O contraste Radiográfico e a Proteção Radiológica



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ESTUDO DE TERMALIZAÇÃO DE NÊUTRONS DE 14 MeV, ORIUNDOS DA REAÇÃO DT PRODUZIDA NO GERADOR DE NÊUTRONS/UFSM, PARA USO EM BNCT1
Orengo, G.2; Graça, C. O.3

1 Trabalho de Pesquisa e Colaboração UFSM/UNIFRA

2 Curso de Física Médica do Centro Universitário Franciscano (UNIFRA), Rio Grande do Sul, Brasil

3 Departamento de Física da Universidade Federal de Santa Maria (UFSM), Rio Grande do Sul, Brasil


E-mail: orengo@unifra.br; orildo@unifra.br; graca@ccne.ufsm.br
INTRODUÇÃO - A Terapia por Captura de Nêutrons por Boro (BNCT em inglês, Boron Neutron Capture Therapy) é uma terapia com radiação que está sendo desenvolvida para tratamento de câncer, especialmente de cérebro e de pele [1]. Na BNCT um agente de entrega seletiva é utilizado para depositar o boro (B-10) nas células cancerígenas. Os dois fragmentos emitidos pela reação nuclear (10B(n,)7Li), quando o B-10 captura um nêutron térmico, têm curto alcance no tecido - da ordem de 9 mícrons para a partícula alfa e 5 mícrons para o lítio. Desta forma, eles liberam suas energias somente para as células próximas. Na maioria dos estudos realizados são usados os nêutrons oriundos de reatores nucleares. Uma linha de pesquisa emergente é a que estuda a possibilidade de usar os aceleradores lineares para produção de nêutrons [2-4]. Na UFSM existe um acelerador linear (Gerador de Nêutrons) que produz nêutrons de 14 MeV, pela reação DT (3H(2H,n)). Um projeto para utilização deste equipamento foi elaborado e está em fase de implantação. Para usar estes nêutrons na BNCT é necessário termalizá-los. Neste sentido foi realizada uma simulação computacional de termalização destes nêutrons, para verificar a viabilidade do uso do Gerador de Nêutrons da UFSM.
METODOLOGIA - Os cálculos, na simulação para obtenção de valores de fluxo neutrônico, foram realizados com o código ANISN. Como meio material para termalizar os nêutrons de 14 MeV foi usado um conjunto de placas de ferro. Para a simulação do termo de fonte de nêutrons foi utilizado o código FONTEN, desenvolvido na UFSM em 1997, por Orengo e Graça. A biblioteca de seções de choque é a UKCTR.
RESULTADOS - Os resultados do fluxo angular foram obtidos para os ângulos 40,5o e 29,3o e nas espessuras das placas de 20 cm, 30 cm e 40 cm. Os valores foram distribuídos em gráficos e, os resultados de interesse (a região térmica), para o caso do ângulo 40,5o, ficaram em 1,5x10-6 n/cm2/sr/s/letargia/fonte de nêutrons para a espessura 20 cm; 1,0x10-5 n/cm2/sr/s/letargia/fonte de nêutrons para a espessura 40 cm e 1,0x10-5 n/cm2/sr/s/letargia/fonte de nêutrons para a espessura 60 cm. Os ângulos adotados foram aqueles que permitiram comparação com valores encontrados na literatura. Os resultados para o outro ângulo não são muito diferentes dos de 40,5o.

DISCUSSÕES E CONCLUSÕES - O estudo mostrou que será necessário aumentar o fluxo neutrônico, se forem utilizadas placas de ferro para termalizar os nêutrons. Na BNCT é requerida um fluxo de nêutrons térmicos em torno de 109 nêutrons/cm2s, e este é o valor que está atualmente sendo obtido para os nêutrons de 14 MeV, antes da termalização. Se forem usadas as placas de ferro, será preciso trocar o alvo de trítio ou reduzir o diâmetro do feixe de deutério, o que acarretará um aumento no fluxo neutrônico. Outra possibilidade será a utilização de outro meio material para termalizar os nêutrons.

REFERÊNCIAS

[1] KULLBERG, E. B. Tumor Cell Targeting of Stabilzed Liposome Conjugates. Tese (Doutorado) — Uppsala University, Uppsala, Sweden, 2003.


[2] CERULLO, N.; ESPOSITO, J.; DAQUINO, G. G. Spectrum shaping assessment of accelerator-based fusion neutron sources to be used in BNCT treatment. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research B, v. 213, p. 641-645, 2004.

[3] MONTAGNINI, B., CERULLO, N.; GIUSTI, V. SUMINI, M. Feasibility of a small accelerator driven subcritical reactor for BNCT applications. J. Nucl. Sci. Technol., v. 1, p. 389-93, 2000.



[4] VERBEKE, J.; VUJIC, J.L.; LEUNG, K.-N. Neutron Beam Optimization for Boron Neutron Capture Therapy Using the D-D and D-T High-Energy Neutron Source. Nuclear Technology, v. 129, p. 257, 2000.





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