Este trabalho apresenta os resultados dos valores de fluxo de nêutrons obtidos a partir da implantação de uma armadilha de nêutrons no núcleo do Reator IPEN/MB-01. Foram analisadas várias configurações de armadilhas implantadas no núcleo do reator IPEN/MB-01 de forma a se eleger a armadilha mais eficiente. Para a caracterização energética, foram irradiados no centro da armadilha de nêutrons, detetores de ativação de vários materiais diferentes (Au, Sc, In, Ti, Ni). As respectivas espectrometrias gama desses elementos após a irradiação com e sem cobertura de cádmio, forneceram valores experimentais das taxas de reação nuclear (atividade de saturação) por núcleo alvo e as respectivas incertezas que servem de entrada ao código SANDBP que calculou o espectro de energia dos nêutrons no centro do Flux-Trap em 50 grupos de energia, utilizando-se dos espectros de entrada calculados na posição de irradiação (centro do \"Flux Trap\") por códigos de Física de Reatores. Os resultados obtidos constataram um aumento do fluxo de nêutrons térmico no centro da armadilha da configuração 203 em relação a configuração sem armadilha (padrão) da ordem de 350% sem contudo haver a necessidade de se aumentar a potência do reator. Foram também efetuadas comparações entre os espectros desdobrados obtidos pelo SANDBP, em relação aos calculados pelos códigos MCNP-4C e XSDRNPM. A caracterização espacial do fluxo de nêutrons térmicos é feita com folhas de ativação na forma de uma liga infinitamente diluída em massa de 1% de Au e 99% de Al em alguns pontos internos da configuração 203 (axialmente ao Flux Trap\" e adjacências radiais) e os resultados mostraram um aumento significativo da magnitude de seus valores quando comparados a configuração padrão retangular. / This paper presents the results of the neutron flux values obtained from the deployment of a Flux Trap of neutrons in the reactor core IPEN/MB-01. We analyzed several configurations of Flux Traps deployed in the reactor core IPEN/MB-01 in order to get elected to Flux Trap configuration more efficient. To characterize the neutron spectrum were irradiated in the center of the Flux Trap activation detectors of different materials (Au, Sc, In, Ti, Ni). The respective gamma spectroscopy of these elements after irradiation with and without cadmium cover, provided the experimental values of the nuclear reaction rates (saturation activity) by the target nuclei and their uncertainties used as input to the code SANDBP who calculated the energy spectrum of neutrons in the center of the \"Flux-Trap\" in 50 energy groups, using the input spectra calculated at the irradiation position (center of the \"Flux Trap\") by codes for Reactor Physics. The results found an increase in the thermal neutron flux in the center of the Flux Trap configuration 203 for the standard configuration (default) of about 350% without having the need to increase the reactor power. We also made comparisons between the spectra obtained by SANDBP deployed, compared to those calculated by MCNP-4C code and XSDRNPM. The spatial characterization of the thermal neutron flux is made with activation foils in the form of an infinitely dilute bulk alloy of 1% Au and 99% Al in some internal points of the configuration 203 (axially to Flux Trap \"and adjacent radial) and the results showed a significant increase in the magnitude of their values when compared to standard rectangular configuration.

A Terapia por Captura de Nêutrons, NCT (Neutron Capture Therapy) é uma técnica radioterápica em que a energia útil do tratamento vem da energia liberada em uma reação nuclear e não do feixe primário, como comumente utilizado em outros procedimentos radioterápicos. O Boro, por constituir-se em um elemento de baixa toxicidade e por apresentar um isótopo (10B) com alta seção de choque para a reação 10B(n,α)7Li tem sido o elemento mais utilizado nas pesquisas que visam o aprimoramento e a promoção desta técnica, derivando daí o termo BNCT (Boron Neutron Capture Therapy). Para fins de pesquisa em BNCT foi construída ao longo de um dos extratores de feixes (BH - Beam Hole) do reator IEA-R1 uma instalação, onde filtros e moderadores são posicionados entre o núcleo do reator e a posição de irradiação com o objetivo de modular o feixe de irradiação, otimizando a componente útil do feixe, os nêutrons térmicos, e reduzindo os contaminantes, raios gama e nêutrons em outras faixas energéticas. Tem-se realizado estudos visando a implementação de melhorias na caracterização e otimização do feixe obtido nesse arranjo instalado no BH-3. Atualmente a monitoração dos nêutrons é feita através de folhas de ativação, e a componente gama pelo TLD-400. Uma nova metodologia de monitoração tem sido estudada pelo grupo. A referida técnica consiste em usar TLDs de tipos diferentes, ou seja, que possuam sensibilidades distintas aos nêutrons térmicos, em virtude de diferenças na concentração dos isótopos de Lítio. No estudo dessa nova metodologia têm sido usados os TLD-600 e TLD-700. Este trabalho propõe uma metodologia usando o par TLD-100 e TLD-700. Inicialmente foi verificada a reprodutibilidade das respostas dos TLDs 700, 400 e 100 frente a campos gama puro e campos mistos, gama e nêutron. Campos estes obtidos em arranjos usando fontes de 60Co e 241AmBe. A partir de simulações usando o VI MCNP5 foi projetado e construído um Irradiador de campos mistos, que permitiu expor os dosímetros em campos mistos com diferentes espectros energéticos. As condições criadas no irradiador permitiram verificar, como a resposta do TLD é modificada pelas mudanças no espectro energético de um campo misto gama e nêutrons de baixo fluxo. O irradiador de campo misto permitiu condições para estabelecer uma relação entre o formato da curva termoluminescente e a composição do campo misto. A relação estabelecida relaciona o fluxo relativo e a razão entre a resposta das duas regiões de interesse dos TLDs 700 e 100. A partir de campos mistos com condições controladas, esse trabalho permitiu verificar a viabilidade do uso do par de TLD-100 e TLD-700 para monitoração de nêutrons térmicos na instalação de BNCT. / Neutron Capture Therapy (NCT), is a radiotherapy technique in which the useful treatment energy comes from the energy released in a nuclear reaction and not from the primary beam, as commonly used in other radiotherapc procedures. Boron, an element of low toxicity presents an isotope (10B) with high cross-section for the (n, α) reaction and therefore has been the element mostly used in research aimed at the improvement and promotion of this technique, deriving hence the term BNCT (Boron Neutron Capture Therapy). For BNCT research purposes, a facility was built along one of radiation extractors of the IEA-R1 reactor. In this facility filters and moderators are positioned between the reactor core and the irradiation position aiming to modulate the irradiation beam by optimizing the useful component of the beam, thermal neutrons, and reducing its contaminants, gamma rays and neutrons in higher energy bands. We have conducted studies aimed at implementing improvements in the characterization of and optimization of the beam. Currently, neutron flux monitorion is done through activation foils, and the gamma component by TLD-400. A new methodology has been studied by the group. The technique consists in using different types of TLD, having different sensitivities to thermal neutrons due to differences in the concentration of lithium isotopes. In the study of this new methodology TLD 600 and TLD-700 have been used. This work presents a series of studies in order to apply a methodology using the TLD-100 and TLD-700 pair. TLDs 700, 400 and 100 responses pure gamma and mixed irradiation fields, obtained in arrangements using a 60Co and AmBe sources, were evaluaterd. MCNP simulations were run in order to both discriminating the radiation components and designing one mixed fields irradiator, which allowed exposing dosimeters in mixed fields with different energy spectra. The conditions created in the irradiator allowed to verify, as the TLD response is modified by changes in the energy spectrum of a mixed gamma neutron fields. VIII This irradiator provided irradiation conditions so to establish a relationship between the shape of the LiF glow curves and the composition of the mixed field. This work has shown the feasibility of using the TLD-100 and TLD-700 pair for gamma and thermal neutrons monitoration in the BNCT facility.

Os Pulsares Anômalos de Raios-X (AXPs) e Repetidores de Raios-gama moles (SGRs) são alguns dos grupos mais interessantes de pulsares que têm sido intensivamente estudados nos últimos anos. Eles são entendidos como estrelas de nêutrons (ENs) com campos magnéticos super fortes ($Bgtrsim10^{14}$) G. No entanto, nos últimos dois anos duas SGRs com baixos campos magnéticos $ Bsim(10^{12}-10^{13})$ G foram detectadas. Além disso, três anãs brancas (ABs) muito rápidas e {it magnéticas} também foram observadas recentemente. Com base nestes novos pulsares descobertos, podemos comparar e contrastar os campos magnéticos, momento de dipolo magnético, idades características, e luminosidades quiescentes de raios-X destas duas SGRs (no modelo de ABs), com três anãs brancas rápidas, para concluir que elas apresentam fortes similaridades corroborando para uma descrição alternativa de algumas SGRs/AXPs como anãs brancas muito massivas e magnéticas. O momento de dipolo magnético $m$ do pulsar dependendo apenas do momento de inércia $I$, e as propriedades observacionais, tais como o período $P$ e sua primeira derivada $dot{P}$, podem ajudar a identificar a escala de $I$ para as SGRs/AXPs. Analisamos o momento de dipolo magnético $m$ de SGRs e AXPs quando um modelo baseado em anãs brancas massivas, rápidas e altamente magnetizadas é considerado. Mostramos que os valores de $m$ obtidos por algumas SGRs e AXPs estão de acordo com a faixa observada $10^{34}{ m emu}leq m leq10^{36}{ m emu}$ de anãs brancas magnéticas isoladas e polares. Este resultado, juntamente com o fato que para ABs {it magnéticas} $Bsim(10^6-10^8)$ G e seus momentos de dipolo magnéticos serem quase independente do período de rotação estrela ($10^{4}lesssim P lesssim10^{6} { m s}$) - uma fenomenologia não compartilhada por pulsares de estrelas de nêutrons - sugere uma possível natureza de anã branca {it magnética} para alguns dos SGRs/AXPs que têm períodos muito menores ($Psim 10$ s). Além disso, uma vez que para os pulsares a potência de radiação dipolar é proporcional somente a $m$ e com a frequência de rotação estelar, podemos explicar no modelo de ABs - considerando apenas as diferentes escalas do momento de dipolo magnético para ABs e ENs - por que a luminosidade quiescente $L_X$ para vários SGRs/AXPs (em particular as de baixo campo $B$), em comparação as estrelas de raio-X isoladas (XDINs) e pulsares de alto-$B$ obedecem a razão ${L_X}^{ m SGRs/AXPs}/{L_X}^{ m XDINs}sim m_{ m WD}/m_{ m NS}sim10^3$: todas essas fontes de raios-X têm essencialmente os mesmos períodos de rotação ($Psim10$ s) e a luminosidade de raios-X está correlacionada com a luminosidade de {it spin-down}, que é igual potência de radiação dipolar no modelo de dipolo. Além disso, investigamos algumas propriedades básicas do equílibrio de anãs brancas magnéticas, em particular a condição para instabilidade dinâmica da estrela na presença de intensos campos magnéticos.

Recentemente, foi proposto um modelo alternativo baseado em pulsares de anãs brancas para os repetidores de raios gama moles (SGRs) e os pulsares de raio-X anômalos (AXPs) (Malheiro, 2012), designados normalmente como magnetares. Neste modelo as anãs brancas magnéticas podem ter campos magnéticos $Bsim 10^{7}-10^{10} { m G}$ e rodarem muito rápido em frequências $Omegasim 1 { m rad/s}$, permitindo que produzam grandes diferenças de potencial eletromagnéticos (EM) e gerar pares de elétrons-pósitrons ($e^{pm}$). Estes potenciais EM são comparáveis com os produzidos em pulsares de estrelas de nêutrons com fortes campos magnéticos e até maiores. No nosso estudo nós consideramos dois processos possíveis associados com a aceleração de partículas, normalmente usados para explicar a emissão de rádio em pulsares de estrelas de nêutrons: em um processo nós temos a produção de pares perto das calotas polares da estrela, isto é, dentro do cilindro de luz onde as linhas do campo magnético são fechadas, e no outro a criação de pares acontece fora da magnetosfera, i.e., bem longe da superfície da estrela onde as linhas do campo magnético são abertas (Chen, 1993). Esta análise da possibilidade de emissão de rádio foi realizada para todas as 23 SGRs/AXPs do catálogo on-line dos magnetares do grupo de astrofísica e cosmologia da universidade de McGill (Olausen, 2014) que contém as informações atuais e disponíveis destas fontes. Concluímos que o modelo de emissão fora da magnetosfera é o que é compatível com as observações astronômicas que indicam uma falta de emissão de rádio para quase todas as SGRs/AXPs, quando estas fontes são entendidas como pulsares de anãs brancas. Nós mostramos explicitamente nesta dissertação que o raio $R$ destes fontes como anãs brancas aumenta o raio polar da calota $R_{p}sim Rsenalpha$ e o ângulo polar da calota $senalpha=sqrt{frac{R}{R_{L}}}$. No caso dos SGRs/AXPs que têm períodos longos $Psim10 { m s}$, o raio do cilindro de luz $R_{L}approx5 imes10^{10} { m cm}$ é muito grande comparado a uma estrela de nêutrons $Rsim10^6 { m cm}$, mas apenas 100 vezes maior que o raio de uma anã branca densa, a escala normal para a razão $R/R_L$ de um pulsar de rádio de estrela de nêutrons. Além disto, para todas estas fontes vistas como pulsares de estrelas de nêutrons, ambas os modelos produzem emissão de rádio para todas elas. O nosso trabalho é uma primeira tentativa para encontrar uma explicação para o quebra cabeças (ou enigma) de porquê para quase todas as SGRs/AXPs é esperado emissão de rádio, mas isto foi observado apenas para quatro delas. Estas quatro fontes, como já foi sugerido recentemente (Goulart, 2013), parece pertencer a uma categoria de pulsares de estrelas de nêutrons de alto campo magnético, diferente de todas as outras SGRs/AXPs que nossa dissertação indica pertencer a uma nova classe de pulsares de anãs brancas, muito rápidas e magnéticas.

Orientadores: Cecilia Bertoni Martha Hadler Chirenti, Ernesto Kemp / Tese (doutorado) - Universidade Estadual de Campinas, Instituto de Física Gleb Wataghin / Made available in DSpace on 2018-09-03T00:23:17Z (GMT). No. of bitstreams: 1 Souza_GibranHenriqueDe_D.pdf: 9537099 bytes, checksum: 8b4790f32975067863cff845c7c37170 (MD5) Previous issue date: 2017 / Resumo: No presente trabalho focamos na descrição das oscilações da crosta de estrelas de nêutrons que apresentam um campo magnético poloidal com uma componente toroidal, onde utilizamos de oito equações de estado para descrever a matéria constituinte destas estrelas de nêutrons. Para isso apresentamos todo o formalismo matemático para descrever a estrutura interna, rotação, campo magnético e perturbações no fluido necessário para a apresentação dos resultados obtidos. Paralelo a isso efetuamos a extensão dos resultados obtidos na dissertação de mestrado, onde foi apresentado o cálculo das características das ondas gravitacionais do modo-f, como frequência de oscilação e tempo de decaimento. Aqui estendemos os resultados anteriormente obtidos com a inclusão de novas equações de estado e o teste da validade das chamadas relações universais / Abstract: In the present work we focus on the description of the crustal oscillations of neutron stars that present a poloidal magnetic field with a toroidal component, where we use eight equations of state to describe the constituent matter of these neutron stars. For this, we developed all the mathematical formalism to describe the internal structure, rotation, magnetic field and perturbations in the fluid necessary for the presentation of the obtained results. Parallel to this, we extended the results obtained in the student's master dissertation, where the calculation of the characteristics of the f-mode gravitational waves was presented, such as oscillation frequency and decay time. Here we extend the previously obtained results with the inclusion of new state equations and the test of the validity of the so-called universal relations / Doutorado / Física / Doutor em Ciências / 140838/2013-9 / CNPQ

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

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.

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 teve por objetivo o uso do método L TSN para resolver a equação de transporte para uma placa plana heterogênea, usando o modelo de multigrupo em energia. Os cálculos do fluxo de fótons e nêutrons, da taxa de dose absorvida e do fator de "build-up" foram realizados considerando espalhamento isotrópico e condição de contorno tipo vácuo. A aplicação dessa metodologia permitiu obter valores de diversos parâmetros de blindagens que podem ser usados para determinar a espessura mínima necessária para atenuar as radiações a níveis que forneçam taxas de dose absorvida compatíveis com as estabelecidas em normas. Os valores numéricos encontrados apresentam resultados físicos esperados e mostram que o método L TSN constitui-se em uma ferramenta matemática útil para o estudo quantitativo de parâmetros de blindagem. / This work aim is the use of the L TSN method for solving the transport equation to a heterogeneous slab, using the multigroup model in energy. The photons and neutrons flux calculations concerning the absorbed dose rate and of the build-up I factor were accomplished considering isotropic scattering and boundary condition of the vacuum type. The application of that methodology let us to obtain result of diverse shield parameters that can be used to determine the necessary least thickness to attenuate the radiation at leveis that supply absorbed dose rates compatible with the established ones in norms. The numerical values present expected physical results and show that L TSN method is constitutes an useful mathematical tool for the quantitative study of shield parameters.