Abstract: 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.

Palavras-Chave: neutron capture therapy; thermal neutrons; iear-1 reactor; boron 10; lithium; americium carbonates; beryllium carbonates; cobalt alloys; cobalt 60; gamma detection; gamma spectroscopy; neutron spectroscopy; mixed spectrum reactors; mixed bed ion exchangers; particle discrimination; thermoluminescent dosemeters; glow curve; measuring methods; radiation detection; resolution; radiotherapy; nuclear medicine

PAIVA, FABIO de. Estudo das respostas de TLD tipo LiF para caracterização de campos mistos. Orientador: Paulo de Tarso Dalledone Siqueira. 2016. 99 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2016.tde-18102016-105401. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/26930. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A dosimetria das radiações possui a finalidade de quantificar a dose recebida pelo indivíduo ocupacionalmente exposto. O dispositivo utilizado nesse processo se chama dosímetro, o dosímetro pode ser utilizado em diferentes situações, por exemplo, o dosímetro utilizado para quantificar a dose recebida nos dedos é o dosímetro no modelo anel, para extremidade, o qual será o foco neste trabalho. Para que um dosímetro possa ser utilizado em sua respectiva rotina, ele deve apresentar resultados dentro de alguns limites pré-estabelecidos em normas de referência. No Brasil ainda não temos normas voltadas para a calibração de dosímetros de extremidade, portanto, neste trabalho, foram utilizadas as recomendações do CASEC, adaptadas para a dosimetria de extremidade. O Objetivo deste trabalho é caracterizar e calibrar os dosímetros de extremidade do IPEN no modelo anel utilizando a grandeza Hp(0,07), para aplicação na rotina de monitoração individual. Para esse propósito, foram realizados os ensaios de homogeneidade do lote, reprodutibilidade, limite inferior de detecção, linearidade, dependência energética e dependência angular. Para calibração dos dosímetros termoluminescentes de LiF:Mg,Ti foi utilizado um rod phantom. O rod phantom possui a função de simular a região de interesse, no caso deste trabalho, os dedos. Os dosímetros foram irradiados na grandeza Hp(0,07), com as doses e energias recomendados pelas normas do CASEC.

Palavras-Chave: dosimetry; thermoluminescent dosemeters; lithium fluorides; radiation doses; concentration ratio; radiation monitoring; phantoms; regulating rods; occupational exposure

NASCIMENTO, GABRIEL G. do. Implementação da grandeza Hp(0,07) na dosimetria individual de extremidade utilizando o dosímetro de anel do IPEN contendo detectores de LiF:Mg,Ti. Orientador: Letícia Lucente Campos Rodrigues. 2022. 74 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2022.tde-18102022-165958. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/33593. Acesso em: $DATA.

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Abstract: Eletrólitos sólidos de galato de lantânio e estrôncio contendo substituição parcial de Sr por La, La1+xSr1-xGa3O7+δ (LSG), com X = 0 e 0,55 foram sintetizados por método de via úmida e por reação em estado sólido, para fins comparativos. O excesso de lantânio proporciona aumento na concentração de íons oxigênio em posições intersticiais, e consequente aumento na condutividade iônica tornando o LSG um material de interesse para aplicação em dispositivos que requeiram esta propriedade. O principal objetivo deste trabalho foi a obtenção destes compostos com homogeneidade microestrutural em condições menos severas que aquelas normalmente utilizadas quando o método convencional é empregado. O método escolhido foi o da complexação de cátions utilizando o ácido cítrico. Os pós sintetizados quimicamente foram submetidos a diversas técnicas analíticas para sua caracterização, tais como análises térmicas, espectroscopia no infravermelho com transformada de Fourier, análise elementar de H e C, difração de raios X, e microscopia eletrônica de varredura e transmissão. Os principais resultados mostraram que a obtenção da fase pura do La1+xSr1-xGa3O7+δ requer altas temperaturas de calcinação e sinterização. A densificação acontece num intervalo pequeno de tempo para as amostras preparadas por rota química. A densificação das amostras, independentemente da técnica utilizada só ocorre acima de 1400 ºC. As amostras de LSG preparadas por rota química apresentaram homogeneidade microestrutural com relação ao tamanho dos grãos, enquanto as amostras preparadas pelo método de reação em estado sólido apresentaram distribuição bimodal de tamanho dos grãos. A condutividade elétrica das amostras com x = 0,55 é mais elevada nas amostras preparadas por complexação de cátions.

Palavras-Chave: solid electrolytes; fuel cells; electric batteries; strontium; lanthanum; gallium alloys; carbon additions; synthesis; conductor devices; ionic conductivity; site characterization; brachytherapy; iridium 192; monte carlo method; calculation methods; neutron transport theory; radiation doses; dose rates; dose equivalents; radiation dose ranges; thermoluminescent dosemeters; eyes; phase space; coordinated research programs; specifications; standards

CARVALHO, LUCAS A. Preparação e caracterização do condutor iônico à base de La-Sr-Ga-O. Orientador: Eliana Navarro dos Santos Muccillo. 2022. 104 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2022.tde-07112022-163011. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/33606. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A técnica de captura de nêutrons em Boro é uma técnica promissora de tratamento de câncer, ela usa do alto LET das partículas provenientes da reação 10B(n,α)7Li para destruir as células cancerígenas. O desenvolvimento desta técnica começou em meados da década de 50 e até hoje ela é alvo de estudos e pesquisas em diversos centros espalhados pelo mundo, no Brasil construiu-se uma instalação que tem como objetivo realizar pesquisas em BNCT, esta instalação está localizada junto ao canal de irradiação número três do reator nuclear de pesquisa IEA-R1 e possui uma blindagem biológica projetada para atender as normas de radioproteção. Esta blindagem biológica foi desenvolvida para permitir que se realizem experimentos com o reator ligado a potência máxima, fazendo com que não seja necessário ligar e desligar o reator para se irradiar amostras. Entretanto quando se abre o canal de irradiação o background do salão de experimentos do salão de experimentos aumenta e esta variação de background inviabiliza a realização das medidas do grupo de pesquisa em difração de nêutrons que utiliza o canal de irradiação número seis. Este trabalho tem como objetivo acrescentar melhorias na blindagem a fim de reduzir ao máximo essa variação de background fazendo com que seja possível realizar medidas na instalação de pesquisas em BNCT sem interferir nas medidas do grupo de pesquisa do canal de irradiação seis. Para isto, utilizou o código MCNP5, dosímetros termoluminescentes e detectores de ativação tipo folha para planejar melhorias na blindagem biológica. Calculou-se com o auxílio do código uma melhoria que consegue reduzir em média o fluxo térmico em 71,2 ± 13 % e verificou-se experimentalmente uma redução média de 70 ± 9 % na dose devido aos nêutrons térmicos.

Palavras-Chave: irradiation plants; neutron capture therapy; boron; iear-1 reactor; shielding; radiation transport; m codes; monte carlo method; thermoluminescent dosemeters

SOUZA, GREGORIO S. de. Projeto e implantação de melhorias na blindagem biológica da instalação pra estudos em BNCT. Orientador: Paulo Rogério Pinto Coelho. 2011. 120 f. Dissertacao (Mestrado) - Instituto de Pesquisas Energeticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, Sao Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2011.tde-16062011-144054. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9967. Acesso em: $DATA.

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Abstract: A dosimetria in vivo têm se tornado um papel importante para o tratamento da irradiação total da pele dentro de um rigoroso programa de garantia de qualidade que deve ser parte integrante nos departamentos radioterápicos. A dosimetria em TSI é difícil, devido à complexidade do tratamento em avaliar a uniformidade da dose e medir a dose absorvida em profundidades rasas em toda extensão da superfície cutânea, tendo como consequência uma ampla variação na distribuição da dose. Os TLDs tem provado ser muito úteis para a distribuição e verificação da dose prescrita para o paciente, pois a dose pode diferir de local para local devido a geometria do corpo do paciente, sobreposições de estruturas e assimetrias do campo de radiação. A utilização de TLDs in vivo pode identificar variações da dose prescrita por apresentarem uma grande exatidão e precisão nas medidas. Nos setores de radioterapia vêm sendo empregado vários tipos de dosímetros, os mais utilizados são o Flureto de Lítio (TLD-100), onde obtém uma longa história neste tipo de aplicação. Novos materiais dosímetricos vêm ganhado grande importância na aplicação da dosímetria de feixes clínicos de elétrons, como o Sulfato de Cálcio dopado com Disprósio (TL) e o Óxido de Alumínio dopado com Carbono (OSL), este trabalho avalia o desempenho dosímetrico dos respectivos dosímetros termoluminescentes e a luminescência opticamente estimulada na aplicação da dosímetria de feixes clínicos de elétrons utilizados na irradiação total da pele.

Palavras-Chave: dosimetry; dose rates; skin diseases; body; surface treatments; lithium fluorides; dysprosium compounds; doped materials; thermoluminescent dosemeters; comparative evaluations

ALMEIDA, SHIRLANE B. de. Validação e avaliação dosimétrica empregando as técnicas de TL e OSL de materiais termoluminescentes para aplicação na dosimetria de feixes clínicos de elétrons utilizados na irradiação total da pele - TSI. Orientador: Letícia Lucente Campos Rodrigues. 2017. 84 f. Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP, São Paulo. DOI: 10.11606/D.85.2017.tde-08062017-153258. Disponível em: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/27973. Acesso em: $DATA.

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