Este trabalho tem como objetivo realizar a caracterização do campo de nêutrons e radiação gama na posição de irradiação de amostras em uma instalação para pesquisas em Terapia por Captura de Nêutrons em Boro (BNCT) no IPEN, junto ao reator IEA-R1. A técnica de BNCT vem sendo estudada como uma opção seletiva e segura de tratamento para tumores cancerígenos resistentes ou considerados não tratáveis pelas técnicas convencionais, por exemplo, o Glioblastoma Multiforme - tumor cancerígeno no cérebro. Foram realizadas medições de fluxos de nêutrons térmicos, epitérmicos e rápidos bem como das doses devido a nêutrons, e radiação gama na posição de amostra, utilizando-se detectores de ativação tipo folha e dosímetros termoluminescente. Para determinação da intensidade e do espectro de energia de nêutrons, foi utilizado um conjunto de folhas de ativação de energias limiares distintas, irradiadas na instalação e analisadas com um detetor semicondutor de Germânio hiper puro acoplado a um sistema eletrônico adequado para espectrometria gama e os resultados processados com o código SAND-BP. As doses devidas a radiação gama e nêutrons foram determinadas utilizando dosímetros termoluminescentes: TLD-400 (sensível a gama); TLD-600 (sensível a nêutrons) e TLD-700 (sensível a gama). Os TLDs foram selecionados e usados para a obtenção das curvas de calibração - resposta do dosímetro versus dose - de cada uma dos três tipos de TLD, as quais foram utilizadas para calcular as doses devidas a nêutrons e gama na posição de amostra. O campo de radiação na posição de irradiação de amostra foi caracterizado fluxo para nêutrons térmicos de 1.39.108 ± 0,12.108 n/cm2s a dose devido a nêutrons térmicos é três vezes maior que as devido a radiação gama, essas medidas comprovam a reprodutibilidade e consistência dos resultados experimentais obtidos. Considerando os resultados obtidos, verificou-se que o campo de nêutrons e radiação gama atende para pesquisa em BNCT. NEUTRON / This work aims to characterize the mixed neutron and gamma field, in the sample irradiation position, in a research installation for Boron Neutron Capture Therapy (BNCT), in the IPEN IEA-R1 reactor. The BNCT technique has been studied as a safe and selective option in the treatment of resistant cancerigenous tumors or considered non-curable by the conventional techniques, for example, the Glioblastoma Multiform a brain cancerigenous tumor. Neutron flux measurements were carried out: thermal, ressonance and fast, as well as neutron and gamma rays doses, in the sample position, using activation foils detectors and thermoluminescent dosimeters. For the determination of the neutron spectrum and intensity, a set of different threshold activation foils and gold foils covered and uncovered with cadmium irradiated in the installation was used, analyzed by a high Pure Germanium semiconductor detector, coupled to an electronic system suitable for gamma spectrometry. The results were processed with the SAND-BP code. The doses due to gamma and neutron rays were determined using thermoluminescent dosimeters TLD 400 and TLD 700 sensitive to gamma and TLD 600, sensitive to neutrons. The TLDs were selected and used for obtaining the calibration curves dosimeter answer versus dose from each of the TLD three types, which were necessary to calculate the doses due to neutron and gamma, in the sample position. The radiation field, in the sample irradiation position, was characterized flux for thermal neutrons of 1.39.108 ± 0,12.108 n/cm2s the doses due to thermal neutrons are three times higher than those due to gamma radiation and confirm the reproducibility and consistency of the experimental findings obtained. Considering these results, the neutron field and gamma radiation showed to be appropriated for research in BNCT

Este trabalho tem como objetivo realizar a caracterização do campo de nêutrons e radiação gama na posição de irradiação de amostras em uma instalação para pesquisas em Terapia por Captura de Nêutrons em Boro (BNCT) no IPEN, junto ao reator IEA-R1. A técnica de BNCT vem sendo estudada como uma opção seletiva e segura de tratamento para tumores cancerígenos resistentes ou considerados não tratáveis pelas técnicas convencionais, por exemplo, o Glioblastoma Multiforme - tumor cancerígeno no cérebro. Foram realizadas medições de fluxos de nêutrons térmicos, epitérmicos e rápidos bem como das doses devido a nêutrons, e radiação gama na posição de amostra, utilizando-se detectores de ativação tipo folha e dosímetros termoluminescente. Para determinação da intensidade e do espectro de energia de nêutrons, foi utilizado um conjunto de folhas de ativação de energias limiares distintas, irradiadas na instalação e analisadas com um detetor semicondutor de Germânio hiper puro acoplado a um sistema eletrônico adequado para espectrometria gama e os resultados processados com o código SAND-BP. As doses devidas a radiação gama e nêutrons foram determinadas utilizando dosímetros termoluminescentes: TLD-400 (sensível a gama); TLD-600 (sensível a nêutrons) e TLD-700 (sensível a gama). Os TLDs foram selecionados e usados para a obtenção das curvas de calibração - resposta do dosímetro versus dose - de cada uma dos três tipos de TLD, as quais foram utilizadas para calcular as doses devidas a nêutrons e gama na posição de amostra. O campo de radiação na posição de irradiação de amostra foi caracterizado fluxo para nêutrons térmicos de 1.39.108 ± 0,12.108 n/cm2s a dose devido a nêutrons térmicos é três vezes maior que as devido a radiação gama, essas medidas comprovam a reprodutibilidade e consistência dos resultados experimentais obtidos. Considerando os resultados obtidos, verificou-se que o campo de nêutrons e radiação gama atende para pesquisa em BNCT. NEUTRON / This work aims to characterize the mixed neutron and gamma field, in the sample irradiation position, in a research installation for Boron Neutron Capture Therapy (BNCT), in the IPEN IEA-R1 reactor. The BNCT technique has been studied as a safe and selective option in the treatment of resistant cancerigenous tumors or considered non-curable by the conventional techniques, for example, the Glioblastoma Multiform a brain cancerigenous tumor. Neutron flux measurements were carried out: thermal, ressonance and fast, as well as neutron and gamma rays doses, in the sample position, using activation foils detectors and thermoluminescent dosimeters. For the determination of the neutron spectrum and intensity, a set of different threshold activation foils and gold foils covered and uncovered with cadmium irradiated in the installation was used, analyzed by a high Pure Germanium semiconductor detector, coupled to an electronic system suitable for gamma spectrometry. The results were processed with the SAND-BP code. The doses due to gamma and neutron rays were determined using thermoluminescent dosimeters TLD 400 and TLD 700 sensitive to gamma and TLD 600, sensitive to neutrons. The TLDs were selected and used for obtaining the calibration curves dosimeter answer versus dose from each of the TLD three types, which were necessary to calculate the doses due to neutron and gamma, in the sample position. The radiation field, in the sample irradiation position, was characterized flux for thermal neutrons of 1.39.108 ± 0,12.108 n/cm2s the doses due to thermal neutrons are three times higher than those due to gamma radiation and confirm the reproducibility and consistency of the experimental findings obtained. Considering these results, the neutron field and gamma radiation showed to be appropriated for research in BNCT