Desenvolvimento de um simulador antropomorfico para simulacao e medidas de dose e fluxo de neutrons na instalacao para estudos em BNCT

• Autor(a) principal: MUNIZ, RAFAEL O.R.
• Data de Publicação: 2010
• Tipo de documento: Dissertação
• Título da fonte: Repositório Institucional do IPEN
• Texto Completo: http://repositorio.ipen.br/handle/123456789/9559
• topic: neutron capture therapy; boron 10; neutron flux; epithermal neutrons; gamma radiation; radiation doses; thermoluminescent dosimetry; simulators; radiation transport; irradiation plants

A instala????o do IPEN para pesquisas em BNCT (Terapia por Captura de N??utrons em Boro) utiliza o canal de irradia????o n??mero 3 do reator IEA-R1, no qual tem-se um campo misto de radia????o n??utrons e gama. As pesquisas em andamento necessitam que o campo de radia????o, na posi????o de irradia????o de amostra, tenha na composi????o os n??utrons t??rmicos maximizados e os componentes de n??utrons epit??rmicos, r??pidos e radia????o gama minimizados. Este trabalho foi desenvolvido com o objetivo de avaliar se o campo de radia????o atual na instala????o ?? adequado aos trabalhos em BNCT. Para cumprir com este objetivo, uma metodologia para dosimetria de n??utrons t??rmicos e radia????o gama em campos mistos de altas doses, que n??o era dispon??vel no IPEN, foi implantada no Centro de Engenharia Nuclear do IPEN, utilizando dos??metros termoluminescentes TLDs 400, 600 e 700. Para as medidas de fluxo de n??utrons t??rmicos e epit??rmicos foram utilizados detetores de ativa????o de ouro aplicando a t??cnica de raz??o de c??dmio. Um simulador antropom??rfico cil??ndrico composto de discos de acr??lico foi desenvolvido e testado na instala????o e para obter valores te??ricos do fluxo de n??utrons e a dose ao longo do simulador antropom??rfico foi utilizado o c??digo computacional DOT 3.5. Na posi????o correspondente a aproximadamente metade do comprimento do cilindro do simulador antropom??rfico, foram obtidos os seguintes valores: fluxo de n??utrons t??rmicos (2,52 ?? 0,06).108n/cm2s, epit??rmicos (6,17 ?? 0,26).107n/cm2s, dose absorvida devido a n??utrons t??rmicos de (4,2 ?? 1,8)Gy e devido a radia????o gama (10,1 ?? 1,3)Gy. Os valores obtidos mostram que os fluxos de n??utrons t??rmicos e epit??rmicos s??o adequados para os estudos em BNCT, por??m, a dose devido a radia????o gama est?? elevada, indicando que a instala????o deve ser aprimorada.