Abstract: A Radioterapia em Arco Modulado Volumétrico (VMAT) é uma técnica avançada de Radioterapia de Intensidade Modulada (IMRT). Esse avanço na técnica é devido à rotação contínua do gantry juntamente com a modulação do feixe de radiação proporcionando um tempo menor no tratamento do paciente. O objetivo desse trabalho é a verificação de curvas de isodose em uma simulação de um tratamento de vértebra com proteção de medula espinhal utilizando as técnicas de dosimetria termoluminescente (TL) e luminescência opticamente estimulada (OSL) e os dosímetros de LiF:Mg,Ti (TLD-100), CaSO4:Dy e Al2O3:C e microdosímetros de LiF:Mg,Ti (TLD-100). Os dosímetros foram caracterizados com a utilização de placas de PMMA de 30x30 cm2 e diversas espessuras. Todas as irradiações foram feitas utilizando o acelerador linear Truebeam STx da Varian do Hospital Israelita Albert Einstein, com feixe de fótons de 6 MV. Após a caracterização dos dosímetros, os mesmos foram irradiados seguindo a simulação do planejamento escolhido e utilizando um objeto simulador de PMMA produzido para medidas de VMAT. Essa irradiação teve como finalidade verificar através das duas técnicas de dosimetria as curvas de isodose dessa simulação de tratamento. Todos os tipos de dosímetros apresentaram resultados satisfatórios na verificação das curvas de isodose utilizando ambas as técnicas de dosimetria. Porém, analisando a complexidade das curvas de isodose e a possibilidade das curvas estarem muito próximas, o microdosímetro de LiF:Mg,Ti se mostrou o mais apropriado para o uso devido à suas pequenas dimensões. Em relação à melhor técnica, como ambas apresentaram resultados satisfatórios, a técnica TL é a que apresenta menor complexidade em ser utilizada, pois a maioria dos Departamentos de Radioterapia já possuem um Laboratório para leitura TL. A técnica OSL exige mais cuidados e maior investimento do Departamento.

Palavras-Chave: neoplasms; radiotherapy; isodose curves; simulation; thermoluminescent dosimetry; luminescent dosemeters

BRAVIM, AMANDA. Aplicação das técnicas de dosimetria termoluminescente (TL) e luminescência opticamente estimulada (OSL) na determinação de curvas de isodose em uma simulação de tratamento de câncer pela técnica de radioterapia em arco modulado volumétrico – VMAT. Orientador: Letícia Lucente Campos Rodrigues. 2015. 116 f. Tese (Doutorado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/T.85.2015.tde-30072015-132845. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/23906. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A dosimetria em Radioterapia prevê a calibração do feixe de radiação e a dosimetria de rotina para controle de qualidade, pois o seu principal objetivo é determinar, com maior precisão, a dose absorvida pelo tumor. Este trabalho tem como objetivo avaliar o comportamento de três dosímetros termoluminescentes na dosimetria de feixes clínicos de elétrons. O desempenho de detectores de sulfato de cálcio dopado com disprósio (CaSO4:Dy) produzidos pelo IPEN foi comparado com o de dois dosímetros comercialmente disponíveis pela Harshaw, ambos denominados TLD-100, porém com dimensões distintas. Os dosímetros foram caracterizados com a utilização de objetos simuladores de água, água sólida RMI-457 e PMMA em campos de radiação de elétrons de 4, 6, 9, 12 e 16 MeV. Também foram realizadas medidas em feixes de fótons de 6 e 15 MV (2 e 5 MeV) apenas para comparação de resultados. As curvas de dose-resposta foram obtidas para a radiação gama do 60Co no ar e em condições de equilíbrio eletrônico e para feixes clínicos de fótons e elétrons nas profundidades de máxima dose. A sensibilidade, a reprodutibilidade, a eficiência intrínseca e a dependência energética dos dosímetros termoluminescentes foram estudadas. O CaSO4:Dy apresentou comportamento semelhante ao dos TLD-100 com uma vantagem em relação à sensibilidade para os feixes e doses de radiação estudados. Sendo assim, o dosímetro produzido pelo IPEN pode ser considerado uma nova alternativa para a dosimetria nos departamentos de Radioterapia.

Palavras-Chave: thermoluminescent dosimetry; radiotherapy; electron beams; phantoms; water; radiation protection

BRAVIM, AMANDA. Avaliacao de dosimetros termoluminescentes empregando objetos simuladores equivalentes a agua para aplicacao na dosimetria de feixes clinicos de eletrons. Orientador: Leticia Lucente Campos Rodrigues. 2010. 102 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2011.tde-20062011-101414. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9625. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A avaliação do desempenho dos detectores termoluminescentes de CaSO4:Dy, produzidos pelo IPEN, tem como objetivo apresentar uma alternativa aos dosímetros de LiF:Mg,Ti comerciais (TLD-100), amplamente empregados em radioterapia, na dosimetria de feixes clínicos de elétrons. Os dois tipos de detectores termoluminescentes foram caracterizados, com a utilização de objetos simuladores de PMMA, água sólida do tipo RMI-457 e água, em campos de radiação de elétrons de 4, 6, 9, 12 e 16 MeV de energias nominais, nos quais as curvas de dose-resposta foram obtidas e as doses superficial e profunda foram determinadas. A dependência da resposta termoluminescente com a energia nominal dos elétrons e com o objeto simulador empregado foram estudadas. O CaSO4:Dy apresentou o mesmo comportamento do LiF:Mg,Ti; de maneira que sua aplicação como uma alternativa às pastilhas TLD-100 na dosimetria de feixes de elétrons em radioterapia é viável e apresenta a sensibilidade à radiação de elétrons significativamente mais alta como principal vantagem.

Palavras-Chave: thermoluminescent dosimetry; electron beams; radiotherapy

NUNES, MAIRA G. Avaliação do desempenho dos detectores termoluminescentes de CaSOsub(4):Dy e LiF:Mg, Ti na dosimetria de feixes clínicos de elétrons. Orientador: Leticia Lucente Campos Rodrigues. 2008. 93 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2008.tde-08092009-165036. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/11657. Acesso em: $DATA.

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Abstract: 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

Palavras-Chave: iear-1 reactor; neutron capture therapy; boron; neoplasms; gamma radiation; thermoluminescent dosimetry

CARNEIRO JUNIOR, VALDECI. Caracterização do campo de nêutrons na instalação para estudo e, BNCT no reator IEA-R1. Orientador: Paulo Rogério Pinto Coelho. 2008. 100 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN/CNEN-SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2008.tde-01092009-172117. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/11669. Acesso em: $DATA.

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Abstract: 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.

Palavras-Chave: neutron capture therapy; boron 10; neutron flux; epithermal neutrons; gamma radiation; radiation doses; thermoluminescent dosimetry; simulators; radiation transport; irradiation plants

MUNIZ, RAFAEL O.R. Desenvolvimento de um simulador antropomorfico para simulacao e medidas de dose e fluxo de neutrons na instalacao para estudos em BNCT. Orientador: Paulo Rogerio Pinto Coelho. 2010. 89 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2010.tde-15082011-082735. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9559. Acesso em: $DATA.

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Abstract: No mundo de hoje, onde o uso da radiação de diversas naturezas está generalizado, a quantificação da energia depositada por essas diferentes radiações se tornou uma atividade de grande importância, principalmente quando a faixa de energia é considerada elevada, estas altas energias de radiação estão presentes, geralmente, em aceleradores de partículas, reatores nucleares e em irradiadores industriais, por exemplo. Este trabalho tem como objetivo medir altas doses de radiação de raios gama, feixes de elétrons e feixes de prótons utilizando duas variedades de um silicato natural (água-marinha e goshenita) e medir altas doses de nêutrons epitérmicos de alta fluência utilizando dosímetros de Fluoreto de Lítio dopados com Mg, Cu e P (MCP). A técnica utilizada para medir a dose absorvida por esses materiais foi a termoluminescência. As irradiações com raios- γ provenientes de fontes de 60Co foram de 100 kGy a 2000 kGy para a água-marinha e de 600 kGy a 2000 kGy para a goshenita, os resultados de intensidade TL vs Dose mostram que a partir de certa dose - 250 kGy e 1234,8 kGy para água-marinha e goshenita, respectivamente - o sinal TL começa a decrescer. Foi observado neste trabalho que, estes materiais quando irradiados com tais doses e posteriormente irradiados com doses baixas de alguns Gys até cerca de 400-500 Gy, o sinal TL decresce regularmente, podendo ser utilizado na dosimetria das radiações nessa faixa de dose. Para a irradiação de feixe de prótons e de feixe de elétrons foram utilizados dosímetros em placa de goshenita e dosímetros de pastilhas de água-marinha, a carga do feixe de prótons vai de 20 a 216 μC e a dose do feixe de elétrons vai de 10 kGy a 70 kGy. As irradiações com nêutrons epitérmicos utilizando LiF: Mg, Cu, P foram realizadas no reator IEA-R1/IPEN com fluências de 1014 a 1017 n/cm² e a quantificação das doses absorvidas foram realizadas utilizando o método UHTR (Ultra High Temperature Ratio).

Palavras-Chave: thermoluminescent dosimetry; gamma radiation; beta sources; proton beams; epithermal neutrons; silicate minerals; lithium fluorides; magnesium; copper; phosphorus; radiation detectors

CARMO, LUCAS S. do. Dosimetria termoluminescente de altas doses de raios gama, raios beta, feixe de prótons e de nêutrons epitérmicos utilizando minerais naturais de silicatos e dosímetros de LiF: Mg, Cu, P (MCP). Orientador: Shigueo Watanabe. 2015. 90 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2015.tde-09102015-084259. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/25192. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A Terapia de Captura de Nêutron por Boro (BNCT) é uma terapia de combate ao câncer bimodal, na qual a energia útil da terapia vem da reação nuclear que ocorre pelo Boro quando irradiado com nêutrons térmicos. No IPEN há uma instalação de pesquisas em BNCT, na qual o feixe de radiação contendo nêutrons é proveniente do reator IEA-R1. Como condição desta terapia é necessário realizar a dosimetria do feixe de radiação, que atualmente é feito com o uso de folhas de ativação, para cálculo do fluxo de nêutrons, e do dosímetro TLD 400, para estimativa da dose gama. Para campos mistos de nêutrons e gamas, a Comissão Internacional de Unidades e Medidas (ICRU) recomenda o uso de dosímetros com sensibilidades distintas para as componentes do feixe, como o caso do par TLD 600 e TLD 700 que apresentam sensibilidades distintas a nêutrons térmicos, devido à diferente quantidade do isótopo 6Li em sua composição, o qual apresenta uma alta seção de choque para nêutrons térmicos. Este trabalho constou da realização de simulações e experimentos visando a implementação da metodologia de dosimetria utilizando o par TLD 600 e TLD 700 e sua comparação com a metodologia atualmente utilizada pelo grupo de pesquisa em BNCT, que utiliza o TLD 400. Portanto, foi realizado um estudo das respostas de cada um destes TLDs a partir de irradiações em diferentes campos e sempre utilizando simulações com o MCNP para fornecer a discriminalização das componentes de dose depositadas em cada TLD. Foram realizadas varias irradiações em campo de gama puro e em campo misto de nêutrons e gamas para o estudo da reprodutibilidade destes TLDs. Este estudo mostrou que mesmo TLDs do mesmo tipo têm sensibilidades distintas, e assim foi criado um Fator de Normalização para cada um dos TLDs, eliminando assim a necessidade de selecionamento. Foi realizado um estudo sobre a diferença das respostas destes TLDs devido à diferentes campos. Este estudo mostrou ser possível estimar o fluxo relativo entre gamas e nêutrons a partir da relação existente entre as duas regiões de interesse dos TLDs 600 e 700. Também foi possível observar que o TLD 700 apresenta resposta para nêutrons, e se a recomendação da ICRU for seguida, a resposta devido à radiação gama será superestimada. Foram obtidas as curvas de calibração dose resposta destes TLDs para campos de gamas puro e campos mistos. Este trabalho propõe o uso desta metodologia com o uso do par TLD 600 e TLD 700, por apresentar maior precisão de resposta frente a atual metodologia que utiliza o TLD 400, porém precauções devem ser tomadas para evitar que a dose gama seja superestimada.

Palavras-Chave: thermoluminescent dosimetry; monte carlo method; neutron capture therapy; thermal neutrons; neutron flux; boron 10; gamma dosimetry; field emission; radiation dose units; measuring instruments; lithium 6; neoplasms; radiation effects; radiotherapy; iear-1 reactor

CAVALIERI, TASSIO A. Emprego do NCNP no estudo dos TLDs 600 e 700 visando a implementação da caracterização do feixe de irradiação na instalação de BNCT do IEA-R1. Orientador: Paulo de Tarso Delledone Siqueira. 2013. 121 f. Dissertação (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2013.tde-19112013-135350. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/10565. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A utilização da técnica braquiterapia com sementes de iodo-125 para o tratamento do câncer de próstata têm sido utilizada por décadas com bons resultados clínicos. Para atender as necessidades da população brasileira, o IPEN-CNEN/SP desenvolveu o protótipo para as sementes de iodo-125 com tecnologia nacional. Os objetivos deste trabalho são o desenvolvimento e estudo dos processos dosimétricos associados à obtenção experimental dos parâmetros úteis à caracterização das sementes de iodo-125 e avaliar se os procedimentos desenvolvidos, por este trabalho, possuem as condições necessárias para a determinação das análises dosimétricas, fundamentais para o sucesso dos procedimentos clínicos. Os dosímetros escolhidos para as análises são os TLD-100 (LiF:Mg,Ti), inicialmente estes dosímetros foram submetidos por duas etapas de seleção, com o objetivo de escolher os dosímetros mais reprodutíveis para as análises dosimétricas. As duas etapas foram à seleção por medidas de massa e a reprodutibilidade após quatro séries de irradiações por um irradiador de Cobalto-60 (CTR-IPEN). Após estas etapas, os dosímetros foram irradiados em um acelerador linear com energia de 6 MV (Serviço de Radioterapia Hospital Israelita Albert Einstein) para gerar os fatores de calibração individuais para cada dosímetro. Posteriormente, os dosímetros foram utilizados para as irradiações com a semente de iodo-125, modelo 6711 (GE-Healthcare). As irradiações com a semente de iodo-125 e demais análises renderam os valores necessários para a determinação dos parâmetros sugeridos pela AAPM (American Association of Physicists in Medicine): constante de taxa de dose, função de geometria, função de dose radial e função de anisotropia. Os resultados obtidos mostram boa concordância com os valores publicados pela literatura, para o mesmo modelo de semente de iodo-125, ratificando que os parâmetros realizados poderão ser utilizados para a dosimetria e controle de qualidade das sementes de iodo- 125 que irão ser produzidas pelo IPEN-CNEN/SP.

Palavras-Chave: brachytherapy; iodine 125; radiation source implants; dosemeters; thermoluminescent dosimetry

MOURA, EDUARDO S. de. Estudo e levantamentos de parametros para dosimetria de fontes de Iodo-125 aplicadas em braquiterapia. Orientador: Carlos Alberto Zeituni. 2011. 94 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2011.tde-20062011-102413. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9624. Acesso em: $DATA.

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