Uso do MCNP para comparação das respostas de dose depositada nos TLD 100, TLD 600 e TLD 700 em campos de irradiação devido a fontes de 60Co e 241AmBe

Autoria: Tássio A. Cavalieri; Vinícius A. Castro; Paulo T. D. Siqueira
Fonte: Revista Brasileira de Física Médica
Tipo: Artigo
Ano: 2012
Idioma: Português


Resumo em Português

O sucesso da Terapia por Captura de Nêutron por Boro (BNCT – Boron Neutron Capture Therapy) depende da habilidade de entregar um adequado campo de irradiação nas células alvo. Os feixes de nêutrons utilizados no BNCT são comumente originados de reatores nucleares e, portanto, não há apenas nêutrons na faixa térmica, há também nêutrons de outras faixas energéticas, e alto componente de gama. Então a caracterização e a dosimetria dos feixes são, consequentemente, um dos procedimentos essenciais a serem superados para a aplicação correta desta técnica. Um dos métodos atualmente utilizados na caracterização de campos mistos (campos contendo nêutron e gama) encontra-se no uso de pares de detectores com respostas distintas para cada componente do campo. Mas esta técnica precisa de um melhor entendimento de como cada dosímetro termoluminescente (TLD) se comporta em campos mistos ou em campos puros. Este trabalho apresenta o resultado de um conjunto de simulações realizadas para analisar as respostas de três comuns tipos de TLDs – TLD 100, TLD 600 e TLD 700 – submetidos a diferentes campos de irradiação provenientes de uma fonte de Cobalto e de uma fonte de Amerício-Berílio dentro de um cilindro de parafina. É também um possível método para a realização das seleções e calibrações destes TLDs.


Abstract in English

The successes of Boron Neutron Capture Therapy (BNCT) depend on the ability to deliver an adequate irradiation field to the target cells. Neutron beams used in BNCT are mostly driven from reactors and therefore, not only have a neutron energy range which far exceeds the thermal region but also do have a great gamma component. Beam characterization and dosimetry are consequently one of the essential procedures to be overcome to properly apply this technique. One of the methods currently used in mixed field (field containing both neutron and gamma) characterization, lies on the use of a pair of detectors with distinct responses to each beam component. But this technique needs to be better understood of how each thermoluminescent dosimeter (TLD) behaves in a mixed field or in a pure field. This work presents the results of a set of simulations performed in order to analyze the response of three ordinary types of TLDs – TLD 100, TLD 600 and TLD 700 – submitted to different irradiation fields from a Cobalt source and an Americium-Beryllium source inside a paraffin disk. And is also a possible method for performing the selection and calibration of theses TLDs.


Artigo completo em Português: Uso do MCNP para comparação das respostas de dose depositada nos TLD 100, TLD 600 e TLD 700 em campos de irradiação devido a fontes de 60Co e 241AmBe

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