O Programa de Controle de Qualidade de sistemas geradores de raios X inclui a verificação periódica da constância dos feixes de raios X, para tanto é preciso que o físico especialista conheça as respostas dos instrumentos medidores de radiação. Neste trabalho foi analisado o comportamento das câmaras de ionização submetidas a feixes de radiação em Radiodiagnóstico nas energias de 50, 81, 90 e 102 kV. Inicialmente foram realizadas medidas experimentais com oito câmaras de ionização de quatro modelos- e, em seguida, foi simulado através do Método de Monte Carlo, com o código MCNP5, um sistema gerador de raios X e os quatro modelos de câmaras de ionização empregados na parte experimental. Com as simulações de arranjo padronizado foi calculado o valor de kerma no ar e foram comparadas, então, as respostas obtidas experimentalmente com os cálculos por simulação. As correlações obtidas entre os resultados permitiram o desenvolvimento de uma ferramenta que apresenta maiores informações para a compreensão dos equipamentos detectores utilizados, e que auxilia o especialista em física médica na análise da resposta dos detectores. / The Quality Control Program for X ray generator systems includes the periodic verification of the X rays beams constancy, therefore it is necessary that the medical physics specialist knows the measuring instruments physical response to radiation. In this work it was analyzed the behavior of ionization chambers subjected to radiation beams at diagnostic radiology energies of 50, 81, 90 and 102 kV. Initially it was performed experimental measurements with eight ionization chambers four models- and then it was simulated, by Monte Carlo Method, with the MCNP5 code an X ray generator system and the four ionization chambers models used in the experimental part. A patterned array was taken by the simulations and the air kerma value was calculated to the simulated system and then those values were compared to the experimental data. The correlations between the results allowed the development of a tool that enables a better understanding of the detectors and helps the physics specialist in the analysis of the detectors response.

O Programa de Controle de Qualidade de sistemas geradores de raios X inclui a verificação periódica da constância dos feixes de raios X, para tanto é preciso que o físico especialista conheça as respostas dos instrumentos medidores de radiação. Neste trabalho foi analisado o comportamento das câmaras de ionização submetidas a feixes de radiação em Radiodiagnóstico nas energias de 50, 81, 90 e 102 kV. Inicialmente foram realizadas medidas experimentais com oito câmaras de ionização de quatro modelos- e, em seguida, foi simulado através do Método de Monte Carlo, com o código MCNP5, um sistema gerador de raios X e os quatro modelos de câmaras de ionização empregados na parte experimental. Com as simulações de arranjo padronizado foi calculado o valor de kerma no ar e foram comparadas, então, as respostas obtidas experimentalmente com os cálculos por simulação. As correlações obtidas entre os resultados permitiram o desenvolvimento de uma ferramenta que apresenta maiores informações para a compreensão dos equipamentos detectores utilizados, e que auxilia o especialista em física médica na análise da resposta dos detectores. / The Quality Control Program for X ray generator systems includes the periodic verification of the X rays beams constancy, therefore it is necessary that the medical physics specialist knows the measuring instruments physical response to radiation. In this work it was analyzed the behavior of ionization chambers subjected to radiation beams at diagnostic radiology energies of 50, 81, 90 and 102 kV. Initially it was performed experimental measurements with eight ionization chambers four models- and then it was simulated, by Monte Carlo Method, with the MCNP5 code an X ray generator system and the four ionization chambers models used in the experimental part. A patterned array was taken by the simulations and the air kerma value was calculated to the simulated system and then those values were compared to the experimental data. The correlations between the results allowed the development of a tool that enables a better understanding of the detectors and helps the physics specialist in the analysis of the detectors response.

Es besteht ein großer Bedarf an einer Therapie für Krebserkrankungen mit diffusen, nicht operablen Metastasen an vitalen Organen. Bei Metastasenbildung werden die Patienten im Allgemeinen nicht für eine Transplantation mit Spenderorganen vorgesehen. Das bedeutet, bei Nichtansprechen einer Chemotherapie gibt es derzeit keine Therapiealternative für diese Patienten. Wenn eine Transplantation der betroffenen Organe möglich ist, besteht eine Chance für die Anwendung eines neuen therapeutischen Konzeptes. Dieses Konzept basiert auf der Bestrahlung des isolierten Organs (Autotransplantation) mittels der Bor-Neutronen-Einfang-Therapie (BNCT). Das betreffende Organ des Patienten wird dabei zeitweise explantiert und in diesem Zeitraum einer Bestrahlungstherapie unterzogen. Diese Therapieform erfordert kein Spenderorgan und es kann dementsprechend auch zu keinen Abstoßungsreaktionen des Immunsystems durch körperfremdes Gewebe kommen. Erstmalig wurde dieses Verfahren im Dezember 2001 an der Universität Pavia an einem Patienten erfolgreich durchgeführt und damit die prinzipielle Machbarkeit belegt. Bis heute wurde in Pavia noch ein weiterer Patient mit diesem Verfahren behandelt. Nach diesen ersten Heilungsversuchen ist es jetzt erforderlich den therapeutischen Nutzen der Methode reproduzierbar nachzuweisen und diese dann für die Routineanwendung verfügbar zu machen. Das ist eine wesentliche Voraussetzung für die erfolgreiche Einführung dieser Therapieform. Im Rahmen dieser Arbeit soll eine für diese Therapieform optimierte Bestrahlungseinrichtung entwickelt werden. Als Referenzorgan wird die Leber betrachtet, aufgrund ihrer hohen Wahrscheinlichkeit für eine Metastasenbildung, des Mangels an Spenderorganen und fehlender Therapiealternativen. Als geeignete Referenzneutronenquelle bietet sich der TRIGA-Reaktor an. Für diesen Reaktortyp wird die Bestrahlungseinrichtung mit technischen Details und Abmessungen konzipiert.

Es besteht ein großer Bedarf an einer Therapie für Krebserkrankungen mit diffusen, nicht operablen Metastasen an vitalen Organen. Bei Metastasenbildung werden die Patienten im Allgemeinen nicht für eine Transplantation mit Spenderorganen vorgesehen. Das bedeutet, bei Nichtansprechen einer Chemotherapie gibt es derzeit keine Therapiealternative für diese Patienten. Wenn eine Transplantation der betroffenen Organe möglich ist, besteht eine Chance für die Anwendung eines neuen therapeutischen Konzeptes. Dieses Konzept basiert auf der Bestrahlung des isolierten Organs (Autotransplantation) mittels der Bor-Neutronen-Einfang-Therapie (BNCT). Das betreffende Organ des Patienten wird dabei zeitweise explantiert und in diesem Zeitraum einer Bestrahlungstherapie unterzogen. Diese Therapieform erfordert kein Spenderorgan und es kann dementsprechend auch zu keinen Abstoßungsreaktionen des Immunsystems durch körperfremdes Gewebe kommen. Erstmalig wurde dieses Verfahren im Dezember 2001 an der Universität Pavia an einem Patienten erfolgreich durchgeführt und damit die prinzipielle Machbarkeit belegt. Bis heute wurde in Pavia noch ein weiterer Patient mit diesem Verfahren behandelt. Nach diesen ersten Heilungsversuchen ist es jetzt erforderlich den therapeutischen Nutzen der Methode reproduzierbar nachzuweisen und diese dann für die Routineanwendung verfügbar zu machen. Das ist eine wesentliche Voraussetzung für die erfolgreiche Einführung dieser Therapieform. Im Rahmen dieser Arbeit soll eine für diese Therapieform optimierte Bestrahlungseinrichtung entwickelt werden. Als Referenzorgan wird die Leber betrachtet, aufgrund ihrer hohen Wahrscheinlichkeit für eine Metastasenbildung, des Mangels an Spenderorganen und fehlender Therapiealternativen. Als geeignete Referenzneutronenquelle bietet sich der TRIGA-Reaktor an. Für diesen Reaktortyp wird die Bestrahlungseinrichtung mit technischen Details und Abmessungen konzipiert.:1. Einleitung 2. Grundlagen 2.1 Krebserkrankungen der Leber 2.2 Makroskopischer und mikroskopischer Aufbau der Leber 2.3 Beschreibung der Therapieform BNCT 2.4 Biologische Wirkung der Bestrahlung 2.5 Dosiswirkungsbeziehungen 2.6 Kinetik des B-10-Pharmakons 2.7 TRIGA-Reaktor als Referenzneutronenquelle 2.8 Vorgehen beim Aufbau einer Strahlentherapie 2.9 Vorgehen für die Auslegung und Optimierung der spezifischen Bestrahlungseinrichtung am TRIGA-Reaktor in Mainz 2.10 Ausblick 3. Dosimetrie 3.1 Strahlungsfeldgrößen und Dosisbegriff 3.2 Wechselwirkungen der Strahlung mit Materie 3.2.1. Wechselwirkung von Neutronen mit Materie 3.2.2. Wechselwirkung von Photonen mit Materie 3.2.3. Wechselwirkung von Protonen, alpha-Teilchen und Elektronen mit Materie 3.3 Berechnung des Strahlentransportes und der Strahlungsfeldgrößen 3.4 Berechnung der Dosis aus den Strahlungsfeldgrößen 3.5 Berechnung der gewichteten Gesamtdosis und der Dosisanteile der BNCT 4. Anforderungen an die Bestrahlungseinrichtung 4.1 Anforderungen der Therapieform 4.2 Anforderungen aus medizinischer Sicht 4.3 Anforderungen des Medizinproduktegesetzes (MPG) und der zugehörigen Richtlinie 93/42/EWG 4.4 Anforderungen der Referenz-Neutronenquelle 4.4.1 Atomgesetz (AtG) und Verordnungen 4.4.2 Strahlenschutzverordnung (StrlSchV) 5. Programme 5.1 MCNP 5.2 ATTILA 5.3 SCALE 6. Basisdaten für die Berechnungen 6.1 Leber 6.2 TRIGA Mark II Reaktor in Mainz 6.2.1 Aufbau 6.2.2 Abmessungen 6.2.3 Materialien 6.2.4 Leistungshistorie 6.2.5 Energiespektrum und Stärke der Quelle 6.2.6 Vereinfachungen und Randbedingungen 6.3 Wirkungsquerschnitte 7. Rechenmodelle 7.1 Modell zur Bestimmung optimaler Parameter für die Therapieform 7.2 Modelle des TRIGA Mark II Reaktors in Mainz 7.2.1 Modell zur Bestimmung der Quellverteilung 7.2.2 Modell zur Strahlcharakterisierung 7.2.3 Modell für die Bestimmung der Dosisanteile für das autotransplantierte Organ 8. Ergebnisse der Berechnungen 8.1 Darstellung der Ergebnisse 8.2 Optimale Parameter für die geplante Therapieform 8.2.1 Energieverteilung der Quelle 8.2.2 Ausdehnung, Intensitäts- und Winkelverteilung der Quelle 8.2.3 Positionierung des Organs im Strahlenfeld 8.2.4 Bor-Konzentration und Bor-Konzentrationsverhältnis 8.2.5 Zusammenfassung 8.3 Auslegung und Optimierung der Bestrahlungseinrichtung am TRIGA-Mark II Reaktor in Mainz 8.3.1 Charakteristik der Quelle 8.3.2 Festlegung der Position der Bestrahlungseinrichtung 8.3.3 Vergleich der Berechnungen mit Messungen 8.3.4 Optimierung der konstruktiven Ausführung 8.3.4.1 Kollimator 8.3.4.2 Absorber 8.3.4.3 Konverter 8.3.4.4 Filter 8.3.4.5 Abstand der Bestrahlungsposition von der Reaktorkernmitte 8.3.4.6 Zusammenfassung der optimierten konstruktiven Ausführung der Bestrahlungseinrichtung 8.3.5 Dosierungsfehler 8.3.5.1 Diskretisierungsfehler 8.3.5.2 Einfluss der Reaktorfahrweise 8.3.5.3 Einfluss der Aktivierung der Strukturmaterialien 8.4 Wärmebilanz 9. Optimierte Bestrahlungseinrichtung und Maßnahmen für den Umbau 10. Ablaufplan für die Therapie 11. Zielerreichung 12. Zusammenfassung 13. Literaturverzeichnis ANHANG

As expectativas da Organização Mundial de Saúde para o ano de 2030 são que o número de mortes por câncer seja de aproximadamente 13,2 milhões, evidenciando a elevada parcela desta doença no problema de saúde mundial. Com relação ao câncer de próstata, de acordo com o Instituto Nacional do Câncer, o número de casos diagnosticados no mundo em 2012 foi de aproximadamente 1,1 milhão, enquanto que no Brasil os dados indicam a incidência de 68 mil novos casos. O tratamento deste tipo de neoplasia pode ser realizado com cirurgia (prostatectomia) ou radioterapia. Dentre a radioterapia, podemos destacar a técnica de braquiterapia, a qual consiste na introdução (implante) de pequenas fontes radioativas (sementes) no interior da próstata, onde será entregue um valor elevado de dose no volume de tratamento e baixa dose nos tecidos ao redor. No Brasil, a classe médica estima uma demanda de aproximadamente 8000 sementes/mês, sendo o custo unitário de cada semente de pelo menos U$ 26,00. A Associação Americana de Físicos na Medicina publicou alguns documentos descrevendo quais parâmetros e análises devem ser realizadas para avaliações da distribuição de dose, como por exemplo, os parâmetros Constante de taxa de dose, Função radial e Função de anisotropia. Estes parâmetros podem ser obtidos através de medidas experimentais da distribuição de dose ou por simulações computacionais. Neste trabalho foram determinados os parâmetros dosimétricos da semente OncoSeed-6711 da empresa Oncura-GEHealthcare e da semente desenvolvida pelo Grupo de Dosimetria de Fontes de Braquiterapia do Centro de Tecnologia das Radiações (CTR IPEN-CNEN/SP) por simulação computacional da distribuição de dose utilizando o código MCNP5, baseado no Método de Monte Carlo. A semente 6711 foi modelada, assim como um sistema dosimétrico constituído por um objeto simulador cúbico de 30x30x30 cm3 preenchido com água. Os valores obtidos da semente 6711 foram comparados com alguns apresentados na literatura, onde o parâmetro Constante de taxa de dose apresentou erro relativo em relação ao valor publicado no TG- 43 de 0,1%, sendo que os outros parâmetros analisados também apresentaram boa concordância com os valores publicados na literatura. Deste modo, pode-se considerar que os parâmetros utilizados nas simulações (espectro, modelagem geométrica e avaliação de resultados) estão compatíveis com outros estudos, sendo estes parâmetros também utilizados nas simulações da semente do IPEN. Considerando as análises de incerteza estatística, os valores obtidos da semente do IPEN são semelhantes aos valores da semente 6711. / Expectations of the World Health Organization for the year 2030 are that the number of cancer deaths is approximately 13.2 million, reflecting the high proportion of this disease in global health issue. With respect to prostate cancer, according to the National Cancer Institute, the number of cases diagnosed worldwide in 2012 was approximately 1.1 million, while in Brazil the data demonstrated the incidence of 68,000 new cases. The treatment of cancer can be performed with surgery (prostatectomy) or radiation therapy. Among radiotherapy, we can highlight the brachytherapy technique, which consists in the introduction of small radioactive sources (seeds) within the prostate, which is delivered a high dose value in the treatment volume and low dose in the surrounding tissues. In Brazil, the medical profession estimates a demand of approximately 8000 seeds / month, and the unit cost of each seed at least US $ 26.00. The AAPM protocol TG-43 recommend the dose-rate constant, radial dose function and anisotropy function for dosimetric analysis LDR brachytherapy seeds. In this work, Monte Carlo simulations were performed in order to assess the dosimetric parameters of the OncoSeed-6711, manufactured by Oncura-GEHealthcare, and a seed developed by Radiation Technology Center, using the MCNP5 code. A 6711 seed, anIPEN seed and the 30x30x30cm3phantom filled with water were modeled to simulatethe dose distribution. The 6711 seed parameters were compared with literature, and the results presented relative error less than 0.1% for Λ. In comparison with the 6711 seed, the IPEN model seed dosimetric parameters were similar, account the statistical uncertainty.

Pesquisas que tem como objetivo melhorar o desempenho de códigos de transporte de nêutrons e a qualidade de bases de dados de seções de choque nucleares são muito importantes para aumentar a acurácia de simulações e a qualidade de análises e predição de fenômenos no campo nuclear. Neste contexto, dados experimentais relevantes como medidas de reatividade induzida são necessários. O objetivo deste trabalho foi conduzir uma série de experimentos de medida de reatividade induzida, utilizando um reatímetro digital desenvolvido pelo IPEN. Os experimentos empregaram amostras metálicas inseridas na região central do núcleo do reator experimental IPEN/MB-01. A análise teórica foi realizada pelo código de física de reatores MCNP-5, desenvolvido e mantido pelo Los Alamos National Laboratory, e a biblioteca de dados nucleares ENDF/B-VII.0. / Researches that aim to improve the performance of neutron transport codes and quality of nuclear cross section databases are very important to increase the accuracy of simulations and the quality of the analysis and prediction of phenomena in the nuclear field. In this context, relevant experimental data such as reactivity worth measurements are needed. The objective of this work was to perform a series of experiments of reactivity worth measurements, using a digital reactivity meter developed at IPEN. The experiments employed metallic samples inserted in the central region of the core of the experimental IPEN/MB-01 reactor. The theoretical analysis was performed by the MCNP-5 reactor physics code, developed and maintained by Los Alamos National Laboratory, and the ENDF/B-VII.0 nuclear data library.

Uma das exigências na calibração de monitores de radiação de contaminação de superfície consiste no uso de fontes extensas de referência com um valor de uniformidade superior a 90%. Entretanto, foi verificado em alguns laboratórios de calibração que suas fontes não atendiam essa exigência, o que obrigaria esses laboratórios a não utilizarem tais fontes em suas calibrações. Foi neste contexto que foi desenvolvido um estudo para propor o uso dessas fontes, desde que sejam utilizados fatores de correção, que são propostos neste trabalho, que foram avaliados e desenvolvidos usando o código de transporte MCNP como ferramenta de análise e avaliação, a partir dos dados de mapeamento da uniformidade. Também foi desenvolvido um software para calcular esses fatores de correção, utilizando o mapeamento da uniformidade das fontes como dados de entrada e um sistema automatizado para calibração de monitores de radiação de contaminação de superfície. O grande ganho com esse trabalho foi poder utilizar fontes extensas de referência, mesmo quando essas estão em desacordo com as exigências de uniformidade da norma ABNT ISO 8769:2016. / One of the requirements in the calibration of surface contamination radiation monitors is the use of wide area reference sources with a uniformity value greater than 90%. However, it has been found, in some calibration laboratories, that their sources were not meeting this requirement, which would not allow these laboratories to use such sources in their calibration procedures. It was in this context that a study was developed to propose the use of these sources, provided that correction factors are used, which are proposed in this work, which were evaluated and developed using the MCNP radiation transport code as an evaluation tool, from the uniformity mapping data. A software was also developed to calculate these correction factors using the source uniformity mapping as an input data along with an automated system for calibration of surface contamination radiation monitors. The great gain in this work was to be able to use wide area reference sources, even when they are in disagreement with the uniformity requirements of ISO 8769:2016.

Pesquisas que tem como objetivo melhorar o desempenho de códigos de transporte de nêutrons e a qualidade de bases de dados de seções de choque nucleares são muito importantes para aumentar a acurácia de simulações e a qualidade de análises e predição de fenômenos no campo nuclear. Neste contexto, dados experimentais relevantes como medidas de reatividade induzida são necessários. O objetivo deste trabalho foi conduzir uma série de experimentos de medida de reatividade induzida, utilizando um reatímetro digital desenvolvido pelo IPEN. Os experimentos empregaram amostras metálicas inseridas na região central do núcleo do reator experimental IPEN/MB-01. A análise teórica foi realizada pelo código de física de reatores MCNP-5, desenvolvido e mantido pelo Los Alamos National Laboratory, e a biblioteca de dados nucleares ENDF/B-VII.0. / Researches that aim to improve the performance of neutron transport codes and quality of nuclear cross section databases are very important to increase the accuracy of simulations and the quality of the analysis and prediction of phenomena in the nuclear field. In this context, relevant experimental data such as reactivity worth measurements are needed. The objective of this work was to perform a series of experiments of reactivity worth measurements, using a digital reactivity meter developed at IPEN. The experiments employed metallic samples inserted in the central region of the core of the experimental IPEN/MB-01 reactor. The theoretical analysis was performed by the MCNP-5 reactor physics code, developed and maintained by Los Alamos National Laboratory, and the ENDF/B-VII.0 nuclear data library.

Uma das exigências na calibração de monitores de radiação de contaminação de superfície consiste no uso de fontes extensas de referência com um valor de uniformidade superior a 90%. Entretanto, foi verificado em alguns laboratórios de calibração que suas fontes não atendiam essa exigência, o que obrigaria esses laboratórios a não utilizarem tais fontes em suas calibrações. Foi neste contexto que foi desenvolvido um estudo para propor o uso dessas fontes, desde que sejam utilizados fatores de correção, que são propostos neste trabalho, que foram avaliados e desenvolvidos usando o código de transporte MCNP como ferramenta de análise e avaliação, a partir dos dados de mapeamento da uniformidade. Também foi desenvolvido um software para calcular esses fatores de correção, utilizando o mapeamento da uniformidade das fontes como dados de entrada e um sistema automatizado para calibração de monitores de radiação de contaminação de superfície. O grande ganho com esse trabalho foi poder utilizar fontes extensas de referência, mesmo quando essas estão em desacordo com as exigências de uniformidade da norma ABNT ISO 8769:2016. / One of the requirements in the calibration of surface contamination radiation monitors is the use of wide area reference sources with a uniformity value greater than 90%. However, it has been found, in some calibration laboratories, that their sources were not meeting this requirement, which would not allow these laboratories to use such sources in their calibration procedures. It was in this context that a study was developed to propose the use of these sources, provided that correction factors are used, which are proposed in this work, which were evaluated and developed using the MCNP radiation transport code as an evaluation tool, from the uniformity mapping data. A software was also developed to calculate these correction factors using the source uniformity mapping as an input data along with an automated system for calibration of surface contamination radiation monitors. The great gain in this work was to be able to use wide area reference sources, even when they are in disagreement with the uniformity requirements of ISO 8769:2016.

As expectativas da Organização Mundial de Saúde para o ano de 2030 são que o número de mortes por câncer seja de aproximadamente 13,2 milhões, evidenciando a elevada parcela desta doença no problema de saúde mundial. Com relação ao câncer de próstata, de acordo com o Instituto Nacional do Câncer, o número de casos diagnosticados no mundo em 2012 foi de aproximadamente 1,1 milhão, enquanto que no Brasil os dados indicam a incidência de 68 mil novos casos. O tratamento deste tipo de neoplasia pode ser realizado com cirurgia (prostatectomia) ou radioterapia. Dentre a radioterapia, podemos destacar a técnica de braquiterapia, a qual consiste na introdução (implante) de pequenas fontes radioativas (sementes) no interior da próstata, onde será entregue um valor elevado de dose no volume de tratamento e baixa dose nos tecidos ao redor. No Brasil, a classe médica estima uma demanda de aproximadamente 8000 sementes/mês, sendo o custo unitário de cada semente de pelo menos U$ 26,00. A Associação Americana de Físicos na Medicina publicou alguns documentos descrevendo quais parâmetros e análises devem ser realizadas para avaliações da distribuição de dose, como por exemplo, os parâmetros Constante de taxa de dose, Função radial e Função de anisotropia. Estes parâmetros podem ser obtidos através de medidas experimentais da distribuição de dose ou por simulações computacionais. Neste trabalho foram determinados os parâmetros dosimétricos da semente OncoSeed-6711 da empresa Oncura-GEHealthcare e da semente desenvolvida pelo Grupo de Dosimetria de Fontes de Braquiterapia do Centro de Tecnologia das Radiações (CTR IPEN-CNEN/SP) por simulação computacional da distribuição de dose utilizando o código MCNP5, baseado no Método de Monte Carlo. A semente 6711 foi modelada, assim como um sistema dosimétrico constituído por um objeto simulador cúbico de 30x30x30 cm3 preenchido com água. Os valores obtidos da semente 6711 foram comparados com alguns apresentados na literatura, onde o parâmetro Constante de taxa de dose apresentou erro relativo em relação ao valor publicado no TG- 43 de 0,1%, sendo que os outros parâmetros analisados também apresentaram boa concordância com os valores publicados na literatura. Deste modo, pode-se considerar que os parâmetros utilizados nas simulações (espectro, modelagem geométrica e avaliação de resultados) estão compatíveis com outros estudos, sendo estes parâmetros também utilizados nas simulações da semente do IPEN. Considerando as análises de incerteza estatística, os valores obtidos da semente do IPEN são semelhantes aos valores da semente 6711. / Expectations of the World Health Organization for the year 2030 are that the number of cancer deaths is approximately 13.2 million, reflecting the high proportion of this disease in global health issue. With respect to prostate cancer, according to the National Cancer Institute, the number of cases diagnosed worldwide in 2012 was approximately 1.1 million, while in Brazil the data demonstrated the incidence of 68,000 new cases. The treatment of cancer can be performed with surgery (prostatectomy) or radiation therapy. Among radiotherapy, we can highlight the brachytherapy technique, which consists in the introduction of small radioactive sources (seeds) within the prostate, which is delivered a high dose value in the treatment volume and low dose in the surrounding tissues. In Brazil, the medical profession estimates a demand of approximately 8000 seeds / month, and the unit cost of each seed at least US $ 26.00. The AAPM protocol TG-43 recommend the dose-rate constant, radial dose function and anisotropy function for dosimetric analysis LDR brachytherapy seeds. In this work, Monte Carlo simulations were performed in order to assess the dosimetric parameters of the OncoSeed-6711, manufactured by Oncura-GEHealthcare, and a seed developed by Radiation Technology Center, using the MCNP5 code. A 6711 seed, anIPEN seed and the 30x30x30cm3phantom filled with water were modeled to simulatethe dose distribution. The 6711 seed parameters were compared with literature, and the results presented relative error less than 0.1% for Λ. In comparison with the 6711 seed, the IPEN model seed dosimetric parameters were similar, account the statistical uncertainty.