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.

O presente trabalho desenvolve o modelamento e a aplicação prática do Método Monte Carlo para simular a situação de um detector de nêutrons empregado na medida do fluxo de nêutrons gerados pela radiação cósmica na atmosfera. Entende--se por modelamento: a descrição geométrica e dos materiais de construção do detector, do meio onde está sendo empregado, a incidência e o espectro de radiação e a definição dos dados macroscópicos e modelos nucleares usados nos cálculos de probabilísticos dos processos de interação da radiação cósmica com os materiais. Tem--se por objetivo do presente trabalho a descrição da resposta do monitor de fluxo de nêutrons do tipo Long Counter aplicado na medida em solo de nêutrons da radiação cósmica, aplicando códigos de simulação MCNP e MCNPX, visando verificar tanto o modelamento quanto os códigos em uma aplicação cuja resposta é conhecida através de medidas experimentais. Os resultados do presente trabalho, portanto, contribuem significantemente com os esforços do grupo de pesquisa do IEAv/DCTA no desenvolvimento de plataformas experimentais e computacionais para avaliação dos efeitos da radiação cósmica no meio aeroespacial.