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.

Materiais radiologicamente equivalentes ao tecido humano (Tissue Equivalent Material - TEM) têm a finalidade de evitar exposição injustificável à radiação de pacientes e são amplamente utilizados no controle de qualidade de equipamentos de diagnóstico por imagem. Esses materiais devem ser caracterizados para que se possa confiar em sua semelhança, em termos de suas propriedades de interação com a matéria, aos tecidos que substituem. Uma das maneiras de caracterizar os materiais é verificando se o espectro transmitido através deles se assemelha ao transmitido através do tecido que substituem. O método Monte Carlo (MC) é uma ferramenta útil no processo de caracterização dos TEM pois pode evitar o processo custoso de realizar experimentos de transmissão de raios-X. Esse trabalho investigou a aplicabilidade do método MC à caracterização de TEM de tecido mamário (bTEM) utilizados no controle de qualidade de equipamentos de mamografia. Para verificar a aplicabilidade do método MC, uma série de resultados de simulações foi comparada a resultados experimentais. Espectros de raios X transmitidos foram comparados diretamente através da média de seus resíduos reduzidos (Mean Weighted Squared Residuals - MWSR). Comparações foram feitas através de grandezas derivadas dos espectros. Essas grandezas foram: as camadas semi-redutoras (primeira e segunda), a energia média e a energia efetiva. Foi realizada uma discussão acerca da eficiência de cada uma dessas comparações, através da estimativa do poder de cada teste de hipótese. Os experimentos de transmissão de radiação foram realizados em duas instalações, no Laboratório de Dosimetria das Radiações e Física Medida da Universidade de São Paulo, onde foi utilizado um tubo de raios X com anodo de tungstênio adaptado para qualidades de feixe utilizadas em aplicações mamográficas, e no Centro de Desenvolvimento de Tecnologia Nuclear da Comissão Nacional de Energia Nuclear, equipado com um mamógrafo clínico com anodos de tungstênio e molibdênio. Diversas condições experimentais foram variadas para assegurar a robustez das conclusões, tais como as combinações anodo/filtro, os materiais constituintes dos bTEM, suas glandularidades, espessuras e as tensões de pico. Os espectros sem nenhuma atenuação (0 mm) também foram medidos e utilizados nas comparações. Os espectros foram medidos com um detector comercial de CdTe. Dosímetros termoluminescentes foram utilizados para estimar a dose depositada em diversas regiões do bTEM, e esses resultados foram também comparados às simulações. Além da estimativa do nível de exatidão alcançado pelo código de MC nas referidas condições, também se concluiu que o teste de hipótese do MWSR teve o maior poder estatístico, de 0,996. O MWSR foi o teste que demonstrou a compatibilidade dos espectros medidos o maior número de vezes. Esse teste aceitou 48% dos pares de espectros contra 40% de aceitação do teste da primeira camada semi-redutora, que foi o segundo teste com maior aceitação. / man radiologically tissue equivalent materials (TEM) have the purpose of avoiding unjustifiable irradiation of patients; they are largely used in the quality control of image diagnostic equipment. These materials must be characterized so that their similarity to the tissues they simulate can be relied upon, regarding their properties of interaction with radiation. One way of characterizing the materials is by checking the resemblance between their transmitted spectrum to the one of tissue they simulate. The Monte Carlo (MC) method is a useful tool in the TEM characterization process, since it may avoid the realization of costly experiments of transmitted X-ray spectrometry. MC may even dismiss preliminary experiments. This work investigated the applicability of the MC method to the characterization of breast tissue TEM (bTEM) used in the quality control of mammography equipment. To evaluate the applicability of the MC method, a series of simulation results was compared to experimental data. Transmitted spectra were directly compared through their mean weighted squared residues (MWSR), and by the comparisons of spectra derived quantities, as it is commonly done in the literature. These quantities were: the half value layers (first and second), the mean energy and the effective energy. A discussion about the efficiency of each one of these comparisons was made by estimating the statistical power of each hypothesis test. The radiation transmission experiments were carried out in two facilities: at the Laboratory of Radiation Dosimetry and Medical Physics of the University of São Paulo, where a tungsten anode X-ray tube adapted to mammographic applications was used. The rest of the experiments was done at the Nuclear Technology Development Center of the National Commission of Nuclear Energy, equipped with a clinical mammographic equipment with anodes composed by tungsten and molybdenum. Several experimental conditions were varied to ensure the robustness of the conclusions, such as the anode/filter combination, the bTEM constituent materials, their glandularities, thicknesses and peak voltages. Spectra with no attenuation (0 mm) were also measured and used in the comparisons. The spectral measurements were done with a commercial CdTe detector. Thermo-luminescent dosimeters were used to estimate the dose deposited at several regions inside the bTEM, and these results were also compared to simulations. In addition to estimating the level of accuracy achieved by the MC code in the mentioned conditions, it was also concluded that the highest statistical power was scored by the MWSR and it was of 0.996. The MWSR was also the test which attested this compatibility of the measured spectra the most. It accepted 48% of the spectra pair against 40% acceptance of the first half value layer test, which was the second test with most acceptance.

Materiais radiologicamente equivalentes ao tecido humano (Tissue Equivalent Material - TEM) têm a finalidade de evitar exposição injustificável à radiação de pacientes e são amplamente utilizados no controle de qualidade de equipamentos de diagnóstico por imagem. Esses materiais devem ser caracterizados para que se possa confiar em sua semelhança, em termos de suas propriedades de interação com a matéria, aos tecidos que substituem. Uma das maneiras de caracterizar os materiais é verificando se o espectro transmitido através deles se assemelha ao transmitido através do tecido que substituem. O método Monte Carlo (MC) é uma ferramenta útil no processo de caracterização dos TEM pois pode evitar o processo custoso de realizar experimentos de transmissão de raios-X. Esse trabalho investigou a aplicabilidade do método MC à caracterização de TEM de tecido mamário (bTEM) utilizados no controle de qualidade de equipamentos de mamografia. Para verificar a aplicabilidade do método MC, uma série de resultados de simulações foi comparada a resultados experimentais. Espectros de raios X transmitidos foram comparados diretamente através da média de seus resíduos reduzidos (Mean Weighted Squared Residuals - MWSR). Comparações foram feitas através de grandezas derivadas dos espectros. Essas grandezas foram: as camadas semi-redutoras (primeira e segunda), a energia média e a energia efetiva. Foi realizada uma discussão acerca da eficiência de cada uma dessas comparações, através da estimativa do poder de cada teste de hipótese. Os experimentos de transmissão de radiação foram realizados em duas instalações, no Laboratório de Dosimetria das Radiações e Física Medida da Universidade de São Paulo, onde foi utilizado um tubo de raios X com anodo de tungstênio adaptado para qualidades de feixe utilizadas em aplicações mamográficas, e no Centro de Desenvolvimento de Tecnologia Nuclear da Comissão Nacional de Energia Nuclear, equipado com um mamógrafo clínico com anodos de tungstênio e molibdênio. Diversas condições experimentais foram variadas para assegurar a robustez das conclusões, tais como as combinações anodo/filtro, os materiais constituintes dos bTEM, suas glandularidades, espessuras e as tensões de pico. Os espectros sem nenhuma atenuação (0 mm) também foram medidos e utilizados nas comparações. Os espectros foram medidos com um detector comercial de CdTe. Dosímetros termoluminescentes foram utilizados para estimar a dose depositada em diversas regiões do bTEM, e esses resultados foram também comparados às simulações. Além da estimativa do nível de exatidão alcançado pelo código de MC nas referidas condições, também se concluiu que o teste de hipótese do MWSR teve o maior poder estatístico, de 0,996. O MWSR foi o teste que demonstrou a compatibilidade dos espectros medidos o maior número de vezes. Esse teste aceitou 48% dos pares de espectros contra 40% de aceitação do teste da primeira camada semi-redutora, que foi o segundo teste com maior aceitação. / man radiologically tissue equivalent materials (TEM) have the purpose of avoiding unjustifiable irradiation of patients; they are largely used in the quality control of image diagnostic equipment. These materials must be characterized so that their similarity to the tissues they simulate can be relied upon, regarding their properties of interaction with radiation. One way of characterizing the materials is by checking the resemblance between their transmitted spectrum to the one of tissue they simulate. The Monte Carlo (MC) method is a useful tool in the TEM characterization process, since it may avoid the realization of costly experiments of transmitted X-ray spectrometry. MC may even dismiss preliminary experiments. This work investigated the applicability of the MC method to the characterization of breast tissue TEM (bTEM) used in the quality control of mammography equipment. To evaluate the applicability of the MC method, a series of simulation results was compared to experimental data. Transmitted spectra were directly compared through their mean weighted squared residues (MWSR), and by the comparisons of spectra derived quantities, as it is commonly done in the literature. These quantities were: the half value layers (first and second), the mean energy and the effective energy. A discussion about the efficiency of each one of these comparisons was made by estimating the statistical power of each hypothesis test. The radiation transmission experiments were carried out in two facilities: at the Laboratory of Radiation Dosimetry and Medical Physics of the University of São Paulo, where a tungsten anode X-ray tube adapted to mammographic applications was used. The rest of the experiments was done at the Nuclear Technology Development Center of the National Commission of Nuclear Energy, equipped with a clinical mammographic equipment with anodes composed by tungsten and molybdenum. Several experimental conditions were varied to ensure the robustness of the conclusions, such as the anode/filter combination, the bTEM constituent materials, their glandularities, thicknesses and peak voltages. Spectra with no attenuation (0 mm) were also measured and used in the comparisons. The spectral measurements were done with a commercial CdTe detector. Thermo-luminescent dosimeters were used to estimate the dose deposited at several regions inside the bTEM, and these results were also compared to simulations. In addition to estimating the level of accuracy achieved by the MC code in the mentioned conditions, it was also concluded that the highest statistical power was scored by the MWSR and it was of 0.996. The MWSR was also the test which attested this compatibility of the measured spectra the most. It accepted 48% of the spectra pair against 40% acceptance of the first half value layer test, which was the second test with most acceptance.