neutrons como, distribuição de freqüência de energia lineal e distribuição de dose de energia lineal, com boa precisão, e outras grandezas como, freqüência média de energia lineal, dose média de energia lineal, dose absorvida, dose equivalente e fator de qualidade médio de neutron rápido. Os resultados obtidos foram satisfatórios, com os espectros microdosimetricos de nêutrons mostrando uma contaminação de radiação gama abaixo de 5 %, especialmente para distribuição de dose de energia lineal. Os resultados obtidos neste trabalho foram comparados com outros da literatura científica, que usaram outros procedimentos para a redução da contaminação do neutron por radiação gama. estando em concordância com eles. / In this work, microdosimetric measurements were performed using a Wall-less Tissue Equivalent Proportional Counter - TEPC was filled with spherical cavity with an inner diameter of 1.27 cm. The TEPC was tilled with pure propane gas, C3H8 at 5.6 kPa (42 Torr) pressure, which is equi\\alent to 1.3μm in diameter of unit density tissue. The microdosimetric measurement device was irradiated with fast neutron radiation from Texas A&M University Nuclear Science Center research reactor, in College Station, Texas. The fast neutron beams were emitted with three different power values, 0.5, 1.0 and 2.0 kW. during Ih for both high gain and low gain, totalizing two hours for each power with 0.0083 Gy/min of dose rate. The neutron was filtered using the heavily filtered fast neutron irradiation s\\stem (FNIS). from Nuclear Science Center, to obtain a decrease of neutron radiation contamination by gamma ray and so, to gain the neutron microdosimetric spectra as. frequency distribution of lineal energy, dose distribution of lineal energy with good precision, and another quantities as frequency-mean of lineal energy, dose- mean of lineal energy, absorbed dose, equivalent dose and average quality factor of fast neutron. The obtained results were satisfactory, with the neutron microdosimetric spectra showing a gamma ray contamination under 5 %, especially to dose distribution of lineal energy. The results obtained in this work were in agreement when compared with another results from scientific literature, which used another procedure to reduce the neutron contamination by gamma ray.

A dosimetria de campos mistos de nêutrons e gamas é uma área de pesquisa que apresenta grande oportunidade de estudos devido ao aumento da utilização de procedimentos médicos como protonterapia e Terapia de Captura de Nêutrons (NCT Neutron Capture Therapy), além da importância para cálculo de doses ocupacionais e dos campos de irradiação em reatores nucleares. Para a dosimetria de campos mistos de nêutrons e gamas, a Comissão Internacional de Unidades de Medidas (ICRU) recomenda o uso de dosímetros com sensibilidades distintas para cada componente do campo. Os dosímetros termoluminescentes (TLDs) apresentam-se como uma alternativa para a realização da dosimetria de campos mistos de nêutrons e gamas em particular à utilização do par de TLDs de LiF TLD 100 e TLD 700, que apresentam respostas distintas às componentes de campo em virtude da diferença na quantidade do isótopo 6Li em suas composições. Porém, esta escolha apresenta algumas dificuldades pois a característica da resposta dos TLDs para cada componente de campo ainda não é totalmente compreendida. Este trabalho apresenta primeiramente um estudo de um sistema para moderação de uma fonte de AmBe para realizar os estudos de sensibilidade e linearidade dos TLDs quando irradiados em um campo misto de nêutrons e gamas. O sistema de moderação se faz necessário pois a fonte de AmBe emite preferencialmente nêutrons com alta energia, e a sensibilidade dos TLDs de LiF é preferencialmente para nêutrons de baixa energia. Entretanto, um dos objetivos do Grupo de Pesquisa em Física Médica do CEN/IPEN é a realização da dosimetria de campos mistos de alta intensidade, como por exemplo, o campo proveniente de um reator nuclear. Dessa forma esse trabalho realizou um estudo das respostas dos TLDs 100 e TLDs 700 quando irradiados no interior do núcleo do reator IPEN/MB-01 em duas diferentes configurações: cilíndrica com \"flux trap\" e retangular num arranjo de 26 x 28 varetas combustíveis. Esse trabalho contou com simulações com o código de Monte Carlo, MCNP5, para fornecer os fluxos e doses devido a cada componente de campo ao qual os TLDs estariam expostos. E a partir dos dados obtidos tanto através das simulações, quanto através dos experimentos, foi proposta uma metodologia para a utilização do TLD 100 para a dosimetria de nêutrons em campos com alta fluência de nêutrons, como é o caso do núcleo do reator IPEN/MB-01. / Mixed radiation field dosimetry is a research area that presents a great opportunity for studies due to the increased use on medical procedures such as proton therapy and Neutron Capture Therapy (NCT), as well as the importance of calculating occupational doses and radiation fields in nuclear reactors. For the dosimetry of mixed fields of neutrons and gammas, the International Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU) recommends the use of dosimeters with distinct sensitivities for each component of the field. Thermoluminescent dosimeters (TLDs) are presented as an alternative for the dosimetry of neutron and gamma-mixed fields. In particular, the use of LiF TLD pair TLD 100 and TLD 700, which present distinct responses to the field components due to the difference in the amount of the 6Li isotope in its compositions. However, this choice presents some difficulties because the characteristic of the TLD response for each field component is not fully understood. This work presents a study of a system for moderation of an AmBe source to perform the screening and linearity studies of the TLDs when irradiated in a mixed field of neutrons and gammas. The moderation system is necessary since the AmBe source preferably emits neutrons with high energy, and the sensitivity of the LiF TLDs is preferably for low energy neutrons. However, one of the objectives of the Monte Carlo and Dosimetry for Medical Physics Research Group of CEN / IPEN is to perform the dosimetry of high intensity mixed fields, such as the field from a nuclear reactor. Thus, this work carried out a study of the responses of the TLDs 100 and TLDs 700 when irradiated inside the core of the IPEN/MB-01 reactor in two different configurations: cylindrical with flux trap and rectangular in an arrangement of 26 x 28 fuel rods. This work relied on simulations with the Monte Carlo code MCNP5 to provide the fluxes and doses due to each field component in which the TLDs would be exposed. From the data obtained, both through the simulations and through the experiments, a methodology was proposed for the use of the TLD 100 for the neutron dosimetry in fields with high neutron fluence, such as the IPEN/MB-01.

Instalações para irradiação com nêutrons foram projetadas e construídas, visando o estabelecimento de procedimentos de calibração de monitores e dosímetros de nêutrons. Uma fonte calibrada de ANTPOT.241 AmBe com atividade de ANTPOT.185 GBq, garantiu rastreabilidade às medidas realizadas, e possibilitou irradiações com taxas de dose que variaram entre 9 nSv s POT.-1 e 0,5 muuSv s POT.-1. No arranjo elaborado para irradiações com nêutrons térmicos, com fluxo calibrado, a taxa de dose utilizada foi 50 nSv s POT.-1. A calibração de um espectrômetro de esferas de Bonner permitiu o estabelecimento dos procedimentos de calibração com base em três métodos propostos por normas internacionais, mostrando serem apropriadas às dimensões da sala de irradiação projetada para essa finalidade. A decoração do espectro de nêutrons, a partir da determinação dos parâmetros de calibração para o detector de esferas de Bonner, permitiu determinar o espectro da fonte de ANTPOT.241 AmBe calibrada, com valores de taxa de fluência, taxa de dose equivalente e energia media, que corresponderam satisfatoriamente aos valores calculados esperados, possibilitando o uso de tal detector na dosimetria de área. Para a dosimetria pessoal, foi elaborado um sistema dosimétrico baseado no uso do polímero CR-39 e no ataque eletroquímico do mesmo. Para isso, foram projetadas e construídas uma câmara para o processamento do detector e uma fonte de alta tensão e alta frequência que mostraram-se adequadas às finalidades propostas. O dosímetro pessoal elaborado utiliza também material conversor (n, alfa) e seu principio de detecção possibilitou determinar um fator de calibração relacionando a resposta do detector com a dose recebida para nêutrons térmicos, epitérmicos e rápidos. Os parâmetros utilizados para o ataque eletroquímico foram: solução de KOH 6N, temperatura de 59°C, campo elétrico alternado de 20 kv IND.ppcm POT.-1, frequência de 2,0 kHz; para a detecção de nêutrons térmicos e epitérmicos o tempo de revelação empregado foi de 3 horas e para nêutrons rápidos de 6 horas. O sistema dosimétrico desenvolvido apresentou sensibilidades a nêutrons térmicos, epitérmicos e rápidos dadas pelos valores (1,46 +/- 0,09) 10 POT.4 traços cm POT.-2 mSv POT.-1, (9 +/- 3) 10² traços cm POT.-2 mSv POT.-1 e (26 +/- 4) traços cm POT.-2 mSv POT.-1 respectivamente. As doses mínimas e máximas detectáveis foram respectivamente 0,002 mSv e 0,6 mSv para nêutrons térmicos, 0,04 mSv e 8 mSv para nêutrons epitérmicos e 1 mSv e 12 mSv para nêutrons rápidos. Tendo em vista as implicações das recomendações do ICRP-60, pode-se concluir que o dosímetro pessoal elaborado neste trabalho apresenta a sensibilidade necessária no caso da monitoração de nêutrons térmicos e epitérmicos, mas que exigiria tempos de integração de doses superiores à mensal no caso da monitoração de nêutrons rápidos.O procedimento proposto para ser realizar a dosimetria de nêutrons é baseado no uso conjugado do dosímetro pessoal elaborado e do espectrômetro de esferas de Bonner enquanto dosímetro de área. / A neutron irradiation facility was designed and built in order to establish a procedure for calibrating neutron monitors and dosimeters. A 185 GBq ANTPOT.241 AmBe source in the air provides neutron doses rates between 9 nSv s POT.-1 and 0,5 muuSv s POT.-1. A calibrated 50 nSv s POT.-1 thermal neutron field is obtained by using a specially designed paraffin block in conjunction with the ANTPOT.241 AmBe source. A Bonner multisphere spectrometer was calibrated, using a procedure based on three methods proposed by international standards. The unfolded ANTPOT.241 AmBe neutron spectrum was determined from Bonner spheres data and resulted in a good agreement with expected values for fluence rate, dose rate and mean energy. A dosimetric system based on the electrochemical etching of CR-39 was developed for personal dosimetry. The dosimeter badge using a (n, alfa) converter, the etching chamber and high frequency power supply were designed and built specially for this project. The electrochemical etching (ECE) parameters used were: a 6N KOH solution, 59°C, 20 kV IND.ppcm POT.-1, 2,0 kHz, 3 hours of ECE for thermal and intermediate neutrons and 6 hours for fast neutrons. The calibration factors for thermal, intermediate and fast neutrons were determined for this personal dosimeter. The sensitivies determined for the developed dosimetric system were (1,46 +/- 0,09)10 POT.4 tracks cm POT.-2 mSv POT.-1 for thermal neutrons, (9 +/- 3)10² tracks cm POT.-2 mSv POT.-1 for intermediate neutrons and (26 +/- 4) tracks cm POT.-2 mSv POT.-1 for fast neutrons. The lower and upper limits of detection were respectively 0,002 mSv and 0,6 mSv for thermal neutrons, 0,04 mSv and 8 mSv for intermediate neutrons and 1 mSv and 12 mSv for fast neutrons. In view of the 1990s ICRP recommendations, it is possible to conclude that the personal dosimeter described in this work is sufficiently sensitive to thermal and intermediate neutrons but fast neutron monitoring at radiological protection level would require an integration period of over a month. The proposed dosimetric procedure is based on the conjugated use of the developed personal dosimeter and the Bonner multisphere spectrometer.

Instalações para irradiação com nêutrons foram projetadas e construídas, visando o estabelecimento de procedimentos de calibração de monitores e dosímetros de nêutrons. Uma fonte calibrada de ANTPOT.241 AmBe com atividade de ANTPOT.185 GBq, garantiu rastreabilidade às medidas realizadas, e possibilitou irradiações com taxas de dose que variaram entre 9 nSv s POT.-1 e 0,5 muuSv s POT.-1. No arranjo elaborado para irradiações com nêutrons térmicos, com fluxo calibrado, a taxa de dose utilizada foi 50 nSv s POT.-1. A calibração de um espectrômetro de esferas de Bonner permitiu o estabelecimento dos procedimentos de calibração com base em três métodos propostos por normas internacionais, mostrando serem apropriadas às dimensões da sala de irradiação projetada para essa finalidade. A decoração do espectro de nêutrons, a partir da determinação dos parâmetros de calibração para o detector de esferas de Bonner, permitiu determinar o espectro da fonte de ANTPOT.241 AmBe calibrada, com valores de taxa de fluência, taxa de dose equivalente e energia media, que corresponderam satisfatoriamente aos valores calculados esperados, possibilitando o uso de tal detector na dosimetria de área. Para a dosimetria pessoal, foi elaborado um sistema dosimétrico baseado no uso do polímero CR-39 e no ataque eletroquímico do mesmo. Para isso, foram projetadas e construídas uma câmara para o processamento do detector e uma fonte de alta tensão e alta frequência que mostraram-se adequadas às finalidades propostas. O dosímetro pessoal elaborado utiliza também material conversor (n, alfa) e seu principio de detecção possibilitou determinar um fator de calibração relacionando a resposta do detector com a dose recebida para nêutrons térmicos, epitérmicos e rápidos. Os parâmetros utilizados para o ataque eletroquímico foram: solução de KOH 6N, temperatura de 59°C, campo elétrico alternado de 20 kv IND.ppcm POT.-1, frequência de 2,0 kHz; para a detecção de nêutrons térmicos e epitérmicos o tempo de revelação empregado foi de 3 horas e para nêutrons rápidos de 6 horas. O sistema dosimétrico desenvolvido apresentou sensibilidades a nêutrons térmicos, epitérmicos e rápidos dadas pelos valores (1,46 +/- 0,09) 10 POT.4 traços cm POT.-2 mSv POT.-1, (9 +/- 3) 10² traços cm POT.-2 mSv POT.-1 e (26 +/- 4) traços cm POT.-2 mSv POT.-1 respectivamente. As doses mínimas e máximas detectáveis foram respectivamente 0,002 mSv e 0,6 mSv para nêutrons térmicos, 0,04 mSv e 8 mSv para nêutrons epitérmicos e 1 mSv e 12 mSv para nêutrons rápidos. Tendo em vista as implicações das recomendações do ICRP-60, pode-se concluir que o dosímetro pessoal elaborado neste trabalho apresenta a sensibilidade necessária no caso da monitoração de nêutrons térmicos e epitérmicos, mas que exigiria tempos de integração de doses superiores à mensal no caso da monitoração de nêutrons rápidos.O procedimento proposto para ser realizar a dosimetria de nêutrons é baseado no uso conjugado do dosímetro pessoal elaborado e do espectrômetro de esferas de Bonner enquanto dosímetro de área. / A neutron irradiation facility was designed and built in order to establish a procedure for calibrating neutron monitors and dosimeters. A 185 GBq ANTPOT.241 AmBe source in the air provides neutron doses rates between 9 nSv s POT.-1 and 0,5 muuSv s POT.-1. A calibrated 50 nSv s POT.-1 thermal neutron field is obtained by using a specially designed paraffin block in conjunction with the ANTPOT.241 AmBe source. A Bonner multisphere spectrometer was calibrated, using a procedure based on three methods proposed by international standards. The unfolded ANTPOT.241 AmBe neutron spectrum was determined from Bonner spheres data and resulted in a good agreement with expected values for fluence rate, dose rate and mean energy. A dosimetric system based on the electrochemical etching of CR-39 was developed for personal dosimetry. The dosimeter badge using a (n, alfa) converter, the etching chamber and high frequency power supply were designed and built specially for this project. The electrochemical etching (ECE) parameters used were: a 6N KOH solution, 59°C, 20 kV IND.ppcm POT.-1, 2,0 kHz, 3 hours of ECE for thermal and intermediate neutrons and 6 hours for fast neutrons. The calibration factors for thermal, intermediate and fast neutrons were determined for this personal dosimeter. The sensitivies determined for the developed dosimetric system were (1,46 +/- 0,09)10 POT.4 tracks cm POT.-2 mSv POT.-1 for thermal neutrons, (9 +/- 3)10² tracks cm POT.-2 mSv POT.-1 for intermediate neutrons and (26 +/- 4) tracks cm POT.-2 mSv POT.-1 for fast neutrons. The lower and upper limits of detection were respectively 0,002 mSv and 0,6 mSv for thermal neutrons, 0,04 mSv and 8 mSv for intermediate neutrons and 1 mSv and 12 mSv for fast neutrons. In view of the 1990s ICRP recommendations, it is possible to conclude that the personal dosimeter described in this work is sufficiently sensitive to thermal and intermediate neutrons but fast neutron monitoring at radiological protection level would require an integration period of over a month. The proposed dosimetric procedure is based on the conjugated use of the developed personal dosimeter and the Bonner multisphere spectrometer.

Neste trabalho as principais características dosímetricas da solução Fricke Xilenol Gel (FXG) foram estabelecidas para futura aplicação clínica na dosimetria de elétrons. As curvas de dose resposta para feixes de nêutrons térmicos para pesquisa em Terapia por Captura de Nêutrons (BNCT) e feixes elétrons de aplicação industrial também foram determinadas. A técnica padrão de leitura utilizada foi espectrofotometria. Para o feixe clínico as reprodutibilidades intra e inter-lotes da solução FXG são melhores que 1,4 % e 5,1 % respectivamente, o comportamento da resposta para o intervalo de dose entre 0,2 e 40 Gy é linear e independente da energia e da taxa de dose para o intervalo estudado. Devido aos efeitos da oxidação natural do FXG o tempo ótimo entre o preparo e a irradiação é de 24h e o comportamento da curva de dose resposta não se altera no período estudado para a variação da absorvância líquida do dosímetro. Para o estudo com o campo de nêutrons as curvas de dose resposta do FXG apresentaram comportamento linear em todo intervalo de dose estudado, e para campos industriais de elétrons o comportamento é exponencial decrescente. De acordo com os resultados obtidos para os feixes de radiação estudados, não houve alteração na posição das bandas características do espectro de absorção do FXG. Como testes adicionais, foi determinada a viabilidade do uso do método de leitura do FXG por imagens fotográficas digitais e aplicação do FXG na dosimetria para braquiterapia intracavitária. O bom desempenho do dosímetro FXG nos testes realizados indica que este pode ser utilizado na avaliação tridimensional da dose em tratamento radioterápicos. / In this work the main dosimetric characteristics of the Fricke Xylenol Gel (FXG) solution were established for further application in the measurement of dose distribution of clinical electron fields. The dose-response curves of the FXG in a neutron field were also evaluated for the research in Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) and industrial electron fields. The standard reading technique was the spectrophotometric. For the clinical field, the intra and inter-batch reproducibility are better than 1.4% and 5.1 %, respectively, the response presents a linear behavior for doses ranging from 0.2 to 40 Gy independently of the energy and the dose rate in the studied ranges. Due to the effects of the FXG natural oxidation, the optimum elapsed time between FXG preparation and irradiation was established as 24h period and the behavior of the dose-response curve of the FXG using the variation in the absorbance relative to the non-irradiated dosimeter as a basis during the whole studied period were not altered. The dose-response to the industrial electron beam presented an exponential decreasing behavior and the neutron beam for research in BNCT presented a linear behavior for the complete studied dose range. According to the obtained results for the different types of radiation studied for the FXG, there was no change in the position of the characteristic bands of the absorption spectrum due to the interaction of these radiation types. Additional tests were performed to determine the digital photographic imaging of FXG analyses viability and the application of FXG dosimetry on intracavitary brachytherapy. The good performance of the FXG dosimeter in the tests that were carried out indicates that this dosimeter may be applied to the tri-dimensional dose evaluation in radiotherapic treatments using electrons and neutron beams.

Neste trabalho as principais características dosímetricas da solução Fricke Xilenol Gel (FXG) foram estabelecidas para futura aplicação clínica na dosimetria de elétrons. As curvas de dose resposta para feixes de nêutrons térmicos para pesquisa em Terapia por Captura de Nêutrons (BNCT) e feixes elétrons de aplicação industrial também foram determinadas. A técnica padrão de leitura utilizada foi espectrofotometria. Para o feixe clínico as reprodutibilidades intra e inter-lotes da solução FXG são melhores que 1,4 % e 5,1 % respectivamente, o comportamento da resposta para o intervalo de dose entre 0,2 e 40 Gy é linear e independente da energia e da taxa de dose para o intervalo estudado. Devido aos efeitos da oxidação natural do FXG o tempo ótimo entre o preparo e a irradiação é de 24h e o comportamento da curva de dose resposta não se altera no período estudado para a variação da absorvância líquida do dosímetro. Para o estudo com o campo de nêutrons as curvas de dose resposta do FXG apresentaram comportamento linear em todo intervalo de dose estudado, e para campos industriais de elétrons o comportamento é exponencial decrescente. De acordo com os resultados obtidos para os feixes de radiação estudados, não houve alteração na posição das bandas características do espectro de absorção do FXG. Como testes adicionais, foi determinada a viabilidade do uso do método de leitura do FXG por imagens fotográficas digitais e aplicação do FXG na dosimetria para braquiterapia intracavitária. O bom desempenho do dosímetro FXG nos testes realizados indica que este pode ser utilizado na avaliação tridimensional da dose em tratamento radioterápicos. / In this work the main dosimetric characteristics of the Fricke Xylenol Gel (FXG) solution were established for further application in the measurement of dose distribution of clinical electron fields. The dose-response curves of the FXG in a neutron field were also evaluated for the research in Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) and industrial electron fields. The standard reading technique was the spectrophotometric. For the clinical field, the intra and inter-batch reproducibility are better than 1.4% and 5.1 %, respectively, the response presents a linear behavior for doses ranging from 0.2 to 40 Gy independently of the energy and the dose rate in the studied ranges. Due to the effects of the FXG natural oxidation, the optimum elapsed time between FXG preparation and irradiation was established as 24h period and the behavior of the dose-response curve of the FXG using the variation in the absorbance relative to the non-irradiated dosimeter as a basis during the whole studied period were not altered. The dose-response to the industrial electron beam presented an exponential decreasing behavior and the neutron beam for research in BNCT presented a linear behavior for the complete studied dose range. According to the obtained results for the different types of radiation studied for the FXG, there was no change in the position of the characteristic bands of the absorption spectrum due to the interaction of these radiation types. Additional tests were performed to determine the digital photographic imaging of FXG analyses viability and the application of FXG dosimetry on intracavitary brachytherapy. The good performance of the FXG dosimeter in the tests that were carried out indicates that this dosimeter may be applied to the tri-dimensional dose evaluation in radiotherapic treatments using electrons and neutron beams.