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.

Este trabalho realizou uma comparação entre alguns dos principais códigos de transporte que empregam a abordagem estocástica de Monte Carlo para aplicação em cálculos dosimétricos em Medicina Nuclear. Foram analisados com detalhes os diversos modelos físicos e numéricos utilizados pelo código MCNP5 em relação códigos como Penelope e EGS. A identificação de suas potencialidades e limitações para solução de problemas microdosimétricos foram destacados. A metodologia condensada usada pelo MCNP resultou em valores para energia depositada normalmente menores, evidenciando uma conhecida característica do método das historias condensadas: o fato de subestimar tanto o número de colisões ao longo da trajetória do elétron quanto do número de partículas secundárias criadas. O uso de códigos de transporte como Penelope e MCNP em escalas micrométricas recebeu especial atenção neste trabalho. Códigos classe I e II foram estudados e seus principais recursos foram explorados visando o transporte de elétrons, que são de especial importância em dosimetria. Espera-se que a avaliação das metodologias disponíveis, aqui abordadas contribua para um maior entendimento do comportamento de tais códigos principalmente para esta classe de problemas, comuns em microdosimetria. / This study made a comparison between some of the major transport codes that employ the Monte Carlo stochastic approach in dosimetric calculations in nuclear medicine. We analyzed in detail the various physical and numerical models used by MCNP5 code in relation with codes like EGS and Penelope. The identification of its potential and limitations for solving microdosimetry problems were highlighted. The condensed history methodology used by MCNP resulted in lower values for energy deposition calculation. This showed a known feature of the condensed stories: its underestimates both the number of collisions along the trajectory of the electron and the number of secondary particles created. The use of transport codes like MCNP and Penelope for micrometer scales received special attention in this work. Class I and class II codes were studied and their main resources were exploited in order to transport electrons, which have particular importance in dosimetry. It is expected that the evaluation of available methodologies mentioned here contribute to a better understanding of the behavior of these codes, especially for this class of problems, common in microdosimetry.

Este trabalho realizou uma comparação entre alguns dos principais códigos de transporte que empregam a abordagem estocástica de Monte Carlo para aplicação em cálculos dosimétricos em Medicina Nuclear. Foram analisados com detalhes os diversos modelos físicos e numéricos utilizados pelo código MCNP5 em relação códigos como Penelope e EGS. A identificação de suas potencialidades e limitações para solução de problemas microdosimétricos foram destacados. A metodologia condensada usada pelo MCNP resultou em valores para energia depositada normalmente menores, evidenciando uma conhecida característica do método das historias condensadas: o fato de subestimar tanto o número de colisões ao longo da trajetória do elétron quanto do número de partículas secundárias criadas. O uso de códigos de transporte como Penelope e MCNP em escalas micrométricas recebeu especial atenção neste trabalho. Códigos classe I e II foram estudados e seus principais recursos foram explorados visando o transporte de elétrons, que são de especial importância em dosimetria. Espera-se que a avaliação das metodologias disponíveis, aqui abordadas contribua para um maior entendimento do comportamento de tais códigos principalmente para esta classe de problemas, comuns em microdosimetria. / This study made a comparison between some of the major transport codes that employ the Monte Carlo stochastic approach in dosimetric calculations in nuclear medicine. We analyzed in detail the various physical and numerical models used by MCNP5 code in relation with codes like EGS and Penelope. The identification of its potential and limitations for solving microdosimetry problems were highlighted. The condensed history methodology used by MCNP resulted in lower values for energy deposition calculation. This showed a known feature of the condensed stories: its underestimates both the number of collisions along the trajectory of the electron and the number of secondary particles created. The use of transport codes like MCNP and Penelope for micrometer scales received special attention in this work. Class I and class II codes were studied and their main resources were exploited in order to transport electrons, which have particular importance in dosimetry. It is expected that the evaluation of available methodologies mentioned here contribute to a better understanding of the behavior of these codes, especially for this class of problems, common in microdosimetry.