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UNIVERSIDADE FEDERAL DE MINAS GERAIS - UFMG
ESCOLA DE ENGENHARIA
DEPARTAMENTO DE ENGENHARIA NUCLEAR
CURSO DE CIÊNCIAS E TÉCNICAS NUCLEARES
CARACTERIZAÇÃO DE UM DOSÍMETRO INDIVIDUAL
DE EXTREMIDADES PARA AVALIAÇÃO DO
EQUIVALENTE DE DOSE PESSOAL, H
P
(0,07), EM
CAMPOS DE RADIAÇÕES X E GAMA
Autor: Peterson Lima Squair
Orientadora: Dra. Maria do Socorro Nogueira
Co-Orientador: Dr. Teógenes Augusto da Silva
Belo Horizonte – março de 2008
Escola de Engenharia da UFMG
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Peterson Lima Squair
CARACTERIZAÇÃO DE UM DOSÍMETRO INDIVIDUAL DE
EXTREMIDADES PARA AVALIAÇÃO DO EQUIVALENTE DE DOSE
PESSOAL, H
P
(0,07), EM CAMPOS DE RADIAÇÕES X E GAMA
Dissertação apresentada ao Curso de
Ciências e Técnicas Nucleares do
Departamento de Engenharia Nuclear da
Escola de Engenharia da Universidade
Federal de Minas Gerais, como requisito
parcial à obtenção do grau de Mestre em
Ciências e Técnicas Nucleares.
Área de concentração: Ciência das
radiações
Orientadora: Dra. Maria do Socorro
Nogueira
Co-Orientador: Dr. Teógenes Augusto da
Silva
Belo Horizonte
Escola de Engenharia da UFMG
2008
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(Biblioteca)
DEPARTAMENTO DE ENGENHARIA NUCLEAR
PROGRAMA DE PÓS-GRADUAÇÃO EM CIÊNCIAS E TÉCNICAS NUCLEARES
TÍTULO DA DISSERTAÇÃO:
“CARACTERIZAÇÃO DE UM DOSÍMETRO INDIVIDUAL DE EXTREMIDADES
PARA AVALIAÇÃO DO EQUIVALENTE DE DOSE PESSOAL, H
P
(0,07), EM
CAMPOS DE RADIAÇÕES X E GAMA”
ALUNO: PETERSON LIMA SQUAIR
Dissertação defendida e aprovada pela comissão examinadora constituída por:
BANCA: ________________________________________
Dr. Eudice Correia Vilela
BANCA: ________________________________________
Dr. Arno Heeren de Oliveira
CO-ORIENTADOR: ____________________________________
Dr. Teógenes Augusto da Silva
ORIENTADORA: ______________________________________
Dra. Maria do Socorro Nogueira
Belo Horizonte, 12 de março de 2008
Área de concentração: Ciências das radiações
A
Deus, meus pais, irmão,
familiares, amigos e em especial
à minha querida esposa Olívia.
AGRADECIMENTOS
À Dra. Maria S. Nogueira e Dr. Teógenes Augusto da Silva pelos sinceros atos de incentivo,
apoio, orientação e confiança nestes cinco anos de intenso trabalho e crescimento profissional,
intelectual e pessoal, desde estagiário, colega de trabalho e aluno;
À grande turma de amigos inesquecíveis do CEFET, Luiz Cláudio, Gilson, Marcos, Racine e
Frederico pelo grande apoio e confiança, que muito ajudaram nos momentos mais críticos e em
especial ao Paulo Márcio pelas constantes trocas de idéias, colaborações e parceria em vários
trabalhos científicos de diversas áreas do conhecimento;
Aos amigos do Laboratório de Calibração de Dosímetros, Flávio Ribeiro com sua enorme
solidariedade, Paulo Gerken com seu talento técnico, Jorge Machado e Ronaldo Bittar pela
colaboração e apoio em todos momentos;
Aos amigos Carlos Manoel, Annibal Theotônio, Elton Gomes, Elton Guedes e Thêssa Alonso
pelo grande incentivo a realização do curso e por tantas e valiosas ajudas e discussões
acadêmicas para fortalecer o conteúdo deste e de outros trabalhos;
A todos amigos do Serviço de Dosimetria das Radiações (SN2) pela força e coleguismo
durante a realização deste trabalho;
Aos amigos Paulo Maletta, Marco Aurélio, Pablo Grossi, Ricardo Ferracini, Fausto Carvalho,
e Márcio Tadeu pelo incentivo e confiança sempre depositada;
Aos professores do Departamento de Engenharia Nuclear, que ajudaram na difusão do
conhecimento para a sustentação do trabalho;
E a todos que de forma direta ou indireta ajudaram durante o desenvolvimento deste trabalho,
muito obrigado.
RESUMO
Durante o desenvolvimento e implantação de um novo sistema dosimétrico é
necessário a realização de testes de caracterização deste, visando garantir os
resultados das medidas. Os testes de caracterização avaliam o desempenho e
consistência das respostas dos dosímetros em relação a diversos parâmetros de
referência, como verificação da alteração da resposta em relação a condições
ambientais e período de leitura, dependência energética, entre outras. Estes testes
devem ser estabelecidos por regulamentações nacionais, sendo responsáveis pelo
estabelecimento dos parâmetros de aceitação. Entretanto, no Brasil, ainda não
existem exigências para avaliação do desempenho de dosímetros de extremidades.
Nesta situação são adotadas as recomendações da norma internacional ISO-12794
específicas para este tipo de dosimetria. Neste trabalho foi realizada a calibração e
todos os testes de caracterização em um novo modelo de dosímetro de
extremidades utilizando o detector termoluminescente TL de LiF:Mg,Ti (TLD-100)
encapsulado entre duas camadas de PTFE-Teflon
®
com 5 mg.cm
-2
. Este
encapsulamento e leitura do detector TL é possível devido o polímero de PTFE-
Teflon
®
suportar a alta temperatura de leitura (300ºC), realizada na leitora TL
Harshaw modelo 4500, sem mudar sua forma física e com baixa atenuação do sinal
de luminescence emitida pelo TLD-100. Sendo o objetivo principal da proteção
radiológica proporcionar um padrão de proteção do ser humano sem limitar os
benefícios decorrentes da utilização das radiações ionizantes, torna-se necessário a
verificação dos valores de dose a que os indivíduos ocupacionalmente expostos
estão recebendo nestas práticas e compará-las com os valores limites estabelecidos
por normas. Para comparar estes valores, torna-se necessário que utilize as
grandezas dosimétricas adequadas com todo procedimento metrológico bem
estabelecido visando alcançar a confiabilidade nas medidas, proporcionando a
realização da proteção radiológica. Com este intuito foram criadas as grandezas
operacionais para a realização de medidas que possuem estimativas conservadoras
da grandeza de proteção. A dose efetiva e a dose equivalente são grandezas de
proteção para avaliação de efeitos deletérios, estocásticos, relacionados a radiação
ionizante. Para avaliação da dose equivalente nas extremidades é utilizado a
grandeza operacional Equivalente de Dose Pessoal, H
P
(d), onde a profundidade d
corresponde a 0,07 mm, devido a pele ser o órgão de maior risco nas extremidades.
Todos os testes de tipo foram executados com o Equivalente de Dose Pessoal,
H
P
(0,07). Os testes de caracterização consistiram de homogeneidade do lote de
detectores, reprodutibilidade individual do detector, linearidade, desvanecimento,
limite de detecção, auto irradiação, sinal residual, efeito de exposição a luz,
dependência angular e energética para fótons e radiação beta. O sistema
dosimétrico de extremidades foi aprovado em todos os testes de desempenho
previstos pela norma internacional ISO 12794-1 para fontes de radiações X e gama,
não podendo ser utilizado para avaliação de campos de radiação beta e foram
identificadas todos as fontes de incerteza e suas respectivas influência relativas ao
sistema.
ABSTRACT
In a dosimetry laboratory during the development and implementation of a dosimetric
system for routine use, type tests play a very important role. Type tests enable the
evaluation of the consistency and the performance of the dosemeter response
characteristics under some adopted reference parameters. National regulatory
organizations are responsible for the establishment of such parameters; in Brazil,
nowadays, requirements for the performance of extremity dosemeters do not exist,
therefore the ISO recommendations are still adopted. Calibration and type tests were
performed in an extremity dosimetry system based on LiF:Mg,Ti (TLD-100) detector
that was encapsulated between two layers of PTFE-Teflon
®
with 5 mg.cm
-2
. The
PTFE-Teflon
®
supports the high temperature of reading (300ºC), in a Harshaw 4500
reader, without changing its physical form and with low attenuation of the
luminescence signal emitted by the TLD-100. Effective dose is the radiation
protection quantity assessed for control purposes related to stochastic effects of
ionising radiation. Operational quantities have been defined to provide conservative
estimates of the protection quantity, effective dose. For the monitoring of dose in the
skin, including the skin of the body extremity, the relevant operational quantity is the
personal dose equivalent at the 0.07 mm depth, Hp(0.07). All type tests were
performed with the personal dose equivalent Hp(0.07). Type tests consisted of batch
homogeneity, reproducibility, linearity, fading, detection threshold, self-irradiation,
residual signal, effects of light exposure, angle and energy dependence of response
for photons and beta rays. This work was based on ISO 12794-1 and the extremity
dosimetric system complied with all requirements.
LISTA DE FIGURAS
Página
Figura 1 – Relação das grandezas de proteção, operacional e física. ......................24
Figura 2 – Representação esquemática dos dois principais estágios do processo de
termoluminescência..................................................................................29
Figura 3 – Processo físico da termoluminescência. ..................................................30
Figura 4 – Curva de emissão TL do detector de LiF:Mg,Ti .......................................31
Figura 5 – Sistema da leitora de TLD........................................................................37
Figura 6 – Detector TL de LiF:Mg,Ti desmontado e encapsulado.............................40
Figura 7 – Anel dosimétrico para extremidades. .......................................................41
Figura 8 – Leitora Harshaw 4500 ..............................................................................43
Figura 9 – Suporte de leitura do cartão TL................................................................43
Figura 10 – Forno PTW para tratamentos térmicos. .................................................45
Figura 11 – Simulador de dedo ICRU. ......................................................................46
Figura 12 – Irradiador gama STS OB85....................................................................46
Figura 13 – Equipamento de raios X Pantak Siefert Isovolt HS320 sem e com
blindagem externa....................................................................................48
Figura 14 – Irradiador beta BSS2..............................................................................50
Figura 15 – Posicionamento do material atenuador na bandeja de aquecimento da
leitora TL. .................................................................................................52
Figura 16 – Irradiador de detectores TL com fonte beta de
90
Sr/
90
Y modelo 2210 da
Thermo Electron.......................................................................................53
Figura 17 – Curva de emissão do TLD-100 com desvanecimento de 60 dias. .........59
Figura 18 – Forno PTW automatizado. .....................................................................61
Figura 19 – Posicionamento dos dosímetros para o teste de exposição à luz..........64
Figura 20 – Posicionamento dos dosímetros para o teste de dependência angular. 67
Figura 21 – Irradiador gama e equipamento de raios X utilizados. ...........................70
Figura 22 – Irradiador beta BSS2 utilizado nas irradiações. .....................................71
Figura 23 – Curvas de emissão TL atenuadas por diferentes materiais. ..................72
Figura 24 – Atenuação da emissão TL por diferentes materiais. ..............................73
Figura 25 –Estabilidade da leitora TL........................................................................74
Figura 26 – Histograma de reprodutibilidade para todo grupo de detectores TL.......81
Figura 27 – Linearidade da resposta do detector TL em H
P
(0,07). ...........................83
Figura 28 – Desvanecimento do sinal TL em função do tempo de armazenamento.85
Figura 29 – Leitura de dosímetros não irradiados.....................................................87
Figura 30 – Comparação entre resultados das leituras individuais do L
D
padrão e
pós-irradiação de 100 mSv.......................................................................89
Figura 31 – Avaliação do efeito do sinal residual na resposta para 2 mSv. ..............91
Figura 32 – Resultados de leituras individuais dos dosímetros para verificação de
alteração do L
D
quando expostos a luz. ...................................................92
Figura 33 – Resultados de leituras individuais dos dosímetros para verificação de
alteração da resposta quando expostos a luz. .........................................94
Figura 34 – Dependência angular da resposta do dosímetro de extremidades. .......97
Figura 35 – Dependência energética do dosímetro de extremidades para fótons. .102
Figura 36 – Dependência energética do dosímetro de extremidades para radiação
beta. .......................................................................................................104
LISTA DE TABELAS
Página
Tabela 1 – Fatores de peso da radiação...................................................................28
Tabela 2 – Características de alguns detectores TL comerciais. ..............................33
Tabela 3 – Limites de dose regulamentados.............................................................38
Tabela 4 – Configuração do TTP para o detector TL de LiF:Mg,Ti encapsulado em
PTFE-Teflon
...........................................................................................44
Tabela 5 – Radiações de referêcia ISO e taxa de kerma no ar.................................49
Tabela 6 – Feixes de raios X similares a radiação de referência da norma ISO
utilizadas. .................................................................................................69
Tabela 7 – Característica das irradiações beta. ........................................................71
Tabela 8 - Fator de sensibilidade individual. .............................................................76
Tabela 9 – Leituras dos dosímetros não irradiados...................................................77
Tabela 10 – Determinação do Coeficiente de Calibração N
C
....................................78
Tabela 11 – Resultado do teste de homogeneidade. ................................................79
Tabela 12 – Teste de reprodutibilidade. ....................................................................80
Tabela 13 – Resultado do teste de linearidade. ........................................................82
Tabela 16 – Variação do sinal TL nas duas regiões (ROI-1 e ROI-2) em função do
tempo de armazenamento........................................................................84
Tabela 14 – Parâmetros para determinação do desvanecimento de dosímetros
irradiados com 5 mSv e armazenados por 30 dias a condições padrões de
temperatura. .............................................................................................86
Tabela 15 – Parâmetros para determinação do desvanecimento de dosímetros
irradiados com 5 mSv e armazenados por 24 horas a temperatura de
40ºC. ........................................................................................................86
Tabela 17 – Parâmetros para determinação do L
D
do sistema TL em H
P
(0,07)........88
Tabela 18 –Parâmetros para determinação da auto-irradiação. ...............................88
Tabela 19 – Parâmetros para determinação do L
D
do sistema TL em H
P
(0,07) após
irradiação de 100 mSv..............................................................................90
Tabela 20 – Parâmetros para determinação do efeito na resposta do sistema após
irradiação de 100 mSv..............................................................................91
Tabela 21 – Resultado das leituras do teste de exposição a luz sobre o L
D
. ............93
Tabela 22 – Resultado das leituras do teste de exposição a luz sobre a resposta dos
dosímetros................................................................................................95
Tabela 23 – Leituras do teste de dependência angular para os ângulos
compreendidos entre 0º e 60º. .................................................................96
Tabela 24 – Determinação dos f
A
para ângulos de irradiação entre 0º e 340º..........98
Tabela 25 – Dependência energética para fótons em espectros estreitos (N)..........99
Tabela 26 – Dependência energética para fótons em espectros largos (W)...........100
Tabela 27 – Determinação dos f
E
para energias referentes a espectros estreitos (N),
largos (W). e fontes (S). .........................................................................101
Tabela 28 – Leituras do teste de dependência energética para radiação beta. ......103
Tabela 29 - Fontes de incerteza com suas respectivas influências.........................107
LISTA DE SIGLAS E ABREVIATURAS
CDTN
- Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear
CNEN
- Comissão Nacional de Energia Nuclear
ICRP
- “International Commission on Radiological Protection”
ICRU
- “International Commission on Radiation Units and Measurements”
IEC
- “International Electrotechnical Commission”
IRD
- Instituto de Radioproteção e Dosimetria
ISO
- “International Organization for Standardization”
PTB
- “Physikalisch Technische Bundesanstalt”
PMMA
- Polimetilmetacrilato
SRD
- Serviço de Registro de Dose
LDT
- Laboratório de Dosimetria Termoluminescente
LCD
- Laboratório de Calibração de Dosímetros
TL
- Termoluminescente
TLD
- Dosimetro Termoluminescente
BG
- Radiação de fundo
ROI
- “Region of interest”
PMT
- “Photomultiplier Tube”
TTP
- “Time Temperature Profile”
RCF - “Reader Calibration Factor”
LED
- “Light Emission Diode”
L
D
- “Limite Inferior de Detecção”
L
- Leitura
N
C
- Coeficiente de calibração
U
C
- Incerteza combinada
U
- Incerteza Expandida
IC
- Intervalo de confiança
k
- Fator de abrangência
SUMÁRIO
RESUMO................................................................................................................ VII
ABSTRACT............................................................................................................. IX
LISTA DE FIGURAS................................................................................................X
LISTA DE TABELAS ............................................................................................. XII
LISTA DE SIGLAS E ABREVIATURAS............................................................... XIV
1. INTRODUÇÃO ....................................................................................................19
FUNDAMENTOS TEÓRICOS...................................................................................21
1.1 ESTADO DA ARTE ............................................................................................21
1.2 GRANDEZAS DOSIMÉTRICAS .............................................................................23
1.2.1 Grandezas primárias ou físicas ...............................................................24
1.2.1.1 Kerma, K ..............................................................................................24
1.2.1.2 Dose absorvida, D................................................................................25
1.2.2 Grandezas operacionais..........................................................................26
1.2.2.1 Equivalente de dose pessoal, H
P
(d) .....................................................26
1.2.3 Grandezas de proteção ...........................................................................27
1.2.3.1 Dose equivalente, H
T
............................................................................27
1.3 D
OSIMETRIA TERMOLUMINESCENTE...................................................................29
1.3.1 Características de dosímetros TL............................................................31
1.3.1.1 Tratamentos Térmicos..........................................................................33
1.3.1.2 Desvanecimento...................................................................................34
1.3.1.3 Dependência com taxa de dose ...........................................................34
1.3.1.4 Triboluminescência...............................................................................34
1.3.1.5 Homogeneidade e Reprodutibilidade ...................................................35
1.3.1.6 Dependência energética.......................................................................35
1.3.1.7 Dependência angular ...........................................................................35
1.3.1.8 Limite Inferior de detecção ...................................................................36
1.3.2 Sistema de leitura TL...............................................................................36
1.4 D
OSIMETRIA DE EXTREMIDADES........................................................................37
1.5 METROLOGIA...................................................................................................39
2. MATERIAIS E MÉTODOS ..................................................................................40
2.1 MATERIAIS ......................................................................................................40
2.1.1 Detector...................................................................................................40
2.1.2 Suporte do Detector TL ...........................................................................41
2.1.3 Anel Dosimétrico .....................................................................................41
2.1.4 Leitura dos dosímetros ............................................................................42
2.1.4.1 Características de leitura......................................................................44
2.1.4.2 Tratamento térmico ..............................................................................44
2.1.5 Sistema de Irradiações............................................................................45
2.1.5.1 Simulador de dedo ICRU......................................................................45
2.1.5.2 Irradiador Gama ...................................................................................46
2.1.5.3 Feixes de Raios X ................................................................................47
2.1.5.4 Irradiador Beta......................................................................................49
2.2 METODOLOGIA ................................................................................................51
2.2.1 Influência do suporte do Detector no sinal TL .........................................51
2.2.2 Estabilidade da Leitora TL.......................................................................52
2.2.3 Avaliação do Hp(0,07) .............................................................................53
2.2.3.1 Determinação do Fator de Sensibilidade Individual, f
S
.........................54
2.2.3.2 Calibração do sistema em H
P
(0,07)......................................................55
2.2.3.3 Testes de Homogeneidade e Reprodutibilidade...................................56
2.2.3.4 Teste da Linearidade............................................................................57
2.2.3.5 Teste do Desvanecimento....................................................................58
2.2.3.6 Teste do Limite Inferior de Detecção....................................................62
2.2.3.7 Teste da Auto Irradiação ......................................................................62
2.2.3.8 Teste para Avaliação do Sinal Residual...............................................63
2.2.3.9 Teste do Efeito de Exposição à Luz .....................................................63
2.2.3.10 Teste da Dependência Angular .........................................................66
2.2.3.11 Teste da Dependência Energética ....................................................68
3. RESULTADOS E DISCUSSÃO ..........................................................................72
3.1 VERIFICAÇÃO DA INFLUÊNCIA DO SUPORTE DO DETECTOR NA EMISSÃO TL...........72
3.2 ESTABILIDADE DA LEITORA TL .........................................................................74
3.3 FATOR DE SENSIBILIDADE INDIVIDUAL, F
S
..........................................................75
3.4 CALIBRAÇÃO DO SISTEMA................................................................................77
3.5 TESTES DE CARACTERIZAÇÃO DOS DOSÍMETROS TL ..........................................78
3.5.1 Homogeneidade e Reprodutibilidade ......................................................79
3.5.2 Linearidade..............................................................................................81
3.5.3 Desvanecimento......................................................................................83
3.5.4 Limite inferior de detecção ......................................................................87
3.5.5 Auto-irradiação ........................................................................................88
3.5.6 Influência do Sinal residual......................................................................89
3.5.6.1 Efeito sobre o limite de detecção..........................................................89
3.5.6.2 Efeito sobre a resposta dos detectores ................................................90
3.5.7 Efeito da exposição a luz.........................................................................92
3.5.7.1 Efeito sobre detectores não irradiados .................................................92
3.5.7.2 Efeito sobre a resposta dos detectores ................................................94
3.5.8 Dependência angular ..............................................................................96
3.5.9 Dependência energética..........................................................................98
3.5.9.1 Fótons ..................................................................................................98
3.5.9.2 Betas ..................................................................................................103
3.6 INCERTEZA DO SISTEMA DOSIMÉTRICO.............................................................105
4. CONCLUSÃO ...................................................................................................108
5. REFERÊNCIA BIBLIOGRÁFICA......................................................................109
19
1. INTRODUÇÃO
Trabalhadores profissionalmente expostos a fontes externas de radiação são,
normalmente, monitorados por meio de um monitor individual posicionado em um
local representativo da parte mais exposta do corpo. O principal objetivo da
monitoração individual é avaliar a dose recebida por cada indivíduo durante um
período específico, permitindo assim a avaliação das condições de trabalho, e a
comparação com os limites de dose estabelecidos. Nas situações onde as
extremidades do corpo humano são as partes mais expostas, é necessário o uso de
um monitor individual específico.
A boa prática no campo do radiodiagnóstico, medicina nuclear, assim como nas
aplicações dos radionuclídeos, na indústria nuclear, na utilização dos raios X e
demais radiações, requer, entre outras coisas, o conhecimento das doses recebidas
pelo profissional que trabalha na área. Para este fim, o Instituto de Radioproteção e
Dosimetria - IRD/CNEN tem autorizado o funcionamento de vários Centros ou
Serviço de Monitoração Individual Externa - SMIE. Deles obtém os resultados das
medidas efetuadas com os dosímetros que, obrigatoriamente são usados durante o
trabalho por indivíduos ocupacionalmente expostas.
No momento, são certificados, apenas, os sistemas de monitoração para exposições
de corpo inteiro avaliando a dose individual com a grandeza Equivalente de Dose
para Fótons, H
X
(CASMIE, 1995). Embora não exista, no país, processos de
certificação para serviços de monitoração de extremidades, alguns laboratórios,
além de fornecerem a monitoração de corpo inteiro, disponibilizam, também, a
monitoração de extremidades. Entretanto, atualmente no Brasil está em estudos à
aplicabilidade e conveniência da utilização das atuais grandezas operacionais, como
a equivalente de dose pessoal (CNEN
A
, 2005).
Sendo o objetivo principal da proteção radiológica proporcionar um padrão de
proteção do ser humano sem limitar os benefícios decorrentes da utilização das
radiações ionizantes, torna-se necessário a verificação dos valores de dose a que os
indivíduos ocupacionalmente expostos estão recebendo nestas práticas e compará-
20
las com os valores limites estabelecidos por normas (CNEN
B
, 2005; MS, 1998). Para
comparar estes valores, torna-se necessário que utilize as grandezas dosimétricas
adequadas com todo procedimento metrológico bem estabelecido visando alcançar
a confiabilidade nas medidas, proporcionando a realização da proteção radiológica
(IAEA, 2000).
Este trabalho visa reduzir uma carência brasileira na área de monitoração individual
através da caracterização de um sistema dosimétrico de extremidades, permitindo
avaliar com confiabilidade os níveis de exposições nas mãos dos indivíduos
ocupacionalmente expostos, aplicando regulamentações internacionais para
avaliação da grandeza operacional Equivalente de Dose Pessoal na profundidade de
0,07 mm – H
P
(0,07), que melhor estima a grandeza de proteção Dose Equivalente
nas extremidades, onde o tecido de maior relevância é a pele.
Neste trabalho foi realizado a calibração e testes de caracterização de um novo
dosímetro de extremidades desenvolvido pelo Centro de Desenvolvimento da
Tecnologia Nuclear CDTN, tendo como detector termoluminescente o cristal de
LiF:Mg,Ti encapsulado no polímero PTFE-Teflon
com identificação individual e
leitura através de gás inerte aquecido.
21
FUNDAMENTOS TEÓRICOS
1.1 Estado da Arte
Com a intenção do uso adequado e seguro das radiações ionizantes foi criada a
Comissão Internacional de Proteção Radiológica – ICRP, que fornece
recomendações para subsídio na elaboração das normas e regulamentos emitidos
pelos órgãos nacionais de regulamentação de diversos países (ICRP, 1991). No
Brasil, em relação às instalações radiativas e nucleares, cabe a Comissão Nacional
de Energia Nuclear - CNEN emitir normas e regulamentações pertinentes ao uso de
material radioativo e de fontes de radiação ionizante, assim como estabelecer as
normas de Proteção. (CNEN, 2005
B
)
Na área médica de radiodiagnóstico, o órgão regulador é o Ministério da Saúde por
meio da Vigilância Sanitária, que estabeleceu as Diretrizes Básicas de Proteção
Radiológica em Radiodiagnóstico Médico e Odontológico através da publicação da
Portaria 453/98. (MS, 1998)
Os limites de dose de radiação, recomendados pela ICRP publicação 60
(ICRP,
1991), são os limites internacionalmente aceitos. No Brasil, os limites anuais de dose
para indivíduos ocupacionalmente expostos e do público são estabelecidos pelas
normas CNEN-NN-3.01 e Portaria.453/98, que seguem as recomendações da ICRP.
Em certas atividades profissionais, a monitoração do tronco pode não ser totalmente
adequada quando está envolvida a exposição de outras partes do corpo humano,
tais como: mãos, braços, pés ou olhos. Nestes casos são necessários modelos
específicos de dosímetros que possibilitem estimar a dose equivalente, ou seja,
avaliar a grandeza operacional Equivalente de Dose Pessoal.
Atualmente no Brasil existe apenas regulamentação que especifica, em termos de
um padrão de desempenho, características físicas e dosimétricas de dosímetros cujo
funcionamento está baseado nos fenômenos fotográficos ou termoluminescentes
destinados à monitoração individual de indivíduos ocupacionalmente expostos à
22
radiações X e gama para avaliação da dose no tronco, buscando estimar a dose
efetiva (CASMIE, 1995). Esta regulamentação não abrange a monitoração de
extremidades.
Considerando-se publicações sobre monitoração das mãos, o uso de monitores
individuais, na forma de anéis, pode ocasionar certo grau de desconforto e tornar-se
inconveniente. Em certos tipos de trabalho, estes monitores podem tornar-se um
empecilho, diminuindo a sensibilidade e habilidade dos dedos. Além disto, muitos
são inadequados para o uso da equipe médica em algumas situações, pois não
aceitam a esterilização. Desta forma estes tipos de monitores individuais são pouco
aceitos quando comparados aos monitores de corpo inteiro (FIGEL, et al. 1999;
THIND, et al. 1987).
Diversos modelos de monitores individuais de extremidades encontram-se descritos
na literatura internacional (FIGEL, et al. 1999; YUEN, et al. 1999; MEBHAH, et al.
1993; BEDOGNI, et al., 2001). Alguns monitores, além de satisfazerem os requisitos
de desempenho estabelecidos na norma ISO 12794, reúnem qualidades apropriadas
para diversas aplicações, como por exemplo, a possibilidade de esterilização do
monitor, o que permite o seu uso durante procedimentos médicos. Outros possuem
a desvantagem de terem formato e dimensões que impossibilitam a sua utilização
em algumas atividades ou ainda não atendem aos requisitos internacionais da
norma ISO.
O Brasil já possui um sistema dosimétrico de extremidades no Centro Regional de
Ciências Nucleares – CRCN, implantado com aplicação dos testes descritos pela
norma ISO 12794 e calibrados na atual grandeza operacional Equivalente de Dose
Pessoal – H
P
(0,07) (VILELA, et al. 2001)
e no ano de 2003 o CDTN iniciou um
projeto de fabricação e calibração de um novo modelo de dosímetro de
extremidades que consiste em encapsular o detector TL de LiF:Mg,Ti em um
polímero de PTFE-Teflon (SQUAIR, et al. 2005).
Existe atualmente um grande esforço para a melhoria dos sistemas dosimétricos de
extremidades quanto à radiação beta. Estes esforços proporcionam um grande
avanço nos estudos das características de certos cristais termoluminescentes para
23
campos de radiação compostos por radiações eletromagnéticas e betas. Tem-se
como exemplos, os cristais de LiF:Mg,Ti, LiF:Mg,Cu,P (BILSKI, et al. 1996;
BOSCHUNG, et al. 2000; PERÉZ et al. 2002).
1.2 Grandezas dosimétricas
Desde a descoberta da radiação, o homem percebeu a necessidade de quantificar a
radiação ionizante. À medida que as pesquisas foram desenvolvidas, aumentando
os conhecimentos sobre as interações da radiação com a matéria, sobre os efeitos
biológicos causados por elas e com o surgimento de novos métodos
computacionais, foram introduzidos novos conceitos quanto às grandezas mais
apropriadas a serem utilizadas (ICRU 1998; ICRP 1991).
A quantificação da radiação recebida pelo homem cumpre um importante papel para
os propósitos de planejamento e atuação da proteção radiológica e cumprimento de
normas regulatórias introduzidas em função dos conhecimentos adquiridos nesta
área.
Basicamente, as grandezas podem ser divididas em três grupos (Figura 1):
• Grandezas primárias ou físicas
• Grandezas dosimétricas ou de proteção
• Grandezas operacionais
Esta divisão das grandezas ocorre devido a grandeza de proteção não ser
diretamente mensurável, desta forma foram criadas as grandezas operacionais que
estimam as de proteção. As grandezas físicas são utilizadas na caracterização de
campos de radiação em laboratórios e através destas com aplicação de coeficientes
de conversão estabelecidos por norma consegue-se obter as grandezas
operacionais.
24
Cálculos usando Q(L) e Cálculos usando w
R
simuladores. Validadas por w
T
e simuladores
medidas e cálculos. antropomórficos.
Comparadas por medidas
e cálculos (usando w
R
, w
T
e
simuladores antropomórficos)
Figura 1 - Relação das grandezas de proteção, operacional e física.
1.2.1 Grandezas primárias ou físicas
As grandezas físicas ou primárias são grandezas diretamente mensuráveis (ICRU,
1993) e universalmente aceitas para caracterização de campos de radiação.
1.2.1.1 Kerma, K
O Kerma é definido pela ICRU como sendo “a razão entre dE
tr
e dm, onde dE
tr
é a
soma da energia cinética inicial de todas as partículas carregadas liberadas por
partículas sem carga em um volume de massa dm” (ICRU, 1998) ou seja:
GRANDEZAS FÍSICAS
(Grandezas Primárias)
• Kerma, K
• Dose Absorvida,D
GRANDEZAS OPERACIONAIS
• Equivalente de Dose Pessoal,
H
P
(d)
• Equivalente de Dose Ambiental,
H
*
(d)
• Equivalente de Dose Direcional,
H’(d,Ω)
GRANDEZAS DE PROTEÇÃO
• Dose Absorvida no órgão, D
T
• Dose Equivalente, H
T
• Dose Efetiva, E
25
dm
dE
K
tr
= (1)
A unidade de kerma é J.kg
-1
com o nome especial de Gray (Gy).
1.2.1.2 Dose absorvida, D
A dose absorvida é o quociente de
ε
d por dm , onde
ε
d é a energia média
depositada na matéria de massa
dm , (ICRU, 1998), ou seja:
dm
d
D
ε
= (2)
A unidade de dose absorvida é J.kg
-1
com o nome especial de Gray (Gy).
A energia média depositada pela radiação ionizante,
ε
, em um volume de matéria, é
dada pela expressão:
∑
+−= QRR
outin
ε
(3)
onde
-
in
R é soma de todas as energias das partículas ionizantes, com carga ou sem
carga, que entram no volume;
-
out
R é a soma de todas as energias das partículas ionizantes, com carga ou sem
carga, que saem do volume;
-
∑
Q é o somatório de todas as mudanças nas energias de repouso dos núcleos e
partículas elementares que ocorrem no volume.
26
1.2.2 Grandezas operacionais
As grandezas operacionais são grandezas diretamente mensuráveis (ICRU, 1993).
Sendo utilizadas tanto em monitoração de área como em monitoração individual,
fornecendo uma avaliação conservativa das grandezas de proteção para garantir
uma aproximação razoável, não devendo subestimar nem superestimar em demasia
(ICRU, 1998). Para tanto, é necessário que a razão entre o valor da grandeza de
proteção H
prot
e o valor da grandeza operacional correspondente H
oper
satisfaça a
condição: H
prot
/ H
oper
≤ 1.
Conceitos de radiação fortemente penetrante e fracamente penetrante foram
definidos pela ICRU (ICRU, 1985). A radiação é dita fracamente penetrante quando
a dose equivalente recebida por uma pequena área qualquer da pele for maior do
que 10 vezes a dose efetiva. Caso contrário à radiação é dita fortemente penetrante.
Na monitoração de extremidades a grandeza operacional utilizada é a equivalente
de dose pessoal na profundidade de 0,07 mm – H
P
(0,07) devido a pele ser o órgão
de maior influência quanto aos efeitos deletérios da radiação.
1.2.2.1 Equivalente de dose pessoal, H
P
(d)
O equivalente de dose pessoal é o equivalente de dose em tecido mole, numa
profundidade d, abaixo de um ponto especificado sobre o corpo. A unidade utilizada
é o J.kg
-1
, sendo o nome especial de Sievert (Sv).
Na utilização de H
P
(d), é necessário incluir a especificação da profundidade d em
milímetros, a qual a grandeza se refere. Para radiações fracamente penetrantes, são
empregadas as profundidades de 0,07 mm para pele e 3 mm para o cristalino. Neste
caso, a grandeza seria representada por H
P
(0,07) e H
P
(3), respectivamente. Para
radiações fortemente penetrantes é recomendado o valor de 10 mm.
27
Para a calibração dos monitores em H
P
(d) devem-se utilizar simuladores
confeccionados de PMMA – (polimetilmetacrilato) recomendado pela ICRU (ICRU,
1992), e aplicar os coeficientes de conversão entre as grandezas Kerma e
Equivalente de dose pessoal para a determinada energia e ângulo de incidência.
1.2.3 Grandezas de proteção
As grandezas limitantes ou de proteção são aquelas definidas com a função de
indicar o risco para o homem da exposição à radiação ionizante.
A intenção da ICRP, ao recomendar a adoção desta grandeza é prevenir o
aparecimento de efeitos determinísticos, pela manutenção das doses abaixo de
níveis apropriados, e garantir que todos os passos exeqüíveis fossem tomados para
reduzir a indução de efeitos estocásticos.
Para a monitoração de extremidades a grandeza de proteção recomendada é a
Dose Equivalente.
1.2.3.1 Dose equivalente, H
T
A dose equivalente é a dose absorvida média em um órgão ou tecido, multiplicada
por um fator de ponderação w
R
relativo à radiação incidente R.
RTRRT
DwH
,,
.
=
(4)
Se o campo de radiação é composto por radiações com diferentes valores de w
R
, H
T
é definido como:
∑
=
R
RTRT
DwH
,
. (5)
28
A unidade utilizada é o J.kg
-1
, denominado de Sievert (Sv), onde:
- D
T,R
é a dose absorvida média no órgão ou tecido T, relativa à radiação R.
- w
R
são os valores apresentados pela ICRP (ICRP, 1991) como fatores de peso das
radiações (Tabela 1).
Tabela 1 – Fatores de peso da radiação.
Tipo e faixa de energia da radiação
w
R
Fótons, para qualquer energia 1
Elétrons e mésons µ, para qualquer energia* 1
Nêutrons
<10 keV 5
10 keV a 100 keV 10
> 100 keV a 2 MeV 20
> 2 MeV a 20 MeV 10
> 20 MeV 5
Prótons, outros prótons além dos de recuo, energia > 2 MeV 5
Partículas alfa, fragmentos de fissão, núcleos pesados 20
* Excluindo os elétrons Auger emitidos no DNA, para os quais são necessárias considerações microdosimétricas.
Fonte: ICRP 1991.
29
1.3 Dosimetria termoluminescente
A termoluminescência TL é a emissão de luz por um isolante ou semicondutor,
termicamente estimulado após a absorção de energia da radiação a que este
material foi exposto, passando de um estado de equilíbrio para o metaestável. O
processo termoluminescente envolve dois estágios: O primeiro, o material é exposto
à radiação (em uma determinada temperatura) e armazena a energia proveniente
desta; o segundo, o material é aquecido e a energia armazenada é liberada em
forma de luz (Figura 2).
Figura 2 – Representação esquemática dos dois principais estágios do processo de
termoluminescência.
O processo físico da termoluminescência emprega o conceito de bandas dos sólidos
com relação aos seus níveis eletrônicos de energia. Quando um cristal
termoluminescente é exposto à radiação ionizante, esta fornece energia aos seus
elétrons no estado fundamental na banda de valência, de tal modo que eles se
tornam capazes de passar para a banda de condução, caso esta seja superior a
enegia de ligação do elétron, deixando um buraco nesta. O elétron e o buraco
movem-se então através do cristal até que ocorram recombinações ou a sua captura
em estados metaestáveis de energia, normalmente denominados de armadilhas e
30
localizados na banda proibida (Figura 3). Estas armadilhas estão associadas a
impurezas ou imperfeições da rede cristalina que criam poços de pontencial locais.
Quando aquecidos, os elétrons adquirem energia térmica suficiente para migrar
livremente pelo cristal até serem capturados novamente por armadilhas ou
recombinados com portadores opostos. Se a recombinação ocorre com a emissão
de luz, uma curva de emissão TL pode ser observada. A curva de emissão TL de um
material representa a luz emitida pelo cristal como função da temperatura ou do
tempo de aquecimento (Figura 4), consistindo em geral de vários picos, sendo que
cada um deles está associado a um tipo de armadilha e recombinação.
Figura 3 – Processo físico da termoluminescência.
31
0 20 40 60 80 100 120 140 160 180 200
0,0
2,0x10
4
4,0x10
4
6,0x10
4
8,0x10
4
1,0x10
5
1,2x10
5
1,4x10
5
Variação da Temperatura
Temperatura °C
Intensidade (pC)
Canais
Curva de Emissão TL (LiF:Mg,Ti)
0
50
100
150
200
250
300
350
400
450
500
Figura 4 – Curva de emissão TL do detector de LiF:Mg,Ti
Desta dose absorvida pelo fósforo TL, somente uma pequena parte da energia
depositada é emitida como luz quando a substância é aquecida. Para o LiF:Mg,Ti
(TLD-100), por exemplo, é estimada uma perda de 99,96% da energia depositada
pela radiação ionizante. (ATTIX, 2004)
1.3.1 Características de dosímetros TL
Vários tipos de materiais termoluminescentes estão disponíveis para muitos tipos de
aplicação como: dosimetria pessoal de corpo inteiro, dosimetria pessoal de
extremidade, monitoração ambiental, dosimetria de altas doses e outros. Pode-se
citar: fluoreto de lítio (LiF), borato de lítio (Li
2
B
4
O
7
), fluoreto de cálcio (CaF
2
), óxido
de berilio (BeO) e óxido de alumínio (Al
2
O
3
). O LiF é o mais comumente utilizado
devido ao número atômico baixo (8,2), ligeiramente maior que o do tecido ou do ar.
Aos fósforos são adicionados ativadores ou dopantes que aumentam a sensibilidade
e a capacidade do cristal em criar níveis intermediários de energia, responsáveis
pela retenção de parte da energia depositada pela radiação. Como exemplos têm-se
32
o magnésio e titânio como ativadores do fluoreto de lítio (LiF:Mg,Ti) e o disprósio
para o sulfato de cálcio (CaSO
4
:Dy) (Harshaw, 1998).
Os dosímetros para avaliação de campo de radiação beta ou mistos devem ser
bastante finos e possuir uma boa sensibilidade a este tipo de partículas como o
CaSO
4
:Dy grafitado (DAROS et al., 2000; OLIVEIRA, 2004).
Para que um material TL seja utilizado como dosímetro é desejável que ele
apresente algumas propriedades, que podem variar conforme seu campo de
aplicação. A Tabela 2 apresenta algumas características de alguns detectores TL
disponíveis comercialmente. Entretanto, de modo geral, um TL deve possuir as
seguintes características:
• Elevada eficiência na emissão de luz;
• Estabilidade com variações na temperatura e condições de utilização;
• Espectro de emissão TL na faixa de sensibilidade do instrumento de leitura;
• Boa reprodutibilidade;
• Não toxidez;
• Baixo custo;
• Resposta linear no intervalo de interesse.
33
Tabela 2 – Características de alguns detectores TL comerciais.
Características LiF:Mg,Ti Li
2
B
4
O
7
:Mn CaF
2
:Mn CaF
2
:Dy CaSO
4
:Dy BeO
Densidade (g/cm
3
)
2,64 2,3 3,18 3,18 2,61 3,01
Nº atômico efetivo
8,2 7,4 16,6 16,6 15,6 7,1
TL p/30 keV a
60
Co
1,3 0,9 16 16 11 1
Pico principal (ºC)
195 200 260 200 220 180-220
Pico de emissão (nm)
400 600 500
460-483
576
478-571 330
Linearidade p/
60
Co
(Gy)
10
-4
-10
0
10
-4
-10
0
10
-5
-10
3
10
-7
-10
3
10
-8
-10
1
10
-4
-10
0
Limite utilização (Gy)
10
3
10
4
8x10
3
8x10
3
10
3
10
3
Saturação (Gy)
5x10
3
3x10
4
10
4
10
4
3x10
3
3x10
3
Eficiência p/
60
Co
referente ao LiF
1 0,3 3 15 28 0,60
Desvanecimento
25ºC 5% em 1
ano
10% em 2
meses
1% em
1 dia
13% em
1 mês
6% em 6
meses
8% em 3
meses
Sensibilidade à luz
fraca média forte forte média forte
Estabilidade química
boa higroscópio boa boa boa boa
Toxidez
grande se
ingerido
grande se
ingerido
baixa baixa baixa
grande se
inalado
Fonte: Maurício, 1998
1.3.1.1 Tratamentos Térmicos
Para a reutilização confiável dos detectores TL, dependendo do material, é
necessário o uso de procedimentos para tratar termicamente os detectores. Este
tratamento térmico possui duas etapas:
• Recozimento; utilizado com o objetivo de restabelecer o equilíbrio
termodinâmico no material antes da irradiação, garantindo que todas as
armadilhas sejam recombinadas, estando completamente limpo (zerado)
antes da exposição.
34
• Tratamento de Pré-leitura; utilizado com o objetivo de retirar
intencionalmente as armadilhas pouco estáveis (rasas) à temperatura
ambiente antes da leitura TL, garantindo o resultado correto da dose. Este
tratamento é de grande importância para redução do efeito do
desvanecimento.
1.3.1.2 Desvanecimento
O desvanecimento ou “Fading”, é o processo onde ocorre a perda não intencional da
informação latente, ou seja, sua resposta. O desvanecimento pode ter várias causas,
sendo a principal causa a térmica. No desvanecimento térmico, as armadilhas mais
rasas desvanecerão mais rapidamente que as mais profundas devido a maior
probabilidade de transição (WEINSTEIN, et al., 2003). Isto pode gerar grandes erros
na avaliação da dose e, para evitar isto, as armadilhas rasas devem ser liberadas
intensionalmente com tratamento térmico de pré-leitura ou outra metodologia
adequada.
1.3.1.3 Dependência com taxa de dose
Estudos realizados demonstram que a resposta dos detectores TL mais comumente
utilizados (Tabela 2) não são modificadas até taxas de dose ate 10
9
Gy.s
-1
. Para fins
de radioproteção, a resposta destes detectores podem ser consideradas
independente da taxa de dose. (MAURÍCIO, 1998)
1.3.1.4 Triboluminescência
A triboluminescência é um sinal espúrio que deve ser evitado. As tensões
superficiais criadas liberam sua energia em forma de luz durante o processo de
35
aquecimento. Sendo um fenômeno superficial, a triboluminescência depende
fortemente da forma física do detector, sendo maior quanto maior for sua área
superficial em relação ao volume.
Este problema da triboluminescência pode ser evitado apenas aquecendo o detector
TL na ausência de oxigênio, isto é, em atmosfera inerte, normalmente atmosfera de
nitrogênio gasoso. (MAURÍCIO, 1998)
1.3.1.5 Homogeneidade e Reprodutibilidade
A homogeneidade do lote de detectores termoluminescentes representa a variação
das leituras individuais em relação à média das leituras do lote e a reprodutibilidade
do detector representa a capacidade dos dosímetros de manterem estáveis os
resultados individualmente durante utilizações sucessivas.
1.3.1.6 Dependência energética
A dependência energética de um detector termoluminescente representa a variação
do sinal de resposta com relação a energia da radiação ionizante incidente. Esta
característica dos detectores é normalmente representativa para baixas energias,
menores que 100 keV.
1.3.1.7 Dependência angular
A dependência angular ou sensibilidade do instrumento para a direção da radiação
incidente é provocada pela não uniformidade física do detector. Esta dependência
da resposta com o ângulo de incidência da radiação é observado através da redução
da leitura quando aumentado o ângulo de irradiação; sendo agravado quando existe
materiais atenuadores. (GUIMARÃES, et al., 2007)
36
1.3.1.8 Limite Inferior de detecção
O limite inferior de detecção L
D
é a menor dose que pode ser detectada para um
determinado nível de confiança de um sistema de monitoração individual. Para a
redução destes limites podem ser aplicadas diferentes técnicas de avaliação do sinal
termoluminescente, sempre com a intenção de melhorar o resultado. Uma das
técnicas utilizadas é a deconvolução da curva de emissão característica do detector
termoluminescente. (BURKE, SUTTON, 1997)
1.3.2 Sistema de leitura TL
Os leitores de sinal dos detectores TL podem ser manuais ou automáticos, sendo
que ambos modelos possuem três partes básicas (Figura 5):
• Sistema de aquecimento, que consiste em fornecer energia térmica ao
detector TL para que ocorra a recombinação do elétron na camada de
valência emitindo luz visível. Este processo de aquecimento pode ser
através de resistência elétrica ao por fluxo de gás inerte aquecido;
• Sistema de detecção da luz para captação do sinal TL emitido pelo detector.
Este sistema é constituído por lentes que direcionam o feixe de luz a tubos
fotomultiplicadores, gerando o sinal elétrico com intensidade proporcional a
a emissão de luz;
• Sistema eletrônico, que consiste na amplificação e coleta do sinal elétrico
obtendo o resultado da leitura em carga elétrica e o sistema mecânico para
a obtenção da vedação de todo o sistema contra a possível entrada de luz e
obtenção de ambiente inerte (gás inerte) no sistema de detecção TL.
37
Figura 5 – Sistema da leitora de TLD.
1.4 Dosimetria de Extremidades
O objetivo principal da dosimetria é o auxílio à realização da Proteção Radiológica,
demonstrando que um nível apropriado de proteção foi alcançado, onde a sua base
é proporcionar um padrão de proteção ao ser humano e atualmente ao meio
ambiente sem limitar os benefícios decorrentes da utilização das radiações
ionizantes (ICRP, 2007). Toda prática onde se emprega o uso das radiações
ionizantes deve obedecer três princípios básicos de Proteção Radiológica:
justificação, otimização e limitação de dose.
Quanto à limitação de dose, diretamente relacionada com a dosimetria, estão os
limites recomendados pela ICRP e regulamentados através das normas nacionais
Portaria 453/98 do Ministério da Saúde para radiodiagnóstico médico e odontológico
38
e CNEN-NN-3.01 para as demais áreas. Estes limites de dose são diferenciados
quanto a área do corpo irradiado e tipo de pessoa, indivíduo ocupacionalmente
exposto ou indivíduo do público (Tabela 3). Tendo que não é aplicado limites de
dose para exposições médicas, neste caso aplicam-se níveis de referência.
Tabela 3 – Limites de dose regulamentados.
O valor mais elevado da limitação de dose nas extremidades está diretamente
relacionada com dados epidemiológicos disponíveis que indicam que o câncer de
pele ocorre, primariamente, em regiões onde sofreram danos determinísticos.
(THIND, 1987)
Em casos práticos podem ocorrer situações onde os profissionais possuam partes
determinadas do corpo mais expostas como: mãos, braços, pernas, olhos, etc.
Nestes casos torna-se necessário a realização de dosimetria especial, como de
extremidades. Práticas comuns de necessidade de utilização desta dosimetria são
em áreas como radiodiagnóstico com utilização de fluoroscopia (hemodinâmica),
medicina nuclear e alguns casos de manipulação de fontes radioativas na indústria
(PERKINS, GILVIN, 2002).
39
1.5 Metrologia
A necessidade da calibração de um dosímetro pessoal é de extrema importância
para a confiabilidade dos valores medidos; sabendo-se que estes valores informam
o nível de exposição do indivíduo à radiação e verificam a aplicação dos métodos de
radioproteção associados a determinada prática (ISO/ASTM, 2002).
Existem normas a serem aplicadas durante o procedimento de calibração dos
dosímetros pessoais na grandeza de interesse, como a ISO 4037/1996 e
ISO.12794/2000, que informam as condições de calibração para campos de
radiação X e gama (ISO
A
, 1996; ISO 2000).
Para a realização da calibração do dosímetro pessoal é necessária a utilização de
uma fonte de referência com seu campo de radiação caracterizado e com
confiabilidade metrológica associada. A fonte de referência deve ser
obrigatoriamente rastreável pelo padrão nacional ou por padrões internacionais
primários.
Para toda e qualquer medida prática, estão relacionadas incertezas inerentes quanto
aos equipamentos utilizados, técnicas aplicadas e falhas pessoais. Quando há a
necessidade de registrar dados obtidos através de experiências práticas, torna-se
necessário a apresentação das incertezas destas medidas.
Também é necessário que valores de medição venham acompanhados de suas
incertezas, inerentes a qualquer processo de medição, estabelecendo a
confiabilidade metrológica do sistema (BIPM, et al. 1998).
40
2. MATERIAIS E MÉTODOS
2.1 Materiais
2.1.1 Detector
Foi utilizado como detector o dosímetro termoluminescente (TL) de LiF:Mg,Ti, com
(3,2x3,2x0,9)mm
3
fabricado pela Harshaw-Bicron e comercializado com a
denominação de TLD-100, encapsulado entre duas camadas de PTFE-Teflon
,
gerando o suporte do detector TL e identificado através de código de barras,
conforme apresentado na Figura 6 (SQUAIR, et al. 2005).
O detector de LiF:Mg,Ti é constituído por lítio natural; o espectro de emissão TL
ocorre entre 350 nm e 600 nm com o máximo em 400 nm e faixa de utilização entre
10 µGy à 10 Gy (HARSHAW, 1998).
Figura 6 –Detector TL de LiF:Mg,Ti desmontado e encapsulado.
41
2.1.2 Suporte do Detector TL
O suporte para o detector TL deve possuir características físicas apropriadas como:
pouca atenuação da luminescência emitida pelo detector TL, resistência a alta
temperatura de leitura próxima a 300 ºC e formato físico compatível ao anel e leitora
TL utilizados (SQUAIR, et al 2005).
Foi utilizado como suporte do detector TL o polímero politetrafluorotileno puro
denominado PTFE_Teflon
com 5 mg.cm
-2
. Este material possui características
adequadas quanto as propriedades térmicas para utilização em condições de alta
temperatura de leitura por possuir ponto de fusão entre 332 ºC à 346 ºC dependendo
do método de síntese do polímero; expansão térmica máxima de 3,6 % para a faixa
de temperatura de 30 ºC à 250 ºC e coeficiente de condutibilidade térmica de
2,6x10
-3
J.(cm.s.ºC)
-1
(ICI, 1981).
2.1.3 Anel Dosimétrico
O anel utilizado para a dosimetria de extremidades, conforme Figura 7, é fabricado
pela Harshaw-Bicron, cujas características são aprovadas para tais procedimentos.
O anel é fabricado de modo que tenha um compartimento para fixação do cartão
dosimétrico de extremidades.
Figura 7 – Anel dosimétrico para extremidades.
42
2.1.4 Leitura dos dosímetros
Para a realização das leituras dos detectores TL, foi utilizado o Laboratório de
Dosimetria Termoluminescente (LDT) do CDTN, com um sistema de leitura
termoluminescente composto por uma leitora Harshaw, modelo 4500 (Figura 8),
acoplada a um micro computador e o software denominado WINREMS (Radiation
Evaluation and Management System) da Thermo Electron.
A leitora Harshaw modelo 4500 pode realizar leituras de vários tipos de detectores
TL, pois permite através do software WinRems controlar vários perfis de
aquecimento. Possui dois tubos fotomultiplicadores (PMT Photomultiplier Tube) para
coleta do sinal TL e dois modos de aquecimento que permite realizar leituras de
detectores desmontados por meio de aquecimento com resistência elétrica ou
cartões TL com até quatro detectores através de aquecimento por fluxo de gás inerte
(BICRON NE, 1998). O processo de leitura ocorre com a presença do gás nitrogênio
para redução de ruído relativo ao efeito da triboluminescência.
A temperatura máxima de aquecimento permitida pela leitora é de 400 ºC. A carga
TL é coletada durante o tempo de aquisição previamente selecionado em um total
de 200 canais. A leitora TL possui um sistema de verificação da estabilidade das
fotomultiplicadoras através da leitura de um sinal proveniente de um LED diodo
emissor de luz (LED), procedimento denominado como análise da luz de referência.
Outro sistema de controle é a verificação do nível de ruído, que pode ser eletrônico
e/ou de possível entrada de luz no sistema durante as leituras. (BICRON NE, 1998)
O software WinRems armazena os dados e controla as operações da leitora,
incluindo os parâmetros de perfil de tempo e aquecimento (TTP), fatores de
sensibilidade individual (f
s
) e fatores de calibração (RCF).
A leitora foi sempre ligada com prazo mínimo de 20 minutos antes do início das
leituras para que houvesse a estabilização da máquina e redução do ruído de fundo
e sempre utilizado gás nitrogênio ultra puro (analítico - 99,999 %) (BICRON NE,
1998).
43
Figura 8 – Leitora Harshaw 4500
Para a realização da leitura dos cartões dosimétricos de extremidade foi necessário
retirar o cartão dosimétrico do anel e posicioná-lo em um suporte específico para a
leitora termoluminescente Harshaw 4500 sem que houvesse a necessidade de violar
o suporte do detector, conforme Figura 9. Neste modelo de leitura TL o aquecimento
foi realizado através de um fluxo de gás nitrogênio extra puro aquecido, conforme
perfil de temperatura desejado.
Figura 9 – Suporte de leitura do cartão TL.
44
2.1.4.1 Características de leitura
Antes de iniciar a leitura do detector TL, a leitora foi ajustada através do software
WinREMS para produzir um ciclo de aquecimento TTP (Perfil de tempo e
temperatura) adequado ao detector TL.
Para as características físicas dos detectores de LiF:Mg,Ti encapsulados em PTFE-
Teflon
, foram utilizadas configurações conforme Tabela 4:
Tabela 4 – Configuração do TTP para o detector TL de LiF:Mg,Ti encapsulado em
PTFE-Teflon
Função Característica
Pré-aquecimento 50 ºC
Tempo do pré-aquecimento zero
Taxa de aquecimento linear 15 ºC.s
-1
Temperatura máxima 300 ºC
Tempo de integração da leitura 23,33 s
Temperatura de tratamento térmico 300 ºC
Tempo de tratamento térmico 6 s
2.1.4.2 Tratamento térmico
Para a realização dos tratamentos térmicos dos detectores desmontados foi utilizado
o forno automático PTW Freiburg, modelo TLD0,
Figura 10. A determinação e
controle da temperatura do forno foi realizado através de software, permitindo
qualquer valor de temperatura entre 30 e 400ºC com variação máxima de um grau
Celsius. Este equipamento permite operar em perfis de tratamento térmico que
possuam até um máximo de 10 níveis de temperatura distintos.
O tratamento térmico utilizado para recozimento (pós-irradiação) e pré-leitura (pré-
irradiação) foi estabelecido como Tratamento 01, com 400 ºC por 60 minutos e 100
ºC por 120 minutos, e Tratamento 02, com 100 ºC por 10 minutos, respectivamente.
Estes tratamentos térmicos foram realizados na fase de seleção dos detectores
45
antes do encapsulamento em PTFE-Teflon
, já que, após o encapsulamento, não
seria possível a realização destes tratamentos térmicos devido à possibilidade de
danificar a identificação dos dosímetros e ultrapassar o ponto de fusão do PTFE-
Teflon
. (ICI, 1981; BIRAN, et al., 1996)
Figura 10 – Forno PTW para tratamentos térmicos.
Após os detectores TL serem encapsulados, o processo adotado para o tratamento
térmico de recozimento foi de realizar uma leitura adicional do dosímetro na leitora
TL com o mesmo perfil de aquecimento (TTP).
2.1.5 Sistema de Irradiações
2.1.5.1 Simulador de dedo ICRU
Para a determinação das grandezas operacionais, H
P
(d), é necessário a utilização
de objetos simuladores de partes do corpo humano para reproduzir as
características mais próximas da realidade, que inclui a presença da radiação
espalhada.
Para a calibração e testes de caracterização foi utilizado o simulador de dedo ICRU
de PMMA com 19 mm de diâmetro e 300 mm de comprimento (Figura 11) durante
todas os testes, sempre com garantia que estava totalmente dentro do campo de
irradiação.
46
Figura 11 – Simulador de dedo ICRU.
2.1.5.2 Irradiador Gama
Para a realização da calibração e dos testes de caracterização dos detectores TL, foi
utilizado o irradiador gama STS Steuerungstechnik & Strahlenschutz Gmbh, modelo
OB85 (
Figura 12), localizado no Laboratório de Calibração de Dosímetros (LCD) do
CDTN.
Figura 12 – Irradiador gama STS OB85.
47
O irradiador consiste basicamente de uma blindagem cilíndrica de chumbo, contendo
três fontes de radiação (
137
Cs – 662 keV,
60
Co – 1250 keV e
241
Am – 59 keV), sendo
o processo de irradiação controlado pela distância de posicionamento e pelo tempo
de irradiação através de um “timer”.
O sistema de irradiação é composto pelo irradiador e um banco ótico com alta
precisão para posicionamento dos sistemas de medidas. O ponto de irradiação é
determinado pela interseção de dois raios laser, um coincidente com o centro do
campo e o outro perpendicular à direção de irradiação, garantindo a taxa de dose e
a uniformidade do campo de irradiação. (SOARES, 2001)
Todas as irradiações realizadas com fontes de
137
Cs e
60
Co foram a uma distância
de 1,5 m, sob a condição de equilíbrio eletrônico alcançada pela adição de 2 mm e
4.mm de acrílico para as respectivas fontes.
O irradiador possuía uma taxa de kerma no ar para a fonte de
137
Cs em 21/09/99 de
46,1 mGy.h
-1
e para
60
Co em 15/06/00 de 10,5 mGy.h
-1
, ambos a 1,0 m de distância.
Estas taxas de kerma no ar são rastreáveis ao padrão nacional de metrologia das
radiações ionizantes com uma incerteza expandida de 3,5 % para o fator de
abrangência k igual a 2 em um intervalo de confiança de 95,45 %.
2.1.5.3 Feixes de Raios X
Para a realização de determinados testes de desempenho como dependência
energética e angular foi utilizado o equipamento de raios X industrial da fabricante
AGFA (Figura 13), modelo Pantak Isovolt HS 320, de potencial constante, tensão
variável de 5 à 320 kV, corrente variável de 0,1 a 45 mA, alvo de tungstênio,
localizado no Laboratório de Calibração de Dosímetros (LCD) do CDTN.
48
Figura 13 – Equipamento de raios X Pantak
Siefert Isovolt HS320 sem e com blindagem
externa.
O equipamento de raios X possui filtração inerente de 7 mm de Berílio. Esta baixa
filtração inerente causa uma não uniformidade no campo de radiação, o que dificulta
no processo de irradiação de detectores (GE COMPANY, 2004; AGFA, 2003).
Entretanto, quando acrescentado à filtração de alumínio para a obtenção das
radiações de referência da norma ISO, o campo de radiação torna-se bastante
homogêneo possibilitando a utilização para calibrações e testes no determinado
campo de radiação (OLIVEIRA, et al. 2007).
Para a realização dos testes de dependência energética e angular dos dosímetros
de extremidades foram utilizadas as irradiações de referência similares a norma ISO
das séries estreita (N-narrow) e larga (W-wide). Estas qualidades foram
reproduzidas no equipamento de raios X do LCD apenas acrescentando as filtrações
dos materiais necessários e realizando as medidas das taxas de Kerma no ar. As
qualidades de irradiações utilizadas estão identificadas na Tabela 5.
49
Tabela 5 – Radiações de referêcia ISO e taxa de kerma no ar.
* A filtração inerente foi ajustada para 4 mmAl, exceto na N20;
* A taxa de K
AR
para corrente de 1 mA a 1 m de distância do ponto focal.
2.1.5.4 Irradiador Beta
Para a realização dos testes de caracterização dos detectores TL foi utilizado o
irradiador beta BSS2, padrão secundário (Figura 14), localizado no Laboratório de
Calibração de Dosímetros (LCD) do CDTN. O irradiador beta BSS2 possui três
fontes:
90
Sr/
90
Y com certificado de calibração nº CO72762-KB442 (PTB
A
, 2004);
85
Kr,
certificado nº CO72762-LB233 (PTB
B
, 2004) e
147
Pm com certificado nº CO72762-
LE494 (PTB
C
, 2004).
Para a realização do procedimento de irradiação, o sistema beta BSS2 possui filtros
de polietileno tereftalato para homogeneização do campo de radiação posicionados
a 10 cm da fonte. Estes filtros possuem características distintas para cada fonte,
sendo aplicados:
• Um filtro de 5 cm de raio com 14 mg.cm
-2
com orifício central de 0,975 cm para
fonte de
147
Pm;
• Dois filtros, sendo um com 4 cm de raio com 7 mg.cm
-2
e outro com 2,75 cm de
raio com 25 mg.cm
-2
para fonte de
85
Kr;
• Três filtros, sendo cada um com 25 mg.cm
-2
e raios de 2, 3 e 5 cm para a fonte
de
90
Sr/
90
Y.
50
O controle do nível de dose na grandeza de interesse é realizado através do tempo
de exposição e este é determinado pelo software considerando a calibração das
fontes com a utilização dos filtros homogeneizadores adequados e com correção
para as condições ambientais. A taxa de dose absorvida na profundidade de
0,07.mm, em 03/03/2003 para a fonte de
90
Sr/
90
Y na distância de 30 cm utilizando o
filtro de homogeneização foi de (11,3 ± 0,1)µGy.s
-1
, em 06/03/2003 para a fonte de
85
Kr na distância de 30 cm utilizando o filtro de homogeneização foi de (45,5 ±
0,6)µGy.s
-1
e em 03/03/2003 para a fonte de
147
Pm na distância de 20 cm utilizando
o filtro de homogeneização foi de (2,55
± 0,04)µGy.s
-1
.
Figura 14 – Irradiador beta BSS2.
51
2.2 Metodologia
Para a determinação das propriedades do sistema dosimétrico de extremidades,
torna-se necessário a utilização de normas internacionais como a ISO 12794
Individual Thermoluminescence Dosemeters for Extremities and Eye (ISO, 2000),
IEC 1066 Thermoluminescence Dosimetry Systems for Personal and Environmental
Monitoring (IEC, 1991); e para implantação de um sistema metrologicamente
confiável foi utilizada a norma ISO-GUM (BIPM, et al., 1998; INMETRO, 2007),
determinando as incertezas do sistema de medição.
2.2.1 Influência do suporte do Detector no sinal TL
Para verificação dos dados informados na literatura sobre a atenuação do sinal TL
do LiF:Mg,Ti (SQUAIR, et al. 2005) pelo material de fabricação do suporte do
detector TL, foram realizadas 4 séries de 10 leituras de detectores TL desmontados
e irradiados com 5 mGy de Kerma no ar. Estas 4 séries de leituras foram divididas
em: 1
a
sem material atenuador; 2
a
com PTFE_Teflon
Branco; 3
a
com PTFE_Teflon
Marrom e 4
a
com poliamida Kapton, todos com 5 mg.cm
-2
. O material atenuador foi
posicionado entre o detector TL e a fotomultiplicadora, sobre uma placa metálica
com orifício central de 8 mm de diâmetro posicionada acima da bandeja de
aquecimento do detector TL desmontado, conforme Figura 15. Desta forma foi
possível verificar a alteração da carga e da curva de emissão TL sem que houvesse
a alteração do perfil de aquecimento do detector.
52
Figura 15 – Posicionamento do material atenuador na
bandeja de aquecimento da leitora TL.
2.2.2 Estabilidade da Leitora TL
Para que o sistema de dosimetria TL seja confiável na medida de uma grandeza de
interesse, torna-se necessário o controle da estabilidade da leitora TL, que verifica o
sistema eletrônico da leitora TL, principalmente indicando possíveis variações de
amplificação dos tubos fotomultiplicadores.
Este controle foi realizado através da leitura de quatro cartões dosimétricos contendo
dois detectores de LiF:Mg,Ti e irradiados com uma dose absorvida no ar de 5 mGy
utilizando-se o irradiador Beta da ThermoElectron Modelo 2210 com fonte de
90
Sr/
90
Y de 18 MBq (Figura 16). O controle do nível de exposição submetido ao
dosímetro através deste irradiador ocorre com a determinação do número de
rotações realizadas, à velocidade de 1,2 rotações por minuto, com a dose de
45,11.µGy.rotação
-1
em 05/05/06. A periodicidade para verificação da estabilidade
foi de dois testes semanais.
A leitura dos cartões dosimétricos é realizada simultaneamente pelos dois tubos
fotomultiplicadores (PMT1 e PMT2) devido a presença de dois detectores TL em
cada cartão, o que permite avaliar a estabilidade destas simultaneamente.
53
Figura 16 – Irradiador de detectores TL com fonte beta de
90
Sr/
90
Y modelo
2210 da Thermo Electron.
Para verificação da estabilidade da leitora TL foi utilizado a equação 6:
REF
E
D
L
CV = (6)
onde: CV
E
- coeficiente de variação das medidas;
L - média das leituras dos cartões dosímétricos (mGy);
D
REF
- valor da dose absorvida de referência (mGy).
2.2.3 Avaliação do Hp(0,07)
A resposta TL de um dosímetro é definida como leitura do sinal TL do detector
subtraído o sinal causado pela radiação de fundo (BG – “background”). A correlação
entre a resposta do dosímetro e a grandeza operacional de interesse é obtida pela
aplicação de um algoritmo. A equação 7 mostra o algoritmo para a determinação da
grandeza equivalente de dose pessoal na profundidade de 7 mm, H
P
(0,07), onde a
resposta TL multiplicada por um coeficiente de calibração e por diversos fatores que
corrigem ou minimizam suas influencias na resposta TL, tais como desvanecimento,
dependência angular, energética, etc. Quando estes fatores não puderem ser
quantificados, deve ser avaliada a sua influência na grandeza e seus valores devem
estar dentro dos limites estabelecidos pela norma. (ISO, 2000)
54
(
)
EABDLCS
AV
P
fffffNfLH
⋅
⋅
⋅
⋅
⋅
⋅
⋅=07,0 (7)
onde: H
P
(0,07)
AV
- valor do H
P
(0,07) avaliado pelo dosímetro (mSv);
L - resposta TL do dosímetro (nC);
f
S
- fator de correção da sensibilidade individual;
N
C
- coeficiente de calibração (mSv.nC
-1
);
f
L
- fator de correção da não linearidade;
f
D
- fator de correção do desvanecimento;
f
B
- fator de correção da influência de luminosidade;
f
A
- fator de correção da dependência angular;
f
E
- fator de correção da dependência energética.
Para avaliação do H
P
(0,07) foi utilizado apenas o fator de correção da sensibilidade
individual dos dosímetros f
S
e o coeficiente de calibração N
C
; para os demais fatores
de correção foi adotado o valor 1 e o resultado dos testes são utilizados para
determinar a incerteza do sistema dosimétrico de extremidades.
2.2.3.1 Determinação do Fator de Sensibilidade Individual, f
S
A determinação do fator de sensibilidade individual é muito importante para redução
da dispersão das respostas TL para um mesmo valor de irradiação e esta
característica ocorre devido pequenas diferenças nas estruturas cristalinas, na
constituição química e formato físico do detector TL. Esta determinação do f
S
anterior à calibração do sistema oferece uma redução da dispersão dos resultados.
Foram determinados os f
S
de 30 detectores submetidos a uma irradiação de 5 mGy
de kerma no ar na fonte de
137
Cs do irradiador gama a 1,5 m de distância na
situação de equilíbrio eletrônico. Os valores dos f
S
foram calculados pela equação 8:
55
L
L
f
i
S
= (8)
onde: f
S
- fator de correção da sensibilidade individual;
L
i
- leitura do detector TL (nC);
L - média das leituras do grupo de detectores TL (nC);
2.2.3.2 Calibração do sistema em H
P
(0,07)
Para a determinação do coeficiente de calibração N
C
foram selecionados 30
detectores TL dos quais 20 foram posicionados no simulador de dedo ICRU e
irradiados com a fonte de
137
Cs do irradiador gama com um valor verdadeiro
convencional em H
P
(0,07)
REF
de 10 mSv a 1,5.m aplicando 2 mm de PMMA para
obtenção do equilíbrio eletrônico (ISO
A
, 1996). Os outros 10 detectores TL foram
utilizados para determinação da leitura dos não irradiados. Durante a leitura dos
detectores TL para determinação do N
C
foram aplicados os respectivos f
S
.
O coeficiente de calibração N
C
é obtido, para uma determinada irradiação de
referência, pela equação 9:
0
)07,0(
LL
H
N
REFP
C
−
=
(9)
onde: N
C
- coeficiente de calibração (mSv.nC
-1
)
REFP
H )07,0( - valor da grandeza de referência de interesse (mSv);
L - média das leituras dos detectores TL irradiados (nC);
0
L - média das leituras dos detectores TL não irradiados (nC).
56
2.2.3.3 Testes de Homogeneidade e Reprodutibilidade
A homogeneidade identifica o coeficiente de variação das leituras dos detectores TL
dentro de um determinado grupo ou lote. A reprodutibilidade é a verificação da
estabilidade através do coeficiente de variação das respostas de um mesmo detector
TL para várias exposições a radiação, nas mesmas condições (ISO, 2000)
(MANZOLI, CAMPOS, 2003).
Para a avaliação da homogeneidade e reprodutibilidade, 96 detectores TL foram
submetidos ao ciclo de tratamento térmico de limpeza; irradiação, tratamento térmico
pré-leitura e leitura. O procedimento de irradiação ocorreu com o valor de Kerma no
ar de 5 mGy, no feixe de
137
Cs do irradiador gama aplicando equilíbrio eletrônico.
Este ciclo foi realizado 10 vezes nas mesmas condições. A homogeneidade é
representada pelo coeficiente de variação para cada irradiação (Equação 10) e a
reprodutibilidade através do coeficiente de variação para cada detector TL
(Equação.11).
100⋅=
L
s
CV
H
(10)
onde: CV
H
- coeficiente de variação da homogeneidade (%);
s - desvio padrão das leituras do lote de detectores TL (nC);
L - média das leituras do lote de detectores TL (nC).
100
)(
⋅
+
=
i
SLi
R
L
Is
CV
(11)
onde: CV
R
- coeficiente de variação da reprodutibilidade (%);
Li
s - desvio padrão das leituras de um determinado detector TL (nC);
i
L - média das leituras de um determinado detector TL (nC);
S
I - intervalo de confiança para o desvio padrão (nC).
57
A equação para cálculo do intervalo de confiança para o desvio padrão está
apresentada abaixo:
)1(2
1
)(
−
⋅⋅=
s
Linss
n
stnI
(12)
onde: )(
ss
nI - intervalo de confiança para desvio padrão em n medidas;
n
t - valor estatístico da tabela t-student para n medidas;
Li
s - desvio padrão das medidas (nC);
s
n - quantidade de medidas realizadas.
2.2.3.4 Teste da Linearidade
Apesar da norma ISO limitar-se aos valores de 1; 10; 100 e 1000 mSv para a
avaliação da linearidade do sistema, foram irradiados 10 dosímetros com
H
P
(0,07)
REF
de 0,5; 1; 2; 5; 10; 50; 100; 500 e 1000 mSv no feixe de
137
Cs do
irradiador gama. Com os resultados são calculados o f
L
(Equação 13) e os limites
mínimos e máximos para a linearidade que correspondem a subtração e a soma do
intervalo de confiança (Equação 14): (ISO, 2000)
AVP
REFP
L
H
H
f
)07,0(
)07,0(
=
(13)
onde: f
L
- fator de correção da não linearidade;
i
AVP
H )07,0( - média das leituras para um determinado valor de H
P
(0,07)
(mSv);
REFP
H )07,0( - valor verdadeiro convencional em H
P
(0,07) irradiado
(mSv).
58
REFP
iAVP
H
IH
LN
i
)07,0(
)07,0( ±
=
(14)
onde: LN expressa o resultado da variação mínima e máxima do teste de
linearidade;
i
AVP
H )07,0( - média das leituras para um determinado valor de H
P
(0,07)
(mSv);
i
I - intervalo de confiança para a média (mSv);
REFP
H )07,0( - valor verdadeiro convencional em H
P
(0,07) irradiado
(mSv).
Através da equação 15 determina-se o intervalo de confiança, I
i
, para a média:
i
in
i
n
st
I
⋅
= (15)
onde:
i
I - intervalo de confiança para a média (mSv);
n
t - valor estatístico da tabela t-student;
i
s - desvio padrão das medidas (mSv);
i
n - número de medidas realizadas.
2.2.3.5 Teste do Desvanecimento
Para o detector TL de LiF:Mg,Ti a curva de emissão TL possui 5 picos no total,
sendo que destes, os picos 1, 2 e 3 são os que mais contribuem para o efeito do
desvanecimento por possuírem menor energia de armadilhamento (WEINSTEIN, et
al., 2003).
Para que seja reduzido o efeito do desvanecimento, sem necessidade de tratamento
térmico pré-leitura, foi adotado um método de aquisição da carga relativa a uma
única região da curva de emissão termoluminescente. Foram selecionadas duas
59
regiões de interesse (ROI) da curva de emissão TL através do software WimRems,
sendo estas relativas aos picos de emissão com alto e baixo grau de
desvanecimento compreendendo os canais 070 a 110 (ROI-1) e 110 a 190 (ROI-2)
respectivamente, de um total de 200 canais. A ROI-1 foi identificada como região de
“desvanecimento” e a ROI-2 como região de avaliação do “H
P
(0,07)”, devido a
concordância com o formato da curva de emissão após um período de 2 meses
(Figura 17). A ROI-2 representa os picos de emissão 4 e 5 do TLD-100, sendo
utilizada para a realização da avaliação do H
P
(0,07) (SQUAIR, et al. 2007).
0 20 40 60 80 100 120 140 160 180 200
0,0
2,0x10
4
4,0x10
4
6,0x10
4
8,0x10
4
1,0x10
5
1,2x10
5
1,4x10
5
1,6x10
5
ROI-2
ROI-1
Intensidade (pC)
Canais
Curva de emissão TLD-100 padrão (instantânea).
Curva de emissão TLD-100 após 60 dias.
Figura 17 – Curva de emissão do TLD-100 com desvanecimento de 60 dias.
Antes da realização dos testes recomendados pela norma ISO foi realizado um teste
adicional de desvanecimento para a ROI-1 e ROI-2 por um período de 60 dias onde
grupo de 8 dosímetros foi irradiado em
137
Cs com 5.mSv de H
P
(0,07) e armazenado
em condições padrões de temperatura e umidade antes da leitura por um período
compreendendo de 5 minutos a 60 dias. Este teste verifica o desvanecimento
relativo das leituras, considerando que o valor da leitura nas regiões, ROI-1 e ROI-2,
após 5 minutos representasse 100%.
60
Para o teste de desvanecimento, relativo a ROI-2, foram adotados dois
procedimentos recomendados pela norma ISO para verificação da variação mínima
e máxima que correspondem a subtração e a soma do intervalo de confiança: (ISO;
2000)
• Dois grupos de 10 dosímetros foram armazenados em condições padrões de
temperatura e umidade, de 18ºC a 22ºC e 55% a 75% respectivamente, por um
período de 24 horas. Em seguida, um grupo de 10 foi irradiado em
137
Cs com
5.mSv de H
P
(0,07) e os dois grupos foram armazenados em um ambiente de
condições padrões. Decorrido 30 dias da irradiação do grupo 1, ao grupo 2 foi
exposto também com 5 mSv em H
P
(0,07), voltando a armazenar os dois grupos
por 24 horas. Após este período foram realizadas as leituras de ambos os grupos
e com os resultados são calculados o f
D
(Equação 16) e os limites mínimos e
máximos permitidos (Equação 17): (ISO, 2000)
AVP
REFP
D
H
H
f
)07,0(
)07,0(
=
(16)
onde: f
D
é o fator de correção do desvanecimento para um período de 30
dias;
AVP
H )07,0( é a média das leituras do H
P
(0,07) avaliado (mSv);
REFP
H )07,0( é o valor verdadeiro convencional em H
P
(0,07) irradiado
(mSv).
REFP
iAVP
H
IH
Desv
)07,0(
)07,0( ±
=
(17)
61
onde: Desv é o resultado do teste de desvanecimento;
AVP
H )07,0( é a média das leituras do H
P
(0,07) avaliado (mSv);
i
I é o intervalo de confiança para a média (mSv) (Equação 15);
REFP
H )07,0( é o valor verdadeiro convencional em H
P
(0,07) irradiado
(mSv).
• Os dois grupos de 10 dosímetros foram armazenados em condições temperatura
e umidade, de 18ºC a 22ºC e 55% a 75%, respectivamente, por um período de
24 horas. Em seguida, um grupo de 10 foi irradiado em
137
Cs com 5.mSv de
H
P
(0,07) e os dois grupos foram armazenados em um ambiente com temperatura
de 40ºC. Decorrido 48 horas da irradiação do grupo 1, ao grupo 2 foi exposto
também com 5 mSv em H
P
(0,07), voltando a armazenar os dois grupos por 24
horas. Após este período foram realizadas as leituras de ambos os grupos e
analisadas conforme as equações 16 e 17 (ISO; 2000).
Para se obter o ambiente desejado com temperatura de 40ºC, foi utilizado o forno
PTW controlado por software e umidade relativa de 80% (Figura 18).
Figura 18 – Forno PTW automatizado.
62
2.2.3.6 Teste do Limite Inferior de Detecção
A avaliação do limite inferior de detecção L
D
foi realizada na leitora TL Harshaw 4500
através do tratamento térmico de recozimento em 30 dosímetros; em seguida, foi
realizada a leitura dos mesmos dosímetros não irradiados e calculada a média e
desvio padrão. O valor do limite inferior de detecção em termos de H
P
(0,07) foi
calculado pela equação 18:
iAVPD
IHL += )07,0( (18)
onde:
D
L é o resultado do teste de limite inferior de detcção (mSv);
AVP
H )07,0( é a média das leituras (mSv);
i
I é o intervalo de confiança para a média (mSv) (Equação 15);
2.2.3.7 Teste da Auto Irradiação
Para a avaliação do teste de auto irradiação foi realizado na leitora TL o tratamento
térmico de recozimento em 10 dosímetros, e em seguida o grupo de dosímetros, não
irradiados, foi armazenado por um período de 60 dias em condições padrão no
laboratório. Após este período foi realizado a leitura dos dosímetros e calculado o
valor de auto irradiação pela equação 19: (ISO, 2000)
BGIHAI
iAVP
−+= ))07,0(( (19)
onde: AI é o resultado do teste de auto irradiação (mSv);
AVP
H )07,0( é a média das leituras (mSv);
i
I é o intervalo de confiança para a média (mSv) (Equação 15);
BG é o valor de 0,242 mSv para radiação de fundo no período de 60
dias obtido de inúmeras medidas ambientais realizadas no local de
armazenamento (mSv).
63
2.2.3.8 Teste para Avaliação do Sinal Residual
A avaliação do sinal residual é subdividida em dois testes: o primeiro compreende a
avaliação do sinal residual sobre o limite inferior de detecção e o segundo sobre o
efeito na resposta do detector.
Para a avaliação do efeito sobre o L
D
os 10 dosímetros utilizados no teste de L
D
padrão foram submetidos ao tratamento térmico de recozimento, irradiados com
100.mSv e lidos; em seguida foi realizado novamente o teste de limite inferior de
detecção (ISO, 2000).
Para a avaliação do efeito sobre a resposta, os mesmos dosímetros foram
submetidos ao tratamento térmico de recozimento, irradiados com 100.mSv e lidos;
em seguida foram irradiados com 2 mSv e lidos novamente. Com o resultado das
leituras para irradiação de 2 mSv foi realizada a avaliação do efeito do sinal residual
sobre a resposta através da equação 20: (ISO, 2000)
REFP
iAVP
H
IH
SR
)07,0(
)07,0( ±
=
(20)
onde: SR é o resultado do teste de sinal residual (mSv)
AVP
H )07,0( é a média das leituras (mSv);
i
I é o intervalo de confiança para a média (mSv) (Equação 15);
REFP
H )07,0( é o valor verdadeiro convencional das irradiações (mSv).
2.2.3.9 Teste do Efeito de Exposição à Luz
A avaliação do efeito de exposição à luz é subdividida em dois testes, onde o
primeiro compreende a avaliação do sinal residual sobre o limite inferior de detecção
e o segundo sobre o efeito na resposta do detector.
64
Para este teste foram preparados dois grupos de 20 dosímetros. O posicionamento
para exposição à luz realizou-se através de um conjunto de quatro lâmpadas
fluorescente de 40 W tipo luz do dia a 1,0 metro de distância conforme
regulamentação nacional emitido pelo Comitê de Avaliação de Serviços de
Monitoração Individual Externa (CASMIE, 1995). A temperatura neste ponto não
ultrapassou a faixa dos 18 a 22ºC. O posicionamento utilizado para este teste é
apresentado na Figura 19.
Figura 19 – Posicionamento dos dosímetros para o
teste de exposição à luz.
Para avaliação do efeito a exposição à luz sobre os monitores não irradiados, o
grupo 1 foi exposto por 24 horas a luz enquanto o grupo 2 foi mantido no escuro e
mesmo ambiente do grupo 1. Após as 24 horas, os dois grupos foram avaliados em
conjunto e o resultado obtido através da equação 21: (ISO, 2000)
IHHEL
grupo
AVP
grupo
AVPL
D
+−=
21
)07,0()07,0( (21)
onde:
D
L
EL é o resultado do efeito da luz sobre o L
D
(mSv)
1
)07,0(
GRUPO
AVP
H é a média das leituras do grupo 1 (mSv);
2
)07,0(
GRUPO
AVP
H é a média das leituras do grupo 2 (mSv);
I
é o intervalo de confiança da média (mSv).
65
O cálculo do intervalo de confiança para médias combinadas está apresentada na
equação 22:
2
2
2
2
1
1
⋅
+
⋅
=
grupo
grupon
grupo
grupon
n
st
n
st
I
(22)
onde:
I
é o intervalo de confiança da média combinada (soma) (mSv);
n
t é o valor estatístico da tabela t-student;
1grupo
s é o desvio padrão das medidas do grupo 1 (mSv);
2grupo
s é o desvio padrão das medidas do grupo 2 (mSv);
1grupo
n é a quantidade de medidas realizadas no grupo 1.
2grupo
n é a quantidade de medidas realizadas no grupo 2.
Para avaliação do efeito a exposição à luz sobre a resposta dos monitores
irradiados, o grupo 1 foi irradiado com valor verdadeiro convencional de 2 mSv e
exposto por 24 horas a luz enquanto o grupo 2 foi mantido no escuro e mesmo
ambiente do grupo 1. Após as 24 horas, os dois grupos foram mantidos por uma
semana no escuro e em condições padrão de teste. A avaliação final foi realizada
nos dois grupos de dosímetros e o resultado apresentado através da equação 23:
(ISO, 2000)
I
H
H
EL
GRUPO
GRUPO
AVP
AVP
RESP
±=
2
1
)07,0(
)07,0(
(23)
onde: EL
RESP
é o resultado do efeito da luz sobre a resposta (mSv);
1
)07,0(
GRUPO
AVP
H é a média das leituras do grupo 1 (mSv);
2
)07,0(
GRUPO
AVP
H é a média das leituras do grupo 2 (mSv);
I
é o intervalo de confiança da média (mSv).
66
O cálculo do intervalo de confiança para médias combinadas está apresentada na
equação 24:
2
1
2
2
2
2
1
1
212
1
)07,0()07,0()07,0(
)07,0(
⋅
+
⋅
⋅=
GRUPOGRUPOGRUPO
GRUPO
AVP
grupo
grupon
AVP
grupo
grupon
AVP
AVP
H
n
st
H
n
st
H
H
I
(24)
onde:
I
é o intervalo de confiança da média combinada (divisão) (mSv);
n
t é o valor estatístico da tabela t-student;
1
)07,0(
GRUPO
AVP
H é a média das leituras do grupo 1 (mSv);
2
)07,0(
GRUPO
AVP
H é a média das leituras do grupo 2 (mSv);
1grupo
s é o desvio padrão das medidas do grupo 1 (mSv);
2grupo
s é o desvio padrão das medidas do grupo 2 (mSv);
1grupo
n é a quantidade de medidas realizadas no grupo 1.
2grupo
n é a quantidade de medidas realizadas no grupo 2.
2.2.3.10 Teste da Dependência Angular
Para a realização do teste de dependência angular foi utilizado um grupo de 10
dosímetros. Os dosímetros foram posicionados no simulador de dedo ICRU e
irradiados com energia média de 65 keV e H
P
(0,07)
REF
de 5 mSv com distância entre
ponto focal ao dosímetro de 1,0 m. (ISO, 1996) As irradiações ocorreram no
equipamento de raios X industrial AGFA do LCD, (Figura 20). O teste foi realizado
para os ângulos que variaram de 20º a 180º e -20º a -180º.
67
Figura 20 – Posicionamento dos dosímetros para o teste de dependência
angular.
Para determinar o fator de dependência angular, segundo a norma ISO, foi calculado
o valor das variações para os ângulos de 0º; 20º; 40º; 60º seguindo a equação 26
onde o ângulo de 0º é considerado a normal. (ISO, 2000)
I
H
H
D
normal
AVP
AVP
ANG
i
±
⋅
=
∑
)07,0(4
)07,0(
(26)
onde: D
ANG
é o resultado do teste de dependência angular;
i
AVP
H )07,0( é a média das leituras nos respectivos ângulos (mSv);
normal
AVP
H )07,0( é a média das leituras do ângulo normal de incidência,
0º (mSv).
I
é o intervalo de confiança da média (mSv) (Equação 25);
Para identificar o fator de dependência angular em todos os ângulos monitorados foi
utilizada a equação 27:
i
AVP
normal
AVP
A
H
H
f
)07,0(
)07,0(
=
(27)
68
onde:
A
f é o resultado do fator de correção para dep. angular em
determinado ângulo;
i
AVP
H )07,0( é a média das leituras nos respectivos ângulos (mSv);
normal
AVP
H )07,0( é a média das leituras do ângulo normal de incidência,
0º (mSv).
2.2.3.11 Teste da Dependência Energética
A avaliação da dependência energética é subdividida em dois testes, onde o
primeiro compreende a avaliação da resposta para fótons de várias energias e o
segundo para presença de radiação beta.
Para o teste de dependência energética a norma ISO 12794 exige apenas a
aplicação do teste para a energia de 15,8 keV, uma entre 30 e 40 keV, outra entre
80 e 100 keV,
137
Cs e
60
Co; a norma não especifica o uso de radiação de referência
como as recomendadas pela norma ISO 4037.
Para o teste da dependência energética para fótons foi utilizado um grupo de 10
dosímetros, posicionados no simulador de dedo ICRU e irradiados no equipamento
de raios X industrial AGFA em feixes similares ao da norma ISO (Tabela 6). (ISO,
1996)
69
Tabela 6 – Feixes de raios X similares a radiação de referência da norma ISO utilizadas.
Qualidade
Energia
Média
(keV)
Qualidade
Energia
Média
(keV)
Qualidade
Energia
Média
(keV)
Série N
16
33
48
N40
N60
65
83
100
N20
N80
N100
N120
Série W
W60
W80
W110
W150
-----
-----
45
57
79
104
-----
-----
S-Cs
S-Co
662
-----
-----
-----
Fontes
1250
-----
-----
-----
-----
-----
A avaliação de dependência energética ocorre em relação ao Coeficiente de
Calibração para a energia de 662 keV do
137
Cs. Todas as irradiações foram
realizadas com um valor verdadeiro convencional H
P
(0,07)
REF
de 5 mSv a 1 m de
distância para raios X e a 1,5 m para radiação gama (Figura 21) entre fonte e
dosímetros. O resultado do teste é obtido com a equação 28: (ISO, 2000).
REFP
iAVP
EN
H
IH
D
)07,0(
)07,0( ±
=
γ
(28)
onde: Dγ
EN
é o resultado do teste de dependência energética para fótons;
AVP
H )07,0( é a média das leituras nas respectivas energias (mSv);
i
I é o intervalo de confiança para a média (mSv) (Equação 16);
REFP
H )07,0( é o valor verdadeiro convencional em H
P
(0,07) (mSv).
70
Figura 21 – Irradiador gama e equipamento de raios X utilizados.
Para determinar o fator de dependência energético para gama f
E
foi utilizada a
equação 29:
i
AVP
REFP
E
H
H
f
)07,0(
)07,0(
=
(29)
onde:
E
f é o resultado do fator de correção para dep. energética em
determinada energia média;
i
AVP
H )07,0( é a média das leituras nas respectivas energias (mSv);
REFP
H )07,0( é o valor verdadeiro convencional em H
P
(0,07) para a
energia da radiação (mSv).
Para o teste da dependência energética de partículas beta foi utilizado o mesmo
grupo de 10 dosímetros anteriormente utilizado para fótons. Os dosímetros foram
posicionados no simulador de dedo ICRU e irradiados com o irradiador padrão
secundário BSS2 no LCD nas fontes de
90
Sr/
90
Y;
85
Kr e
147
Pm (Figura 22).
Todas as irradiações foram realizadas com um valor verdadeiro convencional
H
P
(0,07) de 5 mSv com as características de irradiação descritas na Tabela 7. O
resultado do teste é obtido com a equação 28: (ISO, 2000; ISO
B
, 1996)
REFP
iAVP
EN
H
IH
D
)07,0(
)07,0( ±
=
β
(28)
71
onde: Dβ
EN
é o resultado do teste de dependência energética para beta;
AVP
H )07,0( é a média das leituras nas respectivas energias (mSv);
i
I é o intervalo de confiança para a média (mSv) (Equação 16);
REFP
H )07,0( é o valor verdadeiro convencional em H
P
(0,07) (mSv).
Figura 22 – Irradiador beta BSS2 utilizado nas irradiações.
Tabela 7 – Característica das irradiações beta.
90
Sr/
90
Y
85
Kr
147
Pm
sim
20
Características
sim sim
Filtro de
homogeneização
Distância (m)
30 30
Fontes
72
3. RESULTADOS E DISCUSSÃO
3.1 Verificação da influência do suporte do detector na emissão TL
A atenuação produzida no sinal TL emitido pelo LiF:Mg,Ti para os três materiais de
mesma espessura está representada na variação da curva de emissão característica
do detector (Figura 23).
Figura 23 – Curvas de emissão TL atenuadas por diferentes materiais.
A atenuação produzida pelos materiais ocorre em toda a curva característica de
emissão do detector TL (TLD-100). Dentre os três materiais analisados quanto ao
valor da atenuação do sinal TL verificou-se que o mais adequado para a fabricação
do suporte do detector TL é o PTFE-Teflon
branco seguido do marrom. O Kapton
apesar de possuir características térmicas favoráveis não é viável no aspecto óptico
por produzir uma grande atenuação, praticamente tornando o sinal TL ao nível de
ruído.
Para análise quantitativa da atenuação do sinal TL produzida pelos materiais foram
utilizadas as integrais das curvas de emissão TL. Os resultados estão normalizados
73
para o valor da carga total da leitura sem material atenuador. Os resultados estão
apresentados na Figura 24.
0,0%
32,6%
64,6%
97,4%
0%
10%
20%
30%
40%
50%
60%
70%
80%
90%
100%
Atenuação
1
Materiais atenuadores
AR
PTFE-Teflon "Branco"
PTFE-Teflon "Marrom"
Kapton
Figura 24 – Atenuação da emissão TL por diferentes materiais.
Os valores das atenuações do sinal TL produzidas pelos três materiais são bastante
representativos quando comparados a intensidade de sinal sem material atenuador.
Conforme apresentado na Figura 23 o Kapton atenua praticamente todo o sinal TL,
não permitindo assim sua utilização como material para fabricação do suporte do
detector TL. Entretanto, os outros dois materiais constituídos por PTFE-Teflon
possuem atenuações representativas mas com capacidades práticas de uso. A
principal influência desta atenuação do sinal TL está relacionada com o aumento do
limite inferior de detecção do dosímetro. Assim, a escolha de um material que
proporcione uma menor atenuação é aconselhável.
Para a confecção de suportes para detectores termoluminescentes que possam ser
utilizados durante a fase de lelitura TL; que necessita de altas temperaturas; foi
verificado que o polímero PTFE-Teflon
“branco” possui a menor atenuação da
curva de emissão TL. Este resultado está em conformidade com o já descrito na
literatura (SQUAIR, 2005).
74
3.2 Estabilidade da Leitora TL
A estabilidade da leitora TL foi avaliado permanentemente através da verificação da
estabilidade das leituras de dosímetros previamente selecionados e irradiados
sempre com 5 mGy de dose absorvida no ar. Esta verificação ocorreu para as duas
fotomultiplicadoras existentes na leitora TL denominadas como PMT1 e PMT2.
A avaliação ocorreu no período de maio de 2006 até dezembro de 2007, sendo o
período total de 19 meses. Foram calculados os valores dos coeficientes de variação
e seu desvio padrão. O resultado desta verificação está apresentado através da
avaliação mensal conforme representado na Figura 25.
mai/06
jun/06
jul/06
ago/06
set/06
out/06
nov/06
dez/06
jan/07
fev/07
mar/07
abr/07
mai/07
jun/07
jul/07
ago/07
set/07
out/07
nov/07
dez/07
-15
-10
-5
0
5
10
15
Variação - (%)
D
AR
Avaliado / D
AR
Referência
Período de Controle
Fotomultiplicadora 1 (PMT1)
Fotomultiplicadora 2 (PMT2)
Figura 25 –Estabilidade da leitora TL.
Com avaliação da estabilidade das leituras TL podemos verificar que até janeiro de
2007 a PMT2 apresentava um valor médio ligeiramente superior em relação a PMT1
75
e após este período a PMT2 apresentou um valor médio ligeiramente inferior em
relação a PMT1.
Com o teste de verificação da estabilidade da leitora TL pode-se verificar que a
maior variação foi de 5,5 % durante todo o período de realização dos testes de
caracterização dos dosímetros de extremidades.
3.3 Fator de Sensibilidade Individual, f
S
O procedimento inicial de caracterização do sistema TL foi de determinar o fator de
sensibilidade individual dos detectores TL. A Tabela 8 apresenta as leituras e os f
S
individuais dos 30 detectores TL utilizados durante a realização da calibração da
leitora TL e nos testes de caracterização.
76
Tabela 8 - Fator de sensibilidade
individual.
Leitura
(nC)
1 211,6 1,050
2
222,4 1,103
3
201,3 0,998
4 199,4 0,989
5 197,1 0,978
6
197,2 0,978
7
215,7 1,070
8
199,8 0,991
9
209,3 1,038
10
213,6 1,059
11
223,3 1,108
12
208,6 1,035
13
218,0 1,081
14
193,4 0,960
15
190,6 0,945
16 192,5 0,955
17 187,3 0,929
18
191,4 0,949
19
203,0 1,007
20
191,0 0,947
21
200,7 0,996
22
205,3 1,018
23
216,9 1,076
24
220,2 1,092
25
192,0 0,952
26
200,3 0,993
27
190,8 0,947
28
180,9 0,897
29 180,4 0,895
30
194,0 0,962
Dosímetro
f
s
Os valores dos f
S
estão compreendidos entre o mínimo de 0,895 e máximo de 1,108.
Esta determinação do f
S
anterior aos processos de calibração do sistema e teste de
caracterização oferece uma redução da dispersão dos resultados das leituras.
Reduzindo assim as incertezas inerentes ao processo de leitura de detectores TL. A
incerteza do f
S
é determinado pelo teste de reprodutibilidade, que avalia a
estabilidade da resposta do detector TL.
77
3.4 Calibração do Sistema
A determinação do coeficiente de calibração N
C
, para avaliação da grandeza
operacional H
P
(0,07), foi realizada através da leitura de 20 dosímetros irradiados
com 10 mSv em H
P
(0,07)
REF
e 10 dosímetros não irradiados para avaliação do sinal
de fundo aplicando o seus respectivos f
S
. O resultado das leituras dos dosímetros
não irradiados, média e desvio padrão estão apresentados na Tabela 9.
Tabela 9 – Leituras dos
dosímetros não irradiados.
Dosímetro Leitura (nC)
21 3,8
22 2,6
23 2,3
24 2,6
25 2,9
26 3,1
27 2,4
28 3,2
29 2,0
30 2,9
Média (nC)
2,8
s (%)
18,8
O resultado da média das leituras dos dosímetros não irradiados está bastante
reduzido, representando apenas 0,8 % do valor das leituras dos dosímetros
irradiados. Este valor baixo garante uma influência desprezível na determinação do
N
C
.
O resultado das leituras dos dosímetros irradiados já com subtração do valor médio
da leitura dos dosímetros não irradiados, média e desvio padrão, estão
apresentados na Tabela 10.
78
Tabela 10 – Determinação do
Coeficiente de Calibração N
C
.
Dosímetro Leitura (nC)
1369,4
2364,2
3355,2
4350,8
5353,7
6346,4
7368,6
8347,8
9362,6
10 367,7
11 361,8
12 358,0
13 362,4
14 340,0
15 342,5
16 343,9
17 337,0
18 348,6
19 356,8
20 336,8
Média (nC)
353,7
s (%)
3,0
O N
C
para avaliação da grandeza operacional H
P
(0,07) foi determinado pelos
resultados das leituras apresentados na Tabela 10 relativos a irradiação de 10 mSv
no feixe de
137
Cs. O valor do N
C
encontrado foi de 28,272 µSv.nC
-1
com incerteza
expandida de 6,95 % com k igual a 2 para um intervalo de confiança de 95,45 %.
3.5 Testes de caracterização dos Dosímetros TL
Os resultados dos testes de caracterização realizados no sistema de monitoração
individual de extremidades, utilizando como base a norma ISO 12794 (ISO, 2000),
estão apresentados abaixo.
79
3.5.1 Homogeneidade e Reprodutibilidade
A Tabela 11 apresenta as médias e os respectivos desvios padrões e CV
H
das 10
leituras do lote de 96 detectores TL para avaliação da homogeneidade. A Tabela 12
apresenta as médias, respectivos desvios padrões, intervalos de confiança e CV
R
e
a Figura 26 apresenta um histograma dos resultados da reprodutibilidade, ambos
relativos ao lote de 96 detectores TL.
Tabela 11 – Resultado do teste de homogeneidade.
5,2 4,8 5,2 4,8
15 15,8 15,3
CV
H
(%)
4,4 4,4 4,4 4,8 5,2 4,8
15 15,6 14,6 16
s (nC)
13,8 14,4 14
308,2 311,6 303,6 318,1
8
a.
9
a.
10
a.
Média (nC)
314,8 327,2 317,7 311,8 300,7 304
4
a.
5
a.
6
a.
7
a.
Irradiação
1
a.
2
a.
3
a.
A avaliação da homogeneidade representada pelo CV
H
indicou que o grupo dos 96
detectores TL possui resposta bastante similar para 10 leituras. O valor avaliado de
homogeneidade do lote de detectores TL não excede 5,2 %; atendendo os critérios
de aceitação estabelecidos pela ISO para o coeficiente de variação de até 15 %
(ISO, 2000).
80
Tabela 12 – Teste de reprodutibilidade.
Média
s
EI
I
S
CV
R
Média
s
EI
I
S
CV
R
(nC) (nC) (nC) (%) (nC) (nC) (nC) (%)
1
335,3 9,3 5,0 4,3
49
328,6 5,8 3,1 2,7
2
348,7 7,0 3,7 3,1
50
292,7 9,7 5,2 5,1
3
319,1 8,3 4,4 4,0
51
306,3 6,0 3,2 3,0
4
316,9 9,4 5,0 4,5
52
299,0 4,7 2,5 2,4
5
316,5 11,2 6,0 5,4
53
305,6 8,1 4,3 4,0
6
309,6 7,4 4,0 3,7
54
302,6 8,3 4,4 4,2
7
336,9 8,2 4,4 3,7
55
324,9 8,9 4,7 4,2
8
313,1 6,9 3,7 3,4
56
312,0 11,0 5,9 5,4
9
323,7 5,3 2,8 2,5
57
319,9 7,6 4,1 3,6
10
329,4 5,2 2,8 2,4
58
314,6 8,0 4,3 3,9
11
339,6 7,2 3,8 3,3
59
317,3 12,1 6,5 5,9
12
320,1 5,4 2,9 2,6
60
322,0 7,4 4,0 3,5
13
337,4 5,5 2,9 2,5
61
320,6 10,7 5,7 5,1
14
306,6 9,2 4,9 4,6
62
316,8 9,9 5,3 4,8
15
304,2 9,0 4,8 4,5
63
294,5 7,7 4,1 4,0
16
309,8 12,4 6,6 6,1
64
286,6 8,4 4,5 4,5
17
298,7 10,9 5,8 5,6
65
309,5 8,0 4,2 4,0
18
302,7 7,4 3,9 3,7
66
304,0 6,8 3,6 3,4
19
326,1 12,4 6,6 5,9
67
297,9 7,1 3,8 3,6
20
301,5 9,1 4,9 4,6
68
284,5 5,1 2,7 2,7
21
314,3 8,4 4,5 4,1
69
307,3 7,3 3,9 3,6
22
318,0 5,1 2,7 2,5
70
295,6 11,2 5,9 5,8
23
342,5 8,6 4,6 3,9
71
315,3 9,6 5,1 4,7
24
336,0 7,3 3,9 3,3
72
336,5 6,1 3,2 2,8
25
295,4 4,6 2,4 2,4
73
327,1 6,6 3,5 3,1
26
312,9 7,1 3,8 3,5
74
319,3 11,5 6,1 5,5
27
300,3 8,4 4,5 4,3
75
299,4 7,5 4,0 3,8
28
293,9 18,2 9,7 9,5
76
292,0 8,5 4,5 4,4
29
289,7 12,1 6,4 6,4
77
302,6 7,6 4,0 3,8
30
301,0 8,3 4,4 4,2
78
283,0 7,3 3,9 4,0
31
303,4 14,8 7,9 7,5
79
306,6 9,1 4,8 4,5
32
287,5 9,5 5,0 5,0
80
303,1 8,3 4,4 4,2
33
317,6 12,5 6,7 6,0
81
326,4 11,6 6,2 5,5
34
322,2 8,7 4,7 4,2
82
308,0 10,9 5,8 5,4
35
328,8 7,6 4,0 3,5
83
334,3 9,7 5,2 4,4
36
330,2 5,3 2,8 2,4
84
316,1 9,1 4,9 4,4
37
307,2 6,5 3,4 3,2
85
318,8 7,6 4,0 3,6
38
310,2 5,6 3,0 2,8
86
291,6 5,9 3,1 3,1
39
313,7 7,5 4,0 3,7
87
319,6 8,2 4,4 3,9
40
316,8 7,8 4,1 3,8
88
335,3 10,8 5,7 4,9
41
297,5 12,2 6,5 6,3
89
310,0 17,1 9,1 8,5
42
304,4 5,6 3,0 2,8
90
283,9 10,0 5,3 5,4
43
301,1 6,5 3,5 3,3
91
307,1 12,1 6,4 6,0
44
286,6 9,9 5,3 5,3
92
323,0 13,5 7,2 6,4
45
307,0 8,8 4,7 4,4
93
318,6 8,1 4,3 3,9
46
302,3 7,9 4,2 4,0
94
308,4 8,1 4,3 4,0
47
308,9 11,6 6,2 5,8
95
306,6 10,1 5,4 5,1
48
321,0 6,4 3,4 3,1
96
309,2 10,5 5,6 5,2
DosímetroDosímetro
81
012345678910
0
1
2
3
4
5
6
7
8
9
10
11
12
13
14
Número de Dosímetros
CV
R
- (%)
Figura 26 – Histograma de reprodutibilidade para todo grupo de detectores TL.
Através da avaliação da reprodutibilidade representada pelo CV
R
verificou-se que
para o lote de 96 detectores TL o detector que obteve pior resultado foi o dosímetro
28 com o CV
R
de 9,5 %. Entretanto, apenas três detectores TL obtiveram resultados
do CV
R
superiores a 6,5 %. A distribuição dos resultados ocorreu entre 2,5 % e
6,5.%, atendendo os critérios de aceitação estabelecidos pela ISO para o coeficiente
de variação de até 10 % (ISO, 2000).
3.5.2 Linearidade
O resultado do teste de linearidade está apresentado na Tabela 13 e Figura 27. A
Tabela 13 apresenta os valores verdadeiros convencionais de H
P
(0,07), média dos
valores avaliados, desvio padrão das leituras, intervalo de confiança das medidas, f
L
e resultado informando a variação mínima e máxima para a faixa de dose
compreendida entre 0,5 a 1000 mSv.
82
Tabela 13 – Teste da resposta do dosímetro de extremidades quanto a linearidade.
H
P
(0,07)
REF
H
P
(0,07)
AV
s
I
s
(mSv) (mSv) (mSv) (mSv) Min. Max.
0,5
0,541 0,014 0,007 0,924 1,067 1,097
1,0
1,023 0,030 0,016 0,978 1,007 1,039
2,0
2,018 0,079 0,042 0,991 0,988 1,030
5,0
5,001 0,091 0,048 1,000 0,991 1,010
10,0
10,07 0,38 0,201 0,993 0,987 1,027
50,0
50,61 2,02 1,077 0,988 0,991 1,034
100,0
97,5 4,9 2,605 1,026 0,949 1,001
500,0
495,6 7,1 3,797 1,009 0,984 0,999
1000,0
998,1 23,9 12,726 1,002 0,985 1,011
LN
f
L
O fator f
L
de maior influência para correção da não linearidade do sistema
dosimétrico encontrado foi de 0,924 para o H
P
(0,07)
REF
de 0,5 mSv, caso onde o
valor do H
P
(0,07)
AV
superestima o H
P
(0,07)
REF
em 9,7 % quando considerado o
resultado da variação máxima. Entretanto, este resultado era esperado devido a
influência do ruído de fundo sobre a leitura. Para os demais níveis de H
P
(0,07)
avaliados os valores do f
L
estão bastante próximos de 1,0 indicando uma boa
linearidade do sistema dosimétrico.
A Figura 27 apresenta a diferença entre o H
P
(0,07)
AV
e o H
P
(0,07)
REF
para cada valor
de H
P
(0,07) avaliado, identificando o valor do desvio padrão das média das leituras.
83
0,1 1 10 100 1000
0,85
0,90
0,95
1,00
1,05
1,10
1,15
H
P
(0,07)
AV
/ H
P
(0,07)
REF
H
P
(0,07)
REF
(mSv)
Figura 27 – Linearidade da resposta do detector TL em H
P
(0,07).
A avaliação do teste de linearidade indica que o sistema não possui tendência para
superestimar ou subestimar no intervalo de dose investigado os resultados das
leituras, exceto para o valor de 0,5.mSv, que ocorre devido sua proximidade com o
limite inferior de detecção. Os desvios padrões das leituras identificados na Figura
27 estão de acordo com os valores de reprodutibilidade dos detectores TL, sendo no
máximo de 4,90 % para 100 mSv.
O teste de linearidade obteve como variação mínima 0,949 e máxima de 1,097,
atendendo os critérios de aceitação estabelecidos pela ISO de 0,90 e 1,10
respectivamente (ISO, 2000).
3.5.3 Desvanecimento
O resultado do teste adicional para verificação do efeito do desvanecimento para as
duas regiões de interesse selecionadas (ROI-1 e ROI-2) em um período de 60 dias,
84
está apresentado na Tabela 14 e Figura 28 através da intensidade relativa das
leituras dos dosímetros nos tempos avaliados.
Tabela 14 – Variação do sinal TL nas duas
regiões (ROI-1 e ROI-2) em função do tempo de
armazenamento.
ROI-1 ROI-2
0,08 100,0 100,0
0,50 97,9 100,0
1,00 94,3 100,3
2,00 90,7 100,3
3,00 85,3 101,9
4,00 82,8 101,7
14,00 61,4 101,5
16,00 58,5 101,5
20,00 53,4 102,1
24,00 46,7 101,8
72,00 26,9 102,1
168,00 13,8 101,5
720,00 6,0 97,3
1440,00 0,0 97,3
Tempo (h)
Intensidade (%)
85
0 5 10 15 20 25 30 35 40 45 50 55 60
0
10
20
30
40
50
60
70
80
90
100
Intensidade Relativa (%)
Tempo decorrido (dias)
ROI-1
ROI-2
Figura 28 – Desvanecimento do sinal TL em função do tempo de armazenamento.
Verificou-se que o sinal TL da ROI-2 possui um desvanecimento de 2,7 % para o
período de 30 e 60 dias e de 94 a 100 % para a ROI-1. Esta característica ocorre
devido os níveis energéticos de armadilhamento dos elétrons no cristal de LiF:Mg,Ti.
Este teste indica que a técnica utilizada de leitura por determinação de regiões de
interesse, neste caso a ROI-2, permite a realização de leituras dos dosímetros sem
necessidade de tratamentos térmicos pré-leitura, garantindo um pequeno efeito de
desvanecimento na avaliação do H
P
(0,07).
A avaliação do desvanecimento foi realizada através de dois procedimentos. O
primeiro foi a avaliação do desvanecimento à temperatura padrão, por um período
de 30 dias, e a segunda para armazenamento dos dosímetros a uma temperatura de
40 ºC por 48 horas. Os resultados estão descritos nas tabelas 14 e 15, identificando
o grupo de dosímetros com as respectivas leituras médias e o resultado do limite
máximo e mínimo avaliado.
Os resultados do teste de desvanecimento para o procedimento com
armazenamento dos dosímetros por um período de 30 dias está descrito na Tabela
86
15; e para o procedimento com período de armazenamento de 24 horas estão
descritos na Tabela 16.
Tabela 15 – Parâmetros para determinação do desvanecimento de
dosímetros irradiados com 5 mSv e armazenados por 30 dias a
condições padrões de temperatura.
H
P
(0,07)
AV
s
I
S
(
mSv
)
(
mSv
)
(
mSv
)
Mín. Máx.
Grupo
f
D
Desv
1
2
5,06
1,03
0,99
0,96 0,99
0,06
4,86 0,12 0,09
1,00 1,020,08
Tabela 16 – Parâmetros para determinação do desvanecimento de
dosímetros irradiados com 5 mSv e armazenados por 48 horas a
temperatura de 40 ºC.
H
P
(0,07)
AV
s
I
S
(mSv) (mSv) (mSv) Mín. Máx.
1,00 0,99 1,01
2
5,04 0,10 0,07 0,99 0,99 1,02
1
4,98 0,07 0,05
Grupo
f
D
Desv
Comparando-se o resultado dos dois testes verifica-se que o efeito do
desvanecimento foi maior quando o dosímetro foi armazenado pelo período de 30
dias em condições padrões de temperatura. O f
D
de maior influência para correção
do desvanecimento do sistema dosimétrico encontrado foi de 1,03 com variação
mínima, subestimação, de 4 %. Este resultado indica que para o período de 30 dias
o dosímetro na pior situação perderá por efeito de desvanecimento apenas 4 % do
sinal TL.
O primeiro procedimento de teste do desvanecimento obteve variação mínima de
0,96 e máxima de 1,02, cujo limite de aceitação é de 0,95 e 1,05; o segundo
procedimento obteve variação mínima de 0,99 e máxima de 1,02, cujo limite de
aceitação é de 0,90 e 1,10; ambos atendendo os critérios de aceitação
estabelecidos pela ISO (ISO, 2000).
87
3.5.4 Limite inferior de detecção
A determinação do limite inferior de detecção (L
D
) foi realizada através da análise da
média e desvio padrão dos valores avaliados para as respostas dos dosímetros não
irradiados. A Figura 29 apresenta individualmente os valores de H
P
(0,07) avaliados
para os 30 dosímetros não irradiados e fornece informações dos parâmetros para
determinação do L
D
e o seu resultado em termos de H
P
(0,07).
0 5 10 15 20 25 30
0,00
0,02
0,04
0,06
0,08
0,10
0,12
H
P
(0,07) - (mSv)
Dosímetro
Figura 29 – Leitura de dosímetros não irradiados.
Os valores das leituras individuais dos dosímetros não são homogêneas, possuindo
variações de leitura entre 0,049 e 0,105 mSv. Esta característica ocorre pois os
níveis dos sinais TL avaliados estão muito próximos dos níveis de ruído da leitora TL
e podem existir pequenas diferenças na estrutura física e química dos dosímetros
TL.
88
Tabela 17 – Parâmetros para determinação do L
D
do
sistema TL em H
P
(0,07).
Média s
I
i
L
D
mSv mSv mSv mSv
0,005 0,078
t-student
2,0500,072 0,015
O resultado obtido para o limite inferior de detecção do sistema em termos de
H
P
(0,07) foi de 0,078 mSv, atendendo o critério do limite máximo permitido de 1.mSv
estabelecido pela norma ISO (ISO, 2000).
3.5.5 Auto-irradiação
A determinação do valor da auto-irradiação do dosímetro de extremidades está
apresentado na Tabela 18 que identifica o valor médio para o H
P
(0,07)
AV
, valor da
radiação de fundo para o período relativo ao local de armazenamento e o resultado
do teste. O valor utilizado como radiação de fundo foi determinado por medidas
ambientais periódicas realizadas no laboratório de dosimetria termoluminescente,
local onde foram armazenados os detectores por um período de 60 dias.
Tabela 18 –Parâmetros para determinação da
auto-irradiação.
O valor médio do H
P
(0,07)
AV
avaliado é aproximadamente o mesmo do valor da
radiação de fundo para o local de armazenamento do dosímetro. O valor da auto-
irradiação encontrado foi de 0,026 mSv, bastante abaixo do limite máximo permitido
de 2 mSv estabelecido pela norma ISO (ISO, 2000).
89
3.5.6 Influência do Sinal residual
3.5.6.1 Efeito sobre o limite de detecção
O resultado do teste para determinação do limite de detecção após irradiação de
100 mSv está apresentado na Tabela 19 identificando a média do H
P
(0,07)
AV
, desvio
padrão e resultado do teste. A Figura 30 apresenta as leituras individuais dos
dosímetros do teste de sinal residual comparativamente com o resultado dos
dosímetros do limite inferior de detecção padrão.
12345678910
0,00
0,02
0,04
0,06
0,08
0,10
0,12
H
P
(0,07)
AV
(mSv)
Dosímetro
H
P
(0,07)
AV
para L
D
padrão.
H
P
(0,07)
AV
para L
D
após irradiação de 100 mSv.
Figura 30 – Comparação entre resultados das leituras individuais do L
D
padrão e
pós-irradiação de 100 mSv.
Os valores das leituras individuais dos dosímetros após a irradiação de 100 mSv não
apresentam alterações estatísticas significativas (p=0,319) em relação a leitura
durante o teste de limite inferior de detecção padrão, indicando que os dosímetros
que apresentaram o menor e maior valor de leitura no teste padrão continuaram
90
sendo os valores mínimos e máximos mesmo após este teste, dosímetro 9 e 1
respectivamente.
Tabela 19 – Parâmetros para determinação do L
D
do
sistema TL em H
P
(0,07) após irradiação de 100 mSv.
Apesar do acréscimo de 10,3 % sobre o valor do L
D
padrão, este resultado atende
ao critério de 1 mSv para o limite inferior de detecção do sistema L
D
, estabelecido
pela norma ISO (ISO, 2000).
3.5.6.2 Efeito sobre a resposta dos detectores
O resultado do teste para determinação do efeito do sinal residual na resposta dos
detectores para uma irradiação de 2 mSv, após irradiação de 100 mSv, está
apresentado na Tabela 20 através da identificação da média do H
P
(0,07)
AV
, desvio
padrão e valor máximo e mínimo permitido. A Figura 31 apresenta o valor do
H
P
(0,07)
AV
normalizado em relação ao H
P
(0,07)
REF
.
91
012345678910
0,85
0,90
0,95
1,00
1,05
1,10
1,15
H
P
(0,07)
AV
(mSv)
H
P
(0,07)
REF
(mSv)
Dosímetro
Figura 31 – Avaliação do efeito do sinal residual na resposta para 2 mSv.
O valor de maior superestimação foi de 4,4 % para o dosímetro 6 e de 4,7 % para
subestimação do dosímetro 8. Analisando a resposta de todos dosímetros verifica-se
que não houve tendência nos resultados para superestimar o H
P
(0,07)
AV
.
Tabela 20 – Parâmetros para determinação do efeito na
resposta do sistema após irradiação de 100 mSv.
Os resultados apresentados pela Tabela 20 e Figura 31 apresentam que os
dosímetros possuem respostas adequadas aos critérios estabelecidos para o teste
de sinal residual com valores mínimos e máximos de 0,983 e 1,025, compreendidos
entre os limites de 0,90 e 1,10 estabelecidos pela norma ISO (ISO, 2000).
92
3.5.7 Efeito da exposição a luz
3.5.7.1 Efeito sobre detectores não irradiados
A verificação do efeito da exposição a luz no limite inferior de detecção está
apresentado na Tabela 21 através do resultado individual das avaliação dos dois
grupos de 20 dosímetros onde o grupo 1 foi submetido a exposição à luz e o grupo 2
mantido no mesmo ambiente no escuro. A Figura 32 apresenta graficamente os
valores das leituras individuais dos dosímetros dos grupos 1 e 2 submetidos ao
teste, comparadas a leitura dos dosímetros durante o teste de L
D
padrão.
1234567891011121314151617181920
0,00
0,05
0,10
0,15
H
P
(0,07)
AV
(mSv)
Dosímetros
Dosímetros expostos a luz.
Dosímetros não expostos a luz.
Figura 32 – Resultados de leituras individuais dos dosímetros para verificação de alteração
do L
D
quando expostos a luz.
Os valores das leituras individuais dos dosímetros após a exposição a luz não
apresentaram alterações significativas quando comparados com os valores das
leituras dos dosímetros não expostos a luz. A maior diferença encontrada entre o
dosímetro exposto e o não exposto a luz foi de 29 % para o dosímetro 14.
93
Entretanto, ao aplicarmos testes estatísticos, verificamos que a diferença entre as
distribuições das leituras obtidas para os dosímetros expostos a luz e para os não
expostos, não é estatisticamente significante (p=0,158), demonstrando que não há
influência significativa da exposição a luz nos resultados das leituras.
Tabela 21 – Resultado das leituras do teste
de exposição a luz sobre o L
D
.
GRUPO 1 GRUPO 2
1
0,121 0,110
2
0,081 0,082
3
0,072 0,069
4
0,068 0,072
5
0,086 0,084
6
0,079 0,081
7
0,071 0,078
8
0,096 0,079
9
0,062 0,071
10
0,088 0,076
11
0,071 0,066
12
0,088 0,088
13
0,066 0,062
14
0,071 0,055
15
0,066 0,072
16
0,075 0,072
17
0,069 0,072
18
0,085 0,080
19
0,062 0,060
20
0,060 0,063
Média
0,077 0,075
s
0,015 0,012
I
i
0,009
Dosímetros
H
P
(0,07)
AV
(mSv)
O teste de exposição a luz obteve leituras médias dos dois grupos bastante
próximas, sendo uma diferença de apenas 2,6 %, com desvio padrão de 24,7 %.
O resultado encontrado para o teste do efeito a exposição da luz sobre dosímetros
não irradiados é de um acréscimo de 0,011 mSv no sinal TL, sendo bastante inferior
ao limite de 1 mSv estabelecido pela norma ISO (ISO, 2000).
94
3.5.7.2 Efeito sobre a resposta dos detectores
A verificação do efeito da exposição a luz na resposta do dosímetro está
apresentada na Tabela 22 através do resultado individual dos H
P
(0,07)
AV
dos dois
grupos de 20 dosímetros irradiados com 2 mSv em H
P
(0,07)
REF
onde o grupo 1 foi
submetido a exposição à luz e o grupo 2 mantido no mesmo ambiente no escuro; e a
Figura 33 apresenta graficamente o resultado das leituras individuais dos dois
grupos de dosímetros.
1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20
0,0
0,5
1,0
1,5
2,0
2,5
3,0
H
P
(0,07)
AV
(mSv)
Dosímetros
Dosímetro não exposto a luz.
Dosímetro exposto a luz.
Figura 33 – Resultados de leituras individuais dos dosímetros para verificação de alteração
da resposta quando expostos a luz.
Os valores das leituras individuais dos dosímetros após a exposição a luz não
apresentaram alterações significativas quando comparadas com os valores dos
dosímetros não expostos a luz. A maior diferença individual ocorreu para o
dosímetro 18 com 5,98 % de diferença. Entretanto, ao aplicarmos testes estatísticos,
verificamos que a diferença entre as distribuições das leituras obtidas para os
dosímetros expostos a luz e para os não expostos, não é estatisticamente
95
significante (p=0,204), demonstrando que não há influência significativa da
exposição a luz nos resultados das leituras.
Tabela 22 – Resultado das leituras do teste
de exposição a luz sobre a resposta dos
dosímetros.
GRUPO 1 GRUPO 2
1
2,062 2,165
2
2,073 2,114
3
1,995 1,955
4
2,002 1,942
5
2,137 2,223
6
2,024 1,964
7
1,934 1,915
8
2,020 2,142
9
2,023 2,094
10
1,985 1,946
11
2,103 2,146
12
2,135 2,199
13
2,075 2,158
14
1,922 1,845
15
2,116 2,095
16
1,984 1,944
17
1,992 2,052
18
2,142 2,270
19
2,044 2,064
20
1,920 1,857
Média
2,035 2,054
s
0,070 0,125
I
i
Dosímetros
H
P
(0,07)
AV
(mSv)
0,032
Comparando-se a média das leituras dos grupos 1 e 2 verifica-se que o conjunto de
dosímetros exposto a luz obteve um resultado de apenas 0,93 % superior ao não
exposto com um desvio padrão de 14,3 %. Este resultado indica que não há
influência significativa na resposta dos dosímetros devido à exposição à luz, onde,
para a Tabela 22 calculando-se o EL
RESP
o valor mínimo e máximo é de 0,958 e
1,023, dentro do 0,90 e 1,10 estabelecido pela norma ISO (ISO, 2000).
96
3.5.8 Dependência angular
A verificação da dependência angular na resposta do dosímetro está apresentado na
Tabela 23 para os 4 ângulos exigidos pela norma ISO. Entretanto, foram realizados
testes de dependência angular para valores de ângulos de incidência do campo de
radiação superior ao exigido pela norma para determinação do f
A
. O resultado deste
teste está apresentado na Tabela 23 e Figura 34 apresentando os valores da
dependência angular relativos a resposta do dosímetro irradiado no ângulo de 0º.
Tabela 23 – Leituras do teste de dependência angular para os
ângulos compreendidos entre 0º e 60º.
0º 20º 40º 60º
1
6,020 5,794 5,861 5,654
2
6,278 6,298 6,201 6,014
3
6,553 6,502 6,422 6,189
4
6,618 6,597 6,424 6,302
5
6,535 6,387 6,346 6,119
6
6,771 6,942 6,678 6,596
7
6,447 6,394 6,243 6,133
8
5,883 5,968 5,842 5,704
9
6,405 6,643 6,463 6,616
10
5,998 5,933 5,825 5,715
Média
6,351 6,346 6,231 6,104
s
0,297 0,358 0,297 0,345
I
i
Dosímetro
H
P
(0,07)
AV
(mSv)
0,038
Máximo
D
ANG
Mínimo
0,948 1,023
Os dosímetros foram irradiados com 5 mSv em H
P
(0,07) no campo de raios X com
energia média de 65 keV, sendo que este fato implica diretamente na resposta dos
dosímetros que registraram um valor médio de 6,4 mSv para o ângulo de 0º devido
sua dependência energética para esta energia.
Verifica-se que quanto maior o ângulo em relação à normal (0º) a leitura do
dosímetro é reduzida, produzindo assim uma subestimação do resultado da leitura.
Entretanto, na Tabela 23 estão calculados os valores mínimos e máximos de 0,948 e
1,023 para a dependência angular, demonstrando que o resultado atende os limites
estabelecidos pela norma ISO de 0,85 e 1,15 (ISO, 2000).
97
Figura 34 – Dependência angular da resposta do dosímetro de extremidades.
A resposta do dosímetro apresenta uma redução para ângulos diferentes da normal.
Entretanto, estes valores são mais representativos após o ângulo de 80º e tendo a
maior perda da resposta para o ângulo de 180º de 29,2 %.
98
Tabela 24 – Determinação dos f
A
para
ângulos de irradiação entre 0º e 340º.
H
P
(0,07)
AV
s
(mSv) mSv
0º
6,351 0,297 1,000
20º
6,346 0,358 1,001
40º
6,231 0,297 1,019
60º
6,104 0,345 1,040
80º
5,984 0,257 1,061
90º
5,677 0,340 1,119
100º
5,528 0,239 1,149
120º
5,492 0,394 1,156
140º
4,940 0,209 1,286
160º
4,510 0,219 1,408
180º
4,499 0,241 1,412
200º
4,530 0,242 1,402
220º
4,963 0,265 1,280
240º
5,515 0,392 1,152
260º
5,554 0,301 1,144
270º
5,703 0,387 1,114
280º
6,013 0,352 1,056
300º
6,132 0,396 1,036
320º
6,259 0,362 1,015
340º
6,374 0,393 0,996
Posição
f
A
A dependência angular para os ângulos compreendidos entre 0º e 180º são
próximas a dos ângulos compreendidos entre 180º e 340º. Isto ocorre devido o
dosímetro ser um anel e o fantoma ICRU utilizado possuir a forma circular de um
dedo. Este formato permite que para ângulos simétricos em relação a normal a
resposta do dosímetro seja praticamente a mesma.
3.5.9 Dependência energética
3.5.9.1 Fótons
A verificação da dependência energética para fótons está apresentada na Tabela 25
e Tabela 26 através do resultado das leituras individuais, média e o cálculo da Dγ
EN
mínima e máxima para os 10 dosímetros irradiados em H
P
(0,07)
REF
com 5 mSv para
todas energias similares às qualidades de radiação da norma ISO 4037. O fator de
99
correção para a dependência energética está apresentado na Tabela 27
apresentando o H
P
(0,07)
AV
médio, desvio padrão e o resultado do f
E
para cada
energia média.
Os resultados das leituras das diversas energias em relação a energia de calibração
de 662 keV do
137
Cs estão representadas em um gráfico apresentando a intensidade
relativa da resposta em função da energia da radiação (Figura 35). Todos os valores
apresentados de dependência energética são relativos à calibração em energia de
662 keV do
137
Cs (S-Cs).
Tabela 25 – Dependência energética para fótons em espectros estreitos (N).
A leitura com maior diferença entre o valor do H
P
(0,07)
REF
de 5 mSv foi para a
energia média de 33 keV (N40) com 7,2 mSv e menor diferença para a energia
média de 100 keV (N120) com 5,5 mSv; sendo o desvio padrão das medidas
menores que 5 %.
O valor para a Dγ
EN
mínima encontrada foi de 1,21 para energia média de 65 keV
(N80) e máxima de 1,49 para energia média de 33 keV (N40). Os valores
encontrados estão dentro dos limites estabelecidos pela norma ISO de 0,50 e 1,50
(ISO, 2000).
100
Tabela 26 – Dependência energética para fótons em espectros largos (W). e
fontes (S).
A leitura com maior diferença entre o valor do H
P
(0,07)
REF
de 5 mSv foi para a
energia média de 45 keV (W60) com 6,9 mSv e menor diferença para a energia
média de 1250 keV (S-Co) com 4,9 mSv; sendo o desvio padrão das medidas
inferiores a 5 %.
O valor para a Dγ
EN
mínima encontrada foi de 0,97 para energia média de 1250.keV
(S-Co) e máxima de 1,42 para energia média de 45 keV (W60). Os valores
encontrados estão dentro dos limites estabelecidos pela norma ISO de 0,50 e 1,50
(ISO, 2000).
101
Tabela 27 – Determinação dos f
E
para energias
referentes a espectros estreitos (N), largos (W). e
fontes (S).
Energia
H
P
(0,07)
AV
s
média (mSv) (mSv)
16 keV (N20)
6,431 0,252 0,792
33 keV (N40)
7,195 0,340 0,708
45 keV (W60)
6,858 0,320 0,743
48 keV (N60)
6,893 0,282 0,739
57 keV (W80)
6,373 0,299 0,799
65 keV (N80)
6,192 0,221 0,823
79 keV (W110)
5,700 0,258 0,894
83 keV (N100)
5,846 0,277 0,871
100 keV (N120)
5,451 0,279 0,935
104 keV (W150)
5,560 0,226 0,916
662 keV (S-Cs)
5,094 0,158 1,000
1250 keV (S-Co)
4,942 0,149 1,031
f
E
Os fatores encontrados da dependência energética f
E
são para correção da
superestimação e subestimação gerada pelas diferentes energias de radiação
comparadas a utilizada durante o processo de calibração do dosímetro na energia
de 662 keV do
137
Cs. O maior fator f
E
para correção de superestimativa é de 0,71
para a energia média de 33 keV (N40) e de subestimativa de 1,03 para energia
média de 1250 keV (S-Co).
102
10 100 1000
0,9
1,0
1,1
1,2
1,3
1,4
1,5
W150
W110
W80
W60
S-Co
S-Cs
N120
N100
N80
N60
N40
N20
Intensidade Relativa a
Energia do
137
Cs (S-Cs)
Energia (keV)
Série de Espectro Estreito (N-Narrow)
Série de Espectro Largo (W-Wide)
Fonte Radioativa (S-Source)
Figura 35 – Dependência energética do dosímetro de extremidades para fótons.
Através da Figura 35 verifica-se que a dependência energética aumenta com a
redução da energia atingindo máximo de 41 % na energia média de 33 keV (N40) e
reduzindo para a energia média de 16 keV (N20). Também não há grandes
diferenças nos resultados encontrados para o teste entre as radiações similares às
qualidades N e W da norma ISO.
Com o estabelecimento da curva de dependência energética do sistema dosimétrico
de extremidades, é possível verificar que para situações de monitoração pessoal
onde os campos de radiações possuem baixa energia, como encontrado na área de
radiologia diagnostica e intervencionista, tornando-se apropriado a alteração da
energia de referência do algoritmo de avaliação de dose de 662 keV do
137
Cs para a
qualidade N80 com 65 keV.
103
3.5.9.2 Betas
A verificação da dependência energética para radiações beta está apresentada na
Tabela 28 através do resultado das leituras individuais, média e o cálculo da D
βEN
mínima e máxima para os 10 dosímetros irradiados em H
P
(0,07)
REF
com 5 mSv em
fontes beta requisitadas pela norma ISO.
Os resultados das leituras das três energias de radiação beta utilizadas em relação a
energia de calibração de 662 keV do
137
Cs estão representadas em um gráfico
apresentando a intensidade relativa da resposta em função da energia da radiação
(Figura 36).
Tabela 28 – Leituras do teste de dependência energética para radiação
beta.
90
Sr/
90
Y
85
Kr
147
Pm
E
máx
= 2274 keV E
máx
= 763 keV E
máx
= 225 keV
4,447 1,100 0,120
4,651 1,105 0,091
4,741 1,114 0,152
4,865 1,140 0,088
4,693 1,090 0,073
4,948 1,112 0,102
4,588 1,143 0,073
4,308 1,118 0,072
4,856 1,135 0,064
4,632 1,640 0,073
4,676 1,115 0,113
0,176 0,018 0,030
0,126 0,013 0,022
Mín.
0,910 0,220 0,018
Máx.
0,960 0,225 0,027
D
βEN
H
P
(0,07)
AV
(mSv)
10
Média
s
I
i
6
7
8
9
2
3
4
5
Dosímetro
1
A resposta do dosímetro para radiações beta de baixa energia é muito reduzida,
sendo de apenas 22,3 % para a fonte de
85
Kr e 2,3 % para o
147
Pm. Os valores da
D
βEN
mínimo de 0,22 e 0,02, e máximo de 0,23 e 0,03, para as respectivas fontes de
85
Kr e
147
Pm, apresentam que os dosímetros não possuem respostas dentro dos
limites entre 0,50 e 1,50 estabelecidos pela norma ISO (ISO, 2000). Entretanto, para
104
a radiação beta de alta energia, como do
90
Sr/
90
Y, o valor encontrado para D
βEN
mínimo de 0,91 e máximo de 0,96 satisfaz o limite da norma ISO.
100 1000 10000
0,0
0,2
0,4
0,6
0,8
1,0
1,2
Intensidade Relativa a
Energia do
137
Cs (S-Cs)
Energia (keV)
Fonte Beta -
147
Pm
Fonte Beta -
85
Kr
Fonte Beta -
90
Sr/
90
Y
Figura 36 – Dependência energética do dosímetro de extremidades para radiação beta.
Através da Figura 36 verifica-se que a fonte emissora beta de
147
Pm praticamente
não sensibiliza o dosímetro e que a fonte de
85
Kr produz um sinal muito débil em
relação ao H
P
(0,07)
REF
, sendo que apenas para radiações beta de alta energia,
como no caso do
90
Sr/
90
Y, o dosímetro têm capacidade de avaliação.
O dosímetro não possui uma boa resposta para irradiações beta devido o detector
TL (TLD-100) não ser adequado para este tipo de monitoração (OLIVEIRA,
CALDAS, 2004) e ao sistema de encapsulamento utilizado, que possui uma
espessura de 120 µm entre a superfície do detector TL e a fonte emissora beta,
suficientemente grande para produzir uma grande atenuação. Isto é verificado no
resultado das medidas pois o dosímetro conseguiu avaliar as irradiações de acordo
com o valor da energia da irradiação beta: quanto maior a energia, melhor a
resposta.
105
3.6 Incerteza do sistema dosimétrico
Para que o sistema dosimétrico de extremidades possua confiabilidade metrológica,
foram determinadas as fontes de incerteza e suas respectiva influências através dos
resultados encontrados nos testes de caracterização.
As fontes de incerteza avaliadas foram calibração do sistema; estabilidade da leitora
TL, resolução da leitora TL, homogeneidade, reprodutibilidade, linearidade,
desvanecimento, limite de detecção, auto irradiação, sinal residual, efeito da
exposição a luz, dependência angular e energética.
Após a determinação dos valores de incerteza relativa a cada fonte, realizou-se a
composição das fontes de incerteza conforme norma e o resultado foi descrito na
Tabela 29 considerando uma leitura de 5 mSv em H
P
(0,07) (BIPM, et al., 1998).
106
Tabela 29 - Fontes de incerteza com suas respectivas influências.
Tipo de
Raiz n Incerteza
k = 2 B Infinito
Raiz 450 A 449
Raiz 3 B Infinito
Raiz 10 A 9
Raiz 10 A 9
Raiz 10 A 9
Raiz 10 A 9
Raiz 30 A 29
Raiz 10 A 9
Raiz 10 A 9
Raiz 20 A 19
Raiz 10 A 9
Raiz 10 A 9
Uc (%) =
16,9
v efetivo =
20,8
0,0
9,2
Desprezível
Desprezível
Desprezível
Dependência energética
Sinal residual
NormalAuto irradiação
Normal41,0 13,0
2,32
2,09
2,32
2,32
2,14
2,32
2,32
0,0
0,0
Linearidade
Resolução do sistema
Dependência angular 29,2
Exposição a luz
Homogeneidade
Normal
4,0
Normal
Normal
Normal
Normal
Normal
1,6
1,3
0,3
Normal
Reprodutibilidade Normal
Limite de detecção
Desvanecimento
Desprezível
10,0
10,0
0,1
3,2
0,0
3,2
2,00
2,32
2,32
2,32
0,3
3,5
Distribuição da
Probabilidade
Normal
Incerteza
Relativa (%)
Valor da
Fonte (%)
7,0
Retangular
5,5
0,1
Divisor
Estabilidade da leitora TL
2,00
2,00Normal
Grau de
Liberdade
(v)
Fator de
Abrangência (k)
Fonte de Incerteza
Calibração do sistema
IC (%) =
95,45
Incerteza Expandida - U (%) =
36,0
para k =
2,13
107
A fonte de incerteza relacionada à calibração do sistema, leitora TL, apresenta uma
incerteza expandida de 7,0 % para um fator de abrangência k igual a 2 em um
intervalo de confiança de 95,45 % dos dados. Este valor de incerteza é determinado
pelo Laboratório de Calibração de Dosímetros do CDTN e o desvio padrão das
medidas.
O valor da fonte de incerteza relacionado a homogeneidade do lote foi desprezível
pois durante as leituras dos dosímetros era aplicado o fator de correção individual da
sensibilidade, assim aplicando-se apenas a incerteza relativa a reprodutibilidade.
Para a auto irradiação, sinal residual e efeito da exposição a luz não foi determinado
nenhuma alteração na resposta do dosímetro, resultando desprezíveis para a
composição da incerteza.
A fonte de incerteza de maior contribuição é a dependência energética com
incerteza relativa de 13,0 % seguida da dependência angular com 9,2 %.
O valor da incerteza expandida depende do valor da leitura do dosímetro, sendo
inversamente proporcional. Isto ocorre devido a maior influência das fontes relativas
ao limite inferior de detecção e a resolução para baixos valores de leitura.
108
4. CONCLUSÃO
O desenvolvimento e construção de suportes com o polímero PTFE-Teflon
®
,
contendo detectores termoluminescentes encapsulados no seu interior, demonstrou-
se eficaz para utilização na monitoração individual de extremidades.
Este dosímetro não pode ser utilizado para avaliação de campos de radiação beta
devido sua baixa eficiência de resposta para baixas energias.
Dentre as várias fontes de incerteza encontradas nos processos de medição,
algumas não contribuem de forma efetiva para a incerteza expandida. Porém, para
fontes de incerteza significativas como dependência angular e energética do
dosímetro, seus valores são muito significativos no resultado final.
Uma maneira de obter melhores resultados é saber previamente as características
do ambiente, campo de radiação, em que o dosímetro será utilizado. Neste caso é
possível reduzir o valor da incerteza.
O sistema dosimétrico de extremidades foi aprovado em todos os testes de
desempenho previstos pela norma internacional ISO 12794-1 para fontes de
radiações X e gama.
109
5. REFERÊNCIA BIBLIOGRÁFICA
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