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

Abstract: A radioterapia é uma das três principais modalidades de tratamento utilizadas no tratamento de doenças malignas, como o câncer; as duas outras são a quimioterapia e a radiocirurgia. Em contraste com outras especialidades médicas que necessitam principalmente de conhecimento clínico e da experiência de especialistas, a radioterapia, com o uso da radiação ionizante no tratamento do câncer, necessita de grandes investimentos em tecnologias modernas e do esforço colaborativo de diversos profissionais que contribuem para o sucesso do tratamento. Na área de dosimetria clínica, uma calibração eficiente e precisa do feixe de radiação garante o conhecimento da dose fornecida ao paciente, assegurando, portanto, o sucesso do tratamento radioterápico. Este trabalho tem por objetivo o estudo comparativo da resposta termoluminescente dos dosímetros de sulfato de cálcio dopado com disprósio (CaSO4:Dy) produzidos pelo IPEN (6 mm de diâmetro e 0,8 mm de espessura) com a resposta dos dosímetros de fluoreto de lítio dopado com magnésio e titânio (LiF:Mg,Ti com 3,15 x 3,15 x 0,9 mm3) na dosimetria de feixes clínicos de fótons (6 e 15 MV) e elétrons (6 e 9 MeV) utilizando objetos simuladores de água sólida (RMI-457), água e PMMA. Foram obtidas as curvas de dose-resposta para a radiação gama do cobalto-60 (60Co) no ar e em condições de equilíbrio eletrônico (placa de PMMA), e para elétrons e fótons clínicos nas profundidades de dose máxima. Foi avaliada também a sensibilidade dos dosímetros termoluminescentes e determinada a reprodutibilidade da resposta e a eficiência intrínseca para os diferentes tipos de simuladores e energias de radiação estudadas. Os resultados obtidos indicam que a principal vantagem do dosímetro de CaSO4:Dy é a sua maior sensibilidade para as doses de radiação avaliadas para os feixes do 60Co, fótons e elétrons, representando, portanto, uma alternativa viável para a aplicação em dosimetria nos setores de radioterapia.

Palavras-Chave: thermoluminescent dosimetry; radiotherapy; phantoms; radiation protection

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

Abstract: A radioterapia é uma modalidade terapêutica que utiliza radiações ionizantes para erradicar as células neoplásicas do organismo humano. Um dos requisitos para o sucesso desta metodologia de tratamento está na utilização adequada dos sistemas de planejamento, os quais, dentre outras informações, estimam a dose a ser administrada aos pacientes. Atualmente, códigos de transporte de radiação têm proporcionado grandes subsídios a estes sistemas de planejamento, uma vez que viabilizam avaliações dosimétricas acuradas nos órgãos e tecidos específicos de um paciente. O modelo utilizado por estes códigos para descrever a anatomia humana de forma realista é denominado Objeto Simulador Segmentado (OSS), que consiste na representação das estruturas anatômicas do corpo em discretos elementos de volume (voxels), os quais são diretamente associados aos dados tomográficos. Atualmente, os OSS possíveis de serem inseridos e processados pelo código de transporte MCNP (Monte Carlo N-Particle), apresentam voxels com resoluções da ordem de 3-4 mm. No entanto, tal resolução compromete a discriminação de algumas estruturas finas do corpo, tais como a pele. Neste contexto, o presente estudo propõe a criação de uma rotina de cálculo que discrimine a região da pele, com espessura e localização próximas do real, nos OSS e os habilite para avaliações dosimétricas acuradas. A metodologia proposta consiste na manipulação dos elementos de volume dos OSS de forma a segmentá-los e subdividi-los em diferentes espessuras de pele. A fim de validar os dados obtidos por cálculos, foram realizadas avaliações experimentais de dosimetria de pele em objetos simuladores antropomórficos com dosímetros termoluminescentes. Verificou-se, ao longo deste estudo, a importância de discriminar a região da pele com localização e espessuras próximas do real, uma vez que foram encontradas diferenças significativas entre as estimativas de dose absorvida na região pelas diferentes representações. A metodologia proposta neste estudo far-se-á útil para avaliações dosimétricas acuradas da região de pele para diversos procedimentos radioterápicos, com particular interesse na radioterapia com feixe de elétrons, na qual se destaca a terapia de irradiação de corpo inteiro (TSET Total Skin Electron Therapy), procedimento radioterápico em implementação no Hospital das Clínicas da Faculdade de Medicina da Universidade de São Paulo (HC-FMUSP).

Palavras-Chave: radiotherapy; thermoluminescent dosimetry; skin; electron beams; image processing; monte carlo method; numerical data; phantoms; radiation dose distributions

Abstract: Os aplicadores de 90Sr+90Y utilizados no Brasil em betaterapia para prevenção de quelóide e pterígio são importados e suas características dosimétricas são obtidas através de tabelas e manuais dos fabricantes apenas de forma ilustrativa pelos fabricantes. A rotina exaustiva dos profissionais de física médica nos serviços de radioterapia muitas vezes não viabiliza a realização de procedimentos para confirmação destes parâmetros. Este trabalho apresenta o desenvolvimento de uma metodologia para dosimetria de aplicadores de betaterapia de 90Sr+90Y. O software MCNP5 que é baseado no método de Monte Carlo foi utilizado para simulação das curvas de porcentagem de dose profunda e perfis de distribuição de dose produzidos por estes aplicadores. As medidas experimentais da atenuação da radiação, perfil radial e axial, foram realizadas com uma mini-câmara de extrapolação, dosímetros termoluminescentes e filmes radiocrômicos. Os resultados das medidas experimentais foram comparados com os valores simulados. Ambas as curvas de porcentagem de dose profunda e os perfis de distribuição de dose radiais, teóricos e experimentais, apresentaram boa concordância, o que pode validar o uso do software MCNP5 para estas simulações, reforçando a viabilidade do uso deste método nos procedimentos de dosimetria destas fontes emissoras de radiação beta.

Palavras-Chave: radiotherapy; radiation sources; beta sources; strontium 90; yttrium 90; thermoluminescent dosimetry; m codes; monte carlo method; skin diseases