Fundação de Amparo a Pesquisa do Estado de Minas Gerais / Os radionuclídeos utilizados na tomografia por emissão de posítrons (PET) são produzidos utilizando um acelerador cíclotron. Os nêutrons produzidos durante a operação do cíclotron contribuem para exposição direta ou indireta dos Indivíduos Ocupacionalmente Expostos (IOEs), devido ao aumento da radiação de fundo da casamata. Além disso, há um aumento nas emissões de gases radioativos provenientes da ativação dos elementos do ar dentro da casamata, que quando liberados constitui um problema para radioproteção dos indivíduos do público. Dos vários métodos utilizados para caracterizar o espectro neutrônico, o espectrômetro de multiesferas de Bonner (EB) é um dos sistemas espectrométricos mais utilizados. Neste trabalho foi utilizado o sistema EB com detectores termoluminescentes (TL), do tipo TLD600 e TLD700 como detector de nêutrons, para medir os espectros de energia de nêutrons em quatro pontos no interior da casamata do cíclotron GE PETtrace-8 do Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN). Foram realizadas medidas em quatro pontos em torno do cíclotron. Os espectros de nêutrons foram desdobrados utilizando os códigos BUMS, NSDUAZ e BUNKIUT e os resultados convertidos em equivalente de dose ambiente H*(10). Considerando o termo fonte de radiação fornecido pelo fabricante do cíclotron, pôde-se constatar a grande influência dos nêutrons de recuo nos espectros de energia encontrados em todos os pontos. Houve uma boa concordância nos espectros de nêutrons obtidos, utilizando os códigos BUNKIUT (com espectros iniciais retangular e Maxwelliano) e NSDUAZ. Os valores de taxa de fluência encontrados no presente trabalho foram da mesma magnitude dos valores reportados na literatura e são coerentes com os obtidos por cálculos téóricos utilizando o termo fonte de radiação disponibilizado pelo fabricante. Com relação aos valores de equivalente de dose ambiente, as taxas horárias por A (microampère) variaram de aproximadamente 67 mSv/h a 936 mSv/h . Para uma corrente típica de 40 A, esses valores são próximos de 2,7 Sv/h a 37 Sv/h, valores da mesma ordem dos reportados na literatura. A metodologia empregada para a caracterização do campo de radiação em torno do cíclotron do CDTN mostrou-se adequada e pode ser utilizada em mais pontos da casamata, de maneira a descrever melhor o espectro e, consequentemente, estimar o equivalente de dose ambiente. / The radionuclides used in positron emission tomography (PET) are generally produced using a cyclotron accelerator. The operation of the cyclotron produces an undesirable neutron radiation field. The knowledge of the neutron radiation field around not-self-shielded PET cyclotrons is an important issue for optimization of radiation protection of the workers and individuals of the public. For the workers, neutrons contribute not only for immediate radiation exposure as for long-term exposure due to activation of cyclotron components and the concrete in the bunker walls. For the individuals of the public the main concern is the dispersal of radioactive gases produced by activation of the air inside the cyclotron vault. The multisphere system, or Bonner sphere spectrometer (BSS), has been widely used to measure neutron spectrum. The substitution of the active detectors of the BSS system by thermoluminescent detectors (specifically TLD-600 and TLD-700 pairs) has become a reliable procedure in spectrometry of high intensity mixed radiation field. In this study we utilized the BSS system with TLD600 and TLD700 to measure the energy spectra of neutrons at four points inside the bunker of the cyclotron GE PETtrace-8 of the Development Centre of Nuclear Technology (CDTN). Four points inside the bunker of the cyclotron were studied. The neutron spectra were unfolded using codes BUMS, NSDUAZ e BUNKIUT and the results converted to ambient dose equivalent H*(10). Considering the source-term of radiation provided by the manufacturer of the cyclotron, we could see the great influence of room return effect in energy spectra at all points. The values of total fluence rates for all points have the same magnitudes of values reported in the literature and are consistent with those obtained by theoretical calculations using the source-term of radiation provided by the manufacturer of the cyclotron. The ambient equivalent dose rates for 1 A ranged from about 67 mSv/h to 936 mSv/h. For a typical 40 A typical current these values were 2.7 Sv/h and 37 Sv/h. These values are of the same order than the reported in the literature. The methodology utilized in this study to characterize the neutron radiation field around the CDTN cyclotron proved to be adequate and can be used in more points inside the bunker in order to better describe the spectrum and thereby estimate the ambient dose equivalent.