A instalação do IPEN para pesquisas em BNCT (Terapia por Captura de Nêutrons em Boro) utiliza o canal de irradiação número 3 do reator IEA-R1, no qual tem-se um campo misto de radiação nêutrons e gama. As pesquisas em andamento necessitam que o campo de radiação, na posição de irradiação de amostra, tenha na composição os nêutrons térmicos maximizados e os componentes de nêutrons epitérmicos, rápidos e radiação gama minimizados. Este trabalho foi desenvolvido com o objetivo de avaliar se o campo de radiação atual na instalação é adequado aos trabalhos em BNCT. Para cumprir com este objetivo, uma metodologia para dosimetria de nêutrons térmicos e radiação gama em campos mistos de altas doses, que não era disponível no IPEN, foi implantada no Centro de Engenharia Nuclear do IPEN, utilizando dosímetros termoluminescentes TLDs 400, 600 e 700. Para as medidas de fluxo de nêutrons térmicos e epitérmicos foram utilizados detetores de ativação de ouro aplicando a técnica de razão de cádmio. Um simulador antropomórfico cilíndrico composto de discos de acrílico foi desenvolvido e testado na instalação e para obter valores teóricos do fluxo de nêutrons e a dose ao longo do simulador antropomórfico foi utilizado o código computacional DOT 3.5. Na posição correspondente a aproximadamente metade do comprimento do cilindro do simulador antropomórfico, foram obtidos os seguintes valores: fluxo de nêutrons térmicos (2,52 ± 0,06).108n/cm2s, epitérmicos (6,17 ± 0,26).107n/cm2s, dose absorvida devido a nêutrons térmicos de (4,2 ± 1,8)Gy e devido a radiação gama (10,1 ± 1,3)Gy. Os valores obtidos mostram que os fluxos de nêutrons térmicos e epitérmicos são adequados para os estudos em BNCT, porém, a dose devido a radiação gama está elevada, indicando que a instalação deve ser aprimorada. / IPEN facility for researches in BNCT (Boron Neutron Capture Therapy) uses IEA-R1 reactor\'s irradiation channel number 3, where there is a mixed radiation field neutrons and gamma. The researches in progress require the radiation fields, in the position of the irradiation of sample, to have in its composition maximized thermal neutrons component and minimized, fast and epithermal neutron flux and gamma radiation. This work was developed with the objective of evaluating whether the present radiation field in the facility is suitable for BNCT researches. In order to achieve this objective, a methodology for the dosimetry of thermal neutrons and gamma radiation in mixed fields of high doses, which was not available in IPEN, was implemented in the Center of Nuclear Engineering of IPEN, by using thermoluminescent dosimeters TLDs 400, 600 and 700. For the measurements of thermal and epithermal neutron flux, activation detectors of gold were used applying the cadmium ratio technique. A cylindrical phantom composed by acrylic discs was developed and tested in the facility and the DOT 3.5. computational code was used in order to obtain theoretical values of neutron flux and the dose along phantom. In the position corresponding to about half the length of the cylinder of the phantom, the following values were obtained: thermal neutron flux (2,52 ± 0,06).108n/cm2s, epithermal neutron flux (6,17 ± 0,26).107.106n/cm2s, absorbed dose due to thermal neutrons (4,2 ± 1,8)Gy and (10,1 ± 1,3)Gy due to gamma radiation. The obtained values show that the fluxes of thermal and epithermal neutrons flux are appropriate for studies in BNCT, however, the dose due to gamma radiation is high, indicating that the facility should be improved.

A instalação do IPEN para pesquisas em BNCT (Terapia por Captura de Nêutrons em Boro) utiliza o canal de irradiação número 3 do reator IEA-R1, no qual tem-se um campo misto de radiação nêutrons e gama. As pesquisas em andamento necessitam que o campo de radiação, na posição de irradiação de amostra, tenha na composição os nêutrons térmicos maximizados e os componentes de nêutrons epitérmicos, rápidos e radiação gama minimizados. Este trabalho foi desenvolvido com o objetivo de avaliar se o campo de radiação atual na instalação é adequado aos trabalhos em BNCT. Para cumprir com este objetivo, uma metodologia para dosimetria de nêutrons térmicos e radiação gama em campos mistos de altas doses, que não era disponível no IPEN, foi implantada no Centro de Engenharia Nuclear do IPEN, utilizando dosímetros termoluminescentes TLDs 400, 600 e 700. Para as medidas de fluxo de nêutrons térmicos e epitérmicos foram utilizados detetores de ativação de ouro aplicando a técnica de razão de cádmio. Um simulador antropomórfico cilíndrico composto de discos de acrílico foi desenvolvido e testado na instalação e para obter valores teóricos do fluxo de nêutrons e a dose ao longo do simulador antropomórfico foi utilizado o código computacional DOT 3.5. Na posição correspondente a aproximadamente metade do comprimento do cilindro do simulador antropomórfico, foram obtidos os seguintes valores: fluxo de nêutrons térmicos (2,52 ± 0,06).108n/cm2s, epitérmicos (6,17 ± 0,26).107n/cm2s, dose absorvida devido a nêutrons térmicos de (4,2 ± 1,8)Gy e devido a radiação gama (10,1 ± 1,3)Gy. Os valores obtidos mostram que os fluxos de nêutrons térmicos e epitérmicos são adequados para os estudos em BNCT, porém, a dose devido a radiação gama está elevada, indicando que a instalação deve ser aprimorada. / IPEN facility for researches in BNCT (Boron Neutron Capture Therapy) uses IEA-R1 reactor\'s irradiation channel number 3, where there is a mixed radiation field neutrons and gamma. The researches in progress require the radiation fields, in the position of the irradiation of sample, to have in its composition maximized thermal neutrons component and minimized, fast and epithermal neutron flux and gamma radiation. This work was developed with the objective of evaluating whether the present radiation field in the facility is suitable for BNCT researches. In order to achieve this objective, a methodology for the dosimetry of thermal neutrons and gamma radiation in mixed fields of high doses, which was not available in IPEN, was implemented in the Center of Nuclear Engineering of IPEN, by using thermoluminescent dosimeters TLDs 400, 600 and 700. For the measurements of thermal and epithermal neutron flux, activation detectors of gold were used applying the cadmium ratio technique. A cylindrical phantom composed by acrylic discs was developed and tested in the facility and the DOT 3.5. computational code was used in order to obtain theoretical values of neutron flux and the dose along phantom. In the position corresponding to about half the length of the cylinder of the phantom, the following values were obtained: thermal neutron flux (2,52 ± 0,06).108n/cm2s, epithermal neutron flux (6,17 ± 0,26).107.106n/cm2s, absorbed dose due to thermal neutrons (4,2 ± 1,8)Gy and (10,1 ± 1,3)Gy due to gamma radiation. The obtained values show that the fluxes of thermal and epithermal neutrons flux are appropriate for studies in BNCT, however, the dose due to gamma radiation is high, indicating that the facility should be improved.

Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior - CAPES / The breast tomosynthesis is appearing in several studies that aim to investigate most appropriate parameters to obtaining images of high quality with dose values of ionizing radiation within the limits imposed for digital mammography. The parameters are related to an angular range limited used in examinations, the number of projections, the X-rays beam energies, and the reconstruction of projections, using specific algorithm, mainly. The advantage of tomosynthesis while a new mammographic technology in relation to the other techniques that employ X-rays is its potential to reduced overlap effect of breast tissue. The contribution of variation of the angle of the beams on the dose in breast examined, due to a change in the geometry used in the examination, should be investigated. To determine the impact that this variation has on the dose in the breast and in other organs and tissues of the human body, an important tool is the Computational Simulation by Monte Carlo. The main proposal of this work was to use the code of Monte Carlo N-Particle eXtended (MCNPX) to study absorbed doses in breast and other organs of the patient during the examination of digital tomosynthesis mammary glands. For this reason, it was used an anthropomorphic female adult phantom with representation of the body, tissues and internal structures and realistic adult patient incorporated in a scenario of radiation from a commercial model of equipment of each. The values of absorbed doses found with the AGMS-M tomosynthesis meter were lower than in digital mammography, the differences between tomosynthesis and mammography were 12.3% using 24 kVp, 10.74% for 28 kVp and 11.21% for 30 kVp. Comparing the experimental and that found in the simulation, the values of the absorbed doses had a smaller difference verified to 24 kVp, of 3.3% and a greater difference to 28 kVp, of 6.2%. The results obtained for the colon and brain have presented relative error (R) above 10% due to the occurrence of natural shielding and distance of these components of the primary beam of radiation. The CCs of equivalent dose in this study show that the estimated dose in the simulator anthropomorphic adult female is much greater in each of which in mammography, because the configuration of the acquisition of different geometry between digital mammography and tomosynthesis, and the sweep time which is higher in each. / A tomossíntese mamária vem aparecendo em vários estudos que buscam investigar tanto parâmetros mais adequados para obtenção de imagens de qualidade quanto valores de doses de radiação ionizante dentro dos limites impostos para mamografia digital. Os parâmetros estão relacionados às energias dos feixes de raios X nos exames, ao intervalo angular das projeções, ao número de projeções, e à reconstrução dessas, principalmente. A reconstrução das imagens é realizada utilizando-se algoritmos específicos. A vantagem da tomossíntese enquanto nova tecnologia em relação as outras técnicas mamográficas que empregam raios X é o seu potencial de imageamento com reduzido efeito de sobreposição do tecido mamário. A contribuição da variação angular dos feixes sobre a dose na mama examinada, devido à alteração na geometria do exame, deve ser investigada. Para determinar o impacto que essa variação exerce sobre a dose na mama e nos demais órgãos e tecidos do corpo humano, uma importante ferramenta é a simulação computacional por Monte Carlo. A proposta principal deste trabalho foi utilizar o código de Monte Carlo N-Particle eXtended (MCNPX) para estudar as doses absorvidas na mama e demais órgãos do paciente durante o exame de tomossíntese digital mamária. Para isso, foi utilizado um simulador antropomórfico adulto feminino com representação dos órgão, tecidos e estruturas internas bem realista de paciente adulto incorporado em cenário de radiação de um modelo comercial de equipamento de tomossíntese. Os valores das doses absorvidas encontrados com o medidor AGMSM em tomossíntese mostrou-se menor do que na mamografia digital, as diferenças entre a tomossíntese e a mamografia foram 12,3% empregando-se 24 kVp, 10,74% para 28 kVp e 11,21% para 30 kVp. Comparando o experimental e o encontrado na simulação, os valores das doses absorvidas teve uma menor diferença verificada para 24 kVp, de 3,3% e uma maior diferença para 28 kVp, de 6,2%. Os resultados obtidos para o cólon e cérebro apresentaram erro relativo (R) acima de 10%, isso devido a decorrência de blindagem natural e da distância desses órgãos ao feixe primário de radiação. Os Coeficientes de conversão de dose equivalente obtidos mostraram que a dose estimada no simulador antropomórfico adulto feminino é maior na tomossíntese do que na mamografia digital, devido a configuração de aquisição de geometria diferente entre a mamografia e tomossíntese, e ao tempo de varredura, que é maior na tomossíntese.

Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior - CAPES / Establish limits to the exposure of the population to various ionizing radiation sources is crucial to prevent occupationally exposed individuals and the public, to their deleterious effects. In computational ambit, it is necessary that different exposure scenarios are simulated in order to obtain the dose coefficients (CCs), which relate physical dosimetric quantities - as absorbed dose, Fluency or Kerma Air - with limiting quantities - as equivalent and / or effective dose. Under certain exposure conditions, the individual's posture is not always the same, and the scenario shall be described as realistic as possible. In this work, the AM (Adult Male) and AF (Adult Female) anthropomorphic reference phantom of ICRP publication n° 110 had their postures modified from supine posture (standing) to sitting posture. The change of posture was performed through of a subroutine written in the Visual Monte Carlo code (VMC) to rotate the thigh region of the phantom and position it between the region of the leg and torso. The ScionImage software was used to reconstruct and smooth the knee and hip contours in a sitting posture phantom, and for 3D visualization of phantom was used VolView software. After this step the MCNPX radiation transport code was used for the calculation of fluence-to-dose conversion coefficients (CCs) to six irradiation geometries: AP, PA, LLAT, RLAT, ROT and ISO, recommended by ICRP. The results were compared between the phantoms in standing and sitting postures, for both sexes, in order to assess differences in scattering and absorption of radiation in different postures. The results show significant differences of up to 100% in the equivalent dose conversion coefficients of organs in the pelvic region, 79 % in organs with distribution in the whole body (such as skin, muscle, lymph nodes, bone marrow and trabecular bone) and a difference of 27% to effective dose conversion coefficients. Moreover in order to conduct a comparative study between two types of simulators, was estimated CCs equivalent and effective dose of adult male hybrid simulators, UFHADM, and female, UFHADF, in a sitting posture, and compared to the AM and AF simulators, also in the sitting posture, where it was observed significant difference in energies below 0.05 MeV. This study demonstrated the feasibility of using anthropomorphic phantoms in the sitting posture to represent more realistic postures and can be used in studies in medical and occupational dosimetry. This study demonstrated the feasibility of using anthropomorphic simulators reference in the seated position to represent more realistic positions can thus be used in studies in medical and occupational dosimetry as well as the importance of developing as realistic simulators as possible to dose estimation as faithful as possible in different irradiation scenarios. / Estabelecer limites à exposição da população a diversas fontes de radiação ionizante é de fundamental importância para prevenir indivíduos, ocupacionalmente expostos e do público, dos seus efeitos deletérios. Em âmbito computacional, é necessário que diferentes cenários de exposição sejam simulados, visando à obtenção dos coeficientes de dose (CCs), que associam grandezas dosimétricas físicas – como dose absorvida, fluência ou kerma no ar – com grandezas limitantes – como equivalente e/ou dose efetiva. Em certas condições de exposição a posição do indivíduo nem sempre é a mesma, e o cenário deve ser descrito da forma mais realística possível. Neste trabalho, os simuladores antropomórficos de referência da publicação nº 110 da ICRP, AM (Adult Male) e AF (Adult Female), tiveram suas posturas modificadas da postura supinada (em pé) para a postura sentada. A mudança de postura foi realizada por meio de uma subrotina escrita no software Visual Monte Carlo (VMC) para rotacionar a região da coxa dos simuladores e posicioná-la entre a região da perna e do tronco. O software ScionImage foi utilizado para reconstruir e suavizar os contornos no joelho e quadril dos simuladores na postura sentada, e com ferramenta auxiliar para visualização 3D dos simuladores foi utilizado o software VolView. Após essa etapa foi utilizado o código de transporte de radiação MCNPX para o cálculo dos coeficientes de conversão (CCs) de dose equivalente e efetiva por fluência de partículas, calculados para seis geometrias de irradiação AP, PA, LLAT, RLAT, ROT e ISO, recomendadas pela ICRP. Os resultados foram comparados entre os simuladores em pé e sentado, para ambos os gêneros, com o objetivo de avaliar as diferenças de espalhamento e absorção da radiação para as diferentes posturas. Os resultados dos CCs mostram diferenças significativas, de até 100 % para dose equivalente dos órgãos situados a região pélvica e 79 % em órgãos com distribuição em todo o corpo como, por exemplo, pele, músculo, nódulos linfáticos medula óssea e trabécula óssea, e uma diferença de 14 % para dose efetiva. Ademais, a fim de realizar um estudo comparativo entre dois tipos de simuladores, foi estimado os CCs de dose equivalente e efetiva dos simuladores híbridos adulto masculino, UFHADM, e feminino, UFHADF, na postura sentada, e comparado com os simuladores AM e AF, também na postura sentada, onde foi observado diferença significativa em energias abaixo de 0,05 MeV. Este estudo demonstrou a viabilidade do uso dos simuladores antropomórficos de referência na postura sentada para representar posturas mais realísticas podendo assim, ser utilizado em estudos na dosimetria médica e ocupacional, bem como a importância de desenvolver simuladores tão realista quanto possíveis para estimativa de dose tão fiéis quanto possíveis em diversos cenários de irradiação.