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

Abstract

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.