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REQUISITOS DE ENERGIAS E PROPORÇÕES DE DOSES PARA ENSAIO E
CALIBRAÇÃO DE DOSÍMETROS PESSOAIS ATIVOS EM CONDIÇÕES DE
CAMPOS MISTOS
Ricardo Amorim Barbosa
Tese de Doutorado apresentada ao Programa de
Pós-graduação em Engenharia Nuclear, COPPE,
da Universidade Federal do Rio de Janeiro, como
parte dos requisitos necessários à obtenção do
título de Doutor em Engenharia Nuclear.
Orientador: Ricardo Tadeu Lopes.
Rio de Janeiro
Abril de 2009
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ii
REQUISITOS DE ENERGIAS E PROPORÇÕES DE DOSES PARA ENSAIO E
CALIBRAÇÃO DE DOSÍMETROS PESSOAIS ATIVOS EM CONDIÇÕES DE
CAMPOS MISTOS
Ricardo Amorim Barbosa
TESE SUBMETIDA AO CORPO DOCENTE DO INSTITUTO ALBERTO LUIZ
COIMBRA DE PÓS-GRADUAÇÃO E PESQUISA DE ENGENHARIA DA
UNIVERSIDADE FEDERAL DO RIO DE JANEIRO COMO PARTE DOS REQUISITOS
NECESSÁRIOS PARA A OBTENÇÃO DO GRAU DE DOUTOR EM CIÊNCIAS EM
ENGENHARIA NUCLEAR.
Aprovada por:
________________________________________
Prof. Ricardo Tadeu Lopes, D. Sc.
________________________________________
Prof. Edgar Francisco Oliveira de Jesus, D. Sc.
________________________________________
Prof. Akira Iwahara, D. Sc.
________________________________________
Prof. Marcelino José dos Anjos, D. Sc.
________________________________________
Prof. Luiz Tauhata, D. Sc.
RIO DE JANEIRO, RJ – BRASIL
ABRIL DE 2009
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Barbosa, Ricardo Amorim
Requisitos de Energias e Proporções de Doses para Ensaio
e Calibração de Dosímetros Pessoais Ativos em Condições
de Campos Mistos / Ricardo Amorim Barbosa – Rio de Janeiro:
UFRJ/COPPE, 2009.
XII, 97 p.: il.; 29,7 cm.
Orientador: Ricardo Tadeu Lopes
Tese (doutorado) – UFRJ/ COPPE/ Programa de Engenharia
Nuclear, 2009.
Referencias Bibliográficas: p. 71-74.
1. IEC 61526. 2. Campos mistos. 3. Dosímetro pessoal. I. Lopes,
Ricardo Tadeu. II. Universidade Federal do Rio de Janeiro, COPPE,
Programa de Engenharia Nuclear. III. Titulo.
iii
iv
Aos meus pais Waldir (in memorian) e Maria de Lourdes, minha esposa Valquíria; e
meus filhos Lara, Lucas e Laís.
v
AGRADECIMENTOS
Ao IRD e a todos os colegas pela oportunidade de realização desta tarefa.
Ao Prof. Ricardo Tadeu pelo apoio e colaboração.
Ao Prof. Tauhata pelo estímulo, colaboração e, sobretudo, compreensão.
vi
Resumo da Tese apresentada à COPPE / UFRJ como parte dos requisitos
necessários para a obtenção do grau de Doutor em Ciências (D. Sc.)
REQUISITOS DE ENERGIAS E PROPORÇÕES DE DOSES PARA ENSAIO E
CALIBRAÇÃO DE DOSÍMETROS PESSOAIS ATIVOS EM CONDIÇÕES DE
CAMPOS MISTOS
Ricardo Amorim Barbosa
Abril / 2009
Orientador: Ricardo Tadeu Lopes
Programa: Engenharia Nuclear
Campos mistos dificultam a determinação da dose durante a monitoração
individual, uma vez que não existem requisitos de ensaio e calibração disponíveis. As
comparações interlaboratoriais apontam as deficiências diante de campos mistos, sem
estabelecer as configurações de energias e proporções de doses. Tanto a norma IEC
61526 como a ISO 4037-3 não provêm meios para se simular as condições reais de
campos mistos. Esta pesquisa apresenta configurações de energias e doses para
complementação dos testes especificados na norma IEC 61526. Utilizando o
parâmetro nuclear intensidade de emissão foram definidas as configurações para
simulação de campos mistos em laboratório. Além disso, foram desenvolvidas duas
qualidades de radiações em faixa de energias não coberta pela norma ISO 4037-3.
Com os resultados apresentados neste trabalho foi possível comprovar a condição de
campos mistos de radiações como parâmetro de influência na medição de dose de
indivíduos ocupacionalmente expostos. A contribuição deste trabalho foi a
complementação das normas IEC 61526 e ISO 4037-3 no campo de ensaio de
dosímetros ativos. 13 (treze) configurações de energias e proporções de doses foram
definidas. Duas delas: uma de raios X e outra de raios gama, foram aplicadas em
testes a 8 dosímetros ativos. Os resultados demonstraram que três dosímetros foram
afetados pela presença de campos mistos, tanto em raios gama quanto em raios X. Já
as duas qualidades N-360 e N-420 forneceram novos pontos de calibração na faixa
250 keV a 662 keV, que é uma lacuna na ISO 4037-3.
vii
Abstract of Thesis presented to COPPE / UFRJ as a partial fulfillment of the
requirements for the degree of Doctor of Science (D. Sc.)
ENERGY AND PROPORTIONALY DOSE REQUIREMENTS TO ASSAY AND
CALIBRATION OF ACTIVE PERSONAL DOSEMETERS IN CONDITIONS OF MIXED
FIELDS
Ricardo Amorim Barbosa
April / 2009
Advisor: Ricardo Tadeu Lopes.
Department: Nuclear Engineering.
Mixed fields make interference at the dose determination for individual
monitoring, because there are no requirements for assay and calibration for mixed
fields conditions. International intercomparissons have indicated dosemeters problem
with mixed fields but. IEC 61526 and ISO 4037-3 do not inform about simulate mixed
fields at real conditions. This research introduces energy and dose configurations to
complement IEC 61526 assays. Using the nuclear parameter emission intensity the
energy and dose configurations were defined to simulate mixed fields conditions at the
LNMRI-IRD/CNEN. Two radiations qualities within the gap of energy of ISO 4037-3
were defined and implanted. The results have shown the effect of mixed fields as
influence parameter during dose evaluation in the individual monitoring. The
contributions of this work were the IEC 61526 and ISO 4037-3 complementation in
terms of active dosemeter assays. 13 configurations of energy and dose were defined.
Two of them, one in X-ray and other in gamma were applied for 8 active dosemeters.
The results have shown that 3 dosemeters were affected in the mixed field presence, in
X-ray and gamma. The radiation qualities N-360 and N-420 have given newer points
for calibration, within the range from 250 keV to 662 keV that is the ISO 4037-3 gap.
viii
ÍNDICE
Página
1 INTRODUÇÃO
1.0 HISTÓRICO 1
1.1 GRANDEZA DE MEDIÇÃO 3
1.2 GRANDEZAS DE INFLUÊNCIA 3
1.3 CAMPOS MISTOS 4
1.4 REQUISITOS DE ENSAIO E CALIBRAÇÃO 5
1.5 COMPARAÇÕES INTERLABORATORIAIS 5
1.6 CONFIGURAÇÕES DE ENERGIAS E DOSES 6
1.7 PROPOSTAS DA PESQUISA 7
1.8 ORGANIZAÇÃO DA PESQUISA 9
2 REVISÃO DA LITERATURA
2.1 DEFINIÇÃO DE CAMPOS MISTOS DE RADIAÇÕES 10
2.2 INTRODUÇÃO AO CONCEITO DE GRANDEZA DE INFLUÊNCIA 12
2.3 CONSEQUÊNCIAS DA CONDIÇÃO DE CAMPOS MISTOS NO
DESEMPENHO DOS DOSÍMETROS ATIVOS 13
2.4 RESULTADOS DE COMPARAÇÕES E ANÁLISE DE DESEMPENHO 15
2.5 MÉTODOS DE MELHORIA DO DESEMPENHO 16
2.6 CAMPOS MISTOS COMO GRANDEZA DE INFLUÊNCIA 16
2.7 NORMAS INTERNACIONAIS E SEUS REQUISITOS SOBRE CAMPOS
MISTOS 17
2.7.1 Requisitos de geração 18
2.7.2 Requisitos de qualidades de radiações 21
2.7.3 Requisitos de dosimetria 21
ix
2.7.4 Requisitos de ensaio (dependência energética) e calibração 21
2.7.5 Requisitos de ensaio e calibração de dosímetros pessoais ativos
22
2.7.6 Requisitos de dose 22
2.8 COMPOSIÇÃO DAS QUALIDADES DE RADIAÇÕES 23
2.9 FAIXAS DE DOSES PARA TESTES DOS DOSÍMETROS 23
2.10 PROPORÇÃO DE DOSES A QUE DEVEM SER SUBMETIDOS OS
DOSÍMETROS 24
3 METODOLOGIA DA PESQUISA
3.1 LEVANTAMENTO DAS ATIVIDADES EM QUE EXISTEM CONDIÇÕES DE
CAMPOS MISTOS 25
3.2 DETERMINAÇÃO DAS RADIAÇÕES QUE COMPÕEM OS CAMPOS MISTOS
26
3.3 RELAÇÃO DE TODOS AS RADIAÇÕES UTILIZADAS NAS ATIVIDADES
AVALIADAS NESTA PESQUISA 30
3.4 SELEÇÃO DAS RADIAÇÕES (ENERGIAS E INTENSIDADES DE EMISSÃO)
RELEVANTES 30
3.5 QUALIDADES DE RADIAÇÕES ESTABELECIDAS POR NORMA (ISO 4037)
PARA SIMULAR AS RADIAÇÕES SELECIONADAS 34
3.6 REQUISITOS DE ENERGIA 39
3.6.1 Seleção das qualidades de radiações da norma 4037 39
3.6.2 Determinação de energias fora das faixas de abrangência 39
3.6.3 Determinação das características das qualidades de radiações
propostas 40
x
3.6.4 Energia média das qualidades de radiações propostas 40
3.7 CARACTERÍSTICAS DAS NOVAS QUALIDADES DE RADIAÇÕES 43
3.7.1 Filtrações adicionais 43
3.7.2 Camada semi-redutora (CSR) 46
3.8 REQUISITOS DE DOSES 48
3.9 REQUISITOS DE ENSAIO 50
3.9.1 Critério de avaliação de ensaio e calibração dos dosímetros
pessoais ativos 50
3.9.2 Configuração de energias e proporção de doses para ensaio dos
dosímetros pessoais ativos 51
3.10 REQUISITOS DE CALIBRAÇÃO 52
3.11 SELEÇÃO DAS CONFIGURAÇÕES DE CAMPOS MISTOS PARA TESTES
52
3.12 ESCOLHA DOS DOSIMETROS ATIVOS PARA TESTES 54
3.13 ARRANJO EXPERIMENTAL 55
3.13.1 Ensaio em raios X 55
3.13.2 Ensaio em raios gama 56
3.13.3 Calibração em raios X 57
3.13.4 Calibração em raios gama 58
3.14 EXECUÇÃO DOS TESTES 59
3.14.1 Dosímetro de referência 59
3.14.2 Ensaio de campos mistos em raios X 59
3.14.3 Ensaio de campos mistos em raios gama 59
3.14.4 Calibração em raios X 60
xi
3.14.5 Calibração em raios gama 60
4 RESULTADOS E DISCUSSÕES
4.1 RADIAÇÕES SELECIONADAS NA PESQUISA 61
4.2 CONFIGURAÇÃO DE ENERGIAS E PROPORÇÕES DE DOSES
PROPOSTAS 61
4.3 QUALIDADES DE RADIAÇÕES DESENVOLVIDAS E IMPLEMENTADAS
61
4.4 TESTE DE INFLUÊNCIA DA PRESENÇA DE CAMPOS MISTOS DE
RADIAÇÕES 62
4.4.1 Campos mistos em raios X 62
4.4.2 Campos mistos em raios gama 63
4.5 CALIBRAÇÃO EM FEIXES DE RADIAÇÕES X E GAMA 64
5 CONCLUSÕES 68
6 RECOMENDAÇÕES 70
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS 71
APÊNDICE A DEFINIÇÕES 75
APÊNDICE B FABRICANTES DE FILMES E TLDS 80
APÊNDICE C RELAÇÃO DAS RADIAÇÕES PRESENTES NAS ATIVIDADES AVALIADAS
81
APÊNDICE D PARÂMETROS NUCLEARES DO
137
Cs 84
xii
APÊNDICE E CONFIGURAÇÃO DE ENERGIAS E PROPORÇÕES DE DOSES
86
APÊNDICE F CARACTERÍSTICAS DAS DUAS QUALIDADES DE RADIAÇÕES
PROPOSTAS NESTA PESQUISA 91
APÊNDICE G PLANILHAS DE INCERTEZAS CALCULADAS PARA OS TESTES
95
1
Capítulo 1
INTRODUÇÃO
1.0 HISTÓRICO
O Instituto de Radioproteção e Dosimetria-IRD, da Comissão Nacional de
Energia Nuclear-CNEN, recebeu a designação de Laboratório Nacional de Metrologia
das Radiações Ionizantes-LNMRI por meio do Instituto Nacional de Metrologia
Normalização e Qualidade Industrial-Inmetro.
Entre as atividades desenvolvidas no LNMRI-IRD está a garantia de
rastreabilidade das medições, efetuadas pelos Serviços de Monitoração Individual
Externa-SMIE.
Esta rastreabilidade é oferecida por meio da calibração dos sistemas de
monitoração individual, utilizados pelos SMIEs para avaliar as doses de radiações
recebidas pelos indivíduos ocupacionalmente expostos às radiações. Estes
trabalhadores da área nuclear portam dosímetros pessoais que registram os valores
de dose, objeto de relatórios mensais emitidos pelos SMIEs.
Os sistemas de monitoração são compostos de dosímetros pessoais com
detectores de TLD ou filme; equipamentos de processamento como: sistemas de
revelação de filmes, leitoras de TLD e densitômetros. Além disso, existem algoritmos
matemáticos que relacionam as respostas dos dosímetros irradiados durante as
atividades, com as respectivas doses a que foram submetidos.
Os sistemas de monitoração atualmente em uso têm como base instrumentos
conhecidos como dosímetros passivos. Estes são assim denominados por fornecerem
os valores de dose apenas após o processamento do sinal emitido pelo detector:
densidade ótica (filme) ou intensidade luminosa (TLD).
Todavia, vem crescendo a utilização de dosímetros eletrônicos que possibilitam
a determinação instantânea da taxa de dose na área em que este está operando,
além, é claro, da dose acumulada pelo trabalhador. Por isto estes instrumentos são
conhecidos como dosímetros ativos.
2
Pela diminuição dos preços de custos destes instrumentos e praticidade na
obtenção da dose durante a monitoração, estes instrumentos vêm ganhando espaço
nas atividades de monitoração individual em outros países (GINJAUME et al, 2007,
PRLIC et al, 2008, ISABELLE et al, 2008).
Entretanto, a presença de instrumentação com maior grau de sofisticação não
garantiu a melhoria na qualidade da monitoração individual.
Os dosímetros passivos possuem, em sua grande maioria, elementos
detectores de apenas dois tipos de materiais: filme e TLD. Os fabricantes destes
materiais são mundialmente conhecidos e seus processos de fabricação muito bem
divulgados e já testados ao longo de décadas em inúmeras pesquisas. No Anexo A
encontramos nas Tabelas A.1 e A.2 os fabricantes de filmes e TLDs em uso pelos
SMIEs na Europa, (LOPEZ PONTE et al., 2004).
Diferentemente, os dosímetros ativos possuem detectores semi-condutores
produzidos em grande escala por dezenas de fabricantes. Sendo assim, não é
possível garantir a qualidade do detector instalado no dosímetro ativo (TOSHIYUKI et
al, 2006, FOULON et al, 1999, REHAK, 2004).
Outro fato relevante é que os sistemas de monitoração baseados em
dosímetros passivos têm seu desempenho atrelado ao projeto do porta-detector
(badge), processamento do detector e elaboração do algorítimo, sob o controle dos
responsáveis pelos SMIEs.
Por outro lado, o desempenho de sistemas de monitoração com base em
dosímetros ativos passa a ser dependente da eletrônica de cada instrumento e,
fundamentalmente, das interferências que possam ocorrer durante o registro de doses
feito pelo dosímetro pessoal, principalmente pela variação de grandezas de influência.
Atualmente no Brasil os dosímetros ativos são usados como monitores
individuais, ou seja: emitem sinal sonoro quando o limite de dose individual é
ultrapassado e dão informação sobre o valor acumulado de dose de cada trabalhador.
Inclusive, em alguns modelos é possível obter-se a hora em que determinado valor
3
máximo de dose foi alcançado, além do gráfico associando os valores de dose e a
hora do dia de trabalho em que ocorreu a irradiação.
Nos laboratórios do LNMRI-IRD estes instrumentos são submetidos a testes de
linearidade nas respostas para garantir seu desempenho nesta função.
Pela legislação atualmente em vigor no país, somente são considerados
registros de doses de trabalhadores aqueles efetuados por sistemas de monitoração
individual com base em dosímetros passivos.
1.1 GRANDEZA DE MEDIÇÃO
A grandeza operacional equivalente de dose individual, Hp(10), foi
recomendada no documento (ICRP 60, 1990) para uso em monitoração individual.
A própria grandeza veio a contribuir para as dificuldades da dosimetria pessoal
em situações de campos mistos de radiações. Isto se deve ao fato da referida
grandeza ter sido definida a 10 mm de profundidade no corpo humano.
Experimentalmente, as irradiações dos dosímetros são feitas em simuladores
de tronco humano (fantoma). Este dispositivo de acrílico possui água em seu interior,
de forma a simular a condição que um trabalhador, portando um dosímetro colocado
em seu peito é exposto a um campo de radiação.
Logo, durante os testes e calibrações executados com os dosímetros
obrigatoriamente este estará afixado a um fantoma.
As condições existentes nesta situação de irradiação são muito próximas das
reais condições de monitoração individual, quando ocorre as interações das radiações
com a matéria do fantoma.
1.2 GRANDEZAS DE INFLUÊNCIA
As grandezas de influência (VIM, 2007), como temperatura e pressão em
medições com câmara de ionização, apesar de não serem o objeto da medição
(mensurando), com certeza influenciam o resultado.
4
As grandezas de influência do tipo F podem mudar a resposta do instrumento,
enquanto as do tipo S apenas acrescentam uma parcela do valor medido. Maiores
detalhes são mostrados em 2.2.
1.3 CAMPOS MISTOS
Uma característica peculiar das atividades desenvolvidas na área nuclear é o
contato físico, ou próximo disto, dos trabalhadores com fontes de diversas radiações
de ampla faixa de energias.
Esta condição é conhecida na área de pesquisa da engenharia nuclear como
campos mistos de radiações ionizantes (DELGADO, 2000).
Também existe consenso de que um campo de radiações compostos de
diferentes direções de incidência (multi-direcional) das partículas poderia ser tratado
como campo misto de radiações.
A presença de campos mistos de radiações é bastante comum nas atividades
da área nuclear, e dificulta a determinação da dose durante a monitoração individual
dos trabalhadores. Isto ocorre porque as irradiações dos dosímetros, em condições
reais da atividades, são efetuadas simultaneamente por pelo menos duas das fontes
de radiações. Nos casos de trabalhadores que executam ensaios não destrutivos,
END, de soldas é comum a presença de radiações provenientes de fontes de
137
Cs e
192
Ir, por exemplo. Neste caso o dosímetro estaria sendo exposto a, pelo menos, cinco
energias diferentes: 296, 308, 317, 468 e 662 keV.
Com a utilização de dosímetros ativos esta situação, em tese, estaria resolvida
com o processamento do sinal digital e apresentação de valores de doses próximos
dos verdadeiros. Todavia por não serem testados em condições de campos mistos de
radiações, não se pode garantir o funcionamento destes instrumentos nestas
condições especiais, porém, não raras condições.
5
1.4 REQUISITOS DE ENSAIO E CALIBRAÇÃO
No documento (IEC 61526, 2005), norma internacional para testes de
dosímetros pessoais ativos, não há requisitos de energias nem para as
proporcionalidades das doses. Ambos são fundamentais na configuração das
condições de testes a que devem ser submetidos estes instrumentos, de modo a
simular em laboratório as condições reais durante as atividades na área nuclear. No
referido documento consta apenas um teste, contemplando apenas duas radiações
componentes do campo misto, cujo limite de aceitação seria de 10% para a
interferência causada por esta situação especial, porém, muito comum na monitoração
individual.
Tampouco existem requisitos no documento ISO 4037-2 (1997), outra norma
internacional, desta vez para calibração de dosímetros pessoais, de qualidades de
radiações (energias) específicas para simular as condições de campos mistos de
radiações. No referido documento apenas constam energias de referência para a
calibração dos sistemas de monitoração individual; sem considerar, entretanto, a
possibilidade da ocorrência de campos mistos de radiações. Neste documento apenas
há a recomendação de que um possível contaminação do feixe de referência por
neutrons, beta ou mesmo fótons de outras energias deva ser contabilizado, avaliando
esta influência na leitura do dosímetro. Mais uma vez não é apresentada uma solução
satisfatória do problema, visto que a contaminação se daria no feixe de referência que
não possui, necessariamente, relação com muitos dos campos de radiações
encontrados nas atividades.
1.5 COMPARAÇÕES INTERLABORATORIAIS
De modo a estabelecer padrões de desempenho e verificar a qualidade e,
principalmente, a confiabilidade dos valores de doses relatadas pelos SMIEs, os
organismos internacionais de metrologia e de regulação na área nuclear fazem uso de
procedimentos de comparação interlaboratorial, em que são avaliados os
6
desempenhos de sistemas de monitoração, (AMBROSI et al., 1994, KIM, et al., 1999,
ZORKO et al., 2006). Apesar dos testes serem executados em laboratório, portanto
em condições de referência, o que se busca nestas comparações é a avaliação do
desempenho dos sistemas de monitoração nas reais condições de campo. Para isto,
os organizadores fazem uso de configurações de energias e doses sem, no entanto,
deixarem claro qual a ligação destas configurações com a realidade da monitoração
individual.
Outra questão fundamental levantada nesta pesquisa é a forma de irradiação
dos dosímetros sob teste. Na norma IEC 61526 foi proposta a irradiação em
seqüência, ou seja: com uma fonte de cada vez.
Nesta pesquisa é proposta a irradiação simultânea dos dosímetros. Nesta
condição haverá a competição de partículas durante a interação com o detector e,
como visto em 1.1, com o corpo humano, aqui representado pelo fantoma.
1.6 CONFIGURAÇÕES DE ENERGIAS E DOSES
PRADHAN (2002) e BAKSHI et al. (2006) estudaram a distribuição de doses
entre as radiações integrantes de determinados campos mistos.
Por isto é preciso enfatizar a importância do estabelecimento de um terceiro
requisito na formulação das configurações de energia e dose: a proporção em que as
doses de cada radiação ocorrem dentro de um campo misto.
Resultados de comparações interlaboratoriais, apesar de apontarem que os
dosímetros pessoais possuem deficiências diante da ocorrência de campos mistos,
não estabelecem as configurações de energias e proporções de doses de modo a
garantir a eficácia dos testes. O que se observa é uma grande variação de
quantidades de componentes, ampla faixa de energias e variadas proporções de
doses nos campos mistos experimentais, para aplicação nas comparações
interlaboratoriais.
7
Para determinação da proporção de doses das radiações a ser proposta nesta
pesquisa foi utilizado parâmetro nuclear intensidade de emissão por desintegrações.
1.7 PROPOSTA DA PESQUISA
Os fatos relatados em 1.0 e 1.4 tornam fundamental o ensaio e calibração dos
dosímetros ativos, o mais próximo da realidade das atividades da área nuclear onde
são utilizados. Por isto é proposta nesta pesquisa a irradiação simultânea dos
dosímetros, buscando o efeito da competição de partículas na interação com a matéria
do detector do dosímetro e, como visto em 1.1, também com o corpo humano.
Neste sentido se faz necessária não só a configuração de energias e doses
que simulem as condições de campo nas quais são utilizados diariamente os
dosímetros pessoais. Também se torna importante definir a proporção em que devem
ser ministradas as doses de radiações durante os testes. Para que estes testes
efetivamente demonstrem as condições de uso dos dosímetros em termos de proteção
radiológica dos trabalhadores.
Foram definidas as radiações de referência a serem utilizadas nos testes de
influência de campos mistos. Estas radiações foram selecionadas de quatro atividades
típicas da área nuclear:
a) Radioterapia em hospitais e clínicas;
b) Medicina nuclear em serviços de diagnósticos;
c) END com radiações ionizantes em instalações radiativas; e
d) Mineração e processamento de combustíveis em industrias nucleares.
Durante este levantamento ficou evidente a necessidade de desenvolvimento e
implantação no LNMRI-IRD/CNEN de duas novas qualidades de radiações para
complementar a faixa existente, cuja lacuna entre 250 keV e 662 keV prejudica os
8
resultados obtidos na calibração de dosímetros ativos. Este foi o primeiro objetivo da
pesquisa.
A partir do requisito de teste proposto no documento IEC 61526 (2005) foi
alcançado o segundo objetivo desta pesquisa: comprovar a eficácia da irradiação
simultânea dos dosímetros na determinação da influência de campos mistos de
radiações.
Para isto foram avaliados 11 (onze) dosímetros ativos em duas configurações
de energias e proporções de doses para verificar em que medida a presença de
campos mistos afetam as respostas dos instrumentos. As configurações foram
montadas com raios gama e raios X. Alguns dosímetros, de modelos populares na
área nuclear, foram submetidos a estes testes com importantes resultados.
O terceiro objetivo da pesquisa foi efetuar a calibração dos dosímetros ativos
aplicando os novos pontos de calibração obtidos com as qualidades de radiações aqui
propostas.
Finalmente, com base na definição de grandezas de influência, mostradas em
IEC 61526 (2005) e VIM (2007), confrontada com os resultados dos testes foi proposta
a inclusão de campos mistos nesta classe de parâmetros que influenciam a resposta
de um instrumento sem, contudo, serem o mensurando. Este foi o quarto objetivo da
pesquisa.
A comparação de resultados entre os dosímetros ativos e dosímetros passivos,
nos testes de influência de campos mistos, não foi objeto desta pesquisa.
Porém, devido à grande utilização deste tipo de dosímetro na monitoração
individual existe interesse em estender os testes a estes tipos de instrumentos.
Da mesma forma, faz parte da continuação deste projeto a implementação das
técnicas de simulação por Monte Carlo: por meio de simulação seria possível obter-se
a configuração de energia-proporção de dose mais crítica a determinado dosímetro.
9
1.8 ORGANIZAÇÃO DA PESQUISA
Esta pesquisa surgiu da deficiência de requisitos das normas de ensaio e
calibração de dosímetros pessoais para utilização em condições de campos mistos de
radiações.
Discute-se a inexistência de requisitos de energias e proporcionalidades de
doses para ensaio e calibração dos instrumentos em condições reais, encontradas nas
atividades monitoradas. Também é questionado o procedimento de irradiação dos
dosímetros com componentes de campos mistos em separado quando, se sabe, a
irradiação em condições de campo é simultânea.
Um objetivo preliminar desta pesquisa foi definir as radiações relevantes que
compõem os campos mistos nas quatro atividades analisadas e associar as energias
destas radiações às qualidades de radiações estabelecidas na norma internacional.
Como resultado foram selecionadas 13 (treze) radiações relevantes que são
encontradas nas quatro atividades da área nuclear avaliadas nesta pesquisa.
Como objetivos principais tivemos: desenvolver e implantar duas novas qualidades de
radiações necessárias à complementação da faixa de energias para ensaio e
calibração de dosímetros ativos; comprovar a eficácia da irradiação simultânea nos
resultados dos ensaios de campos mistos; além de defender a condição de campos
mistos de radiações como parâmetro de influência.
Os produtos advindos desta pesquisa foram:
a) Especificação de configurações de energias e proporções de doses
para os testes descritos na norma IEC 61526 (2005);
b) Inclusão de duas qualidades de radiações na norma ISO 4037-3 (1999)
para fins de calibração.
Nesta pesquisa os campos de radiações ionizantes foram denominados,
simplesmente, “radiações”.
10
Capítulo 2
REVISÃO DA LITERATURA
2.1 DEFINIÇÃO DE CAMPOS MISTOS DE RADIAÇÕES
Segundo DELGADO (2000), campos mistos são aqueles compostos por
radiações de diferentes tipos de partículas ou energias, isto é, fótons e elétrons; fótons
e nêutrons; ou mesmo nêutrons com diferentes energias adquirem certas
características de campos mistos. Campos mistos são particularmente comuns, e, em
certas situações as doses causadas por um dos componentes podem ser
preponderantes, negligenciando-se assim as doses dos outros componentes.
Ainda segundo DELGADO (2000), quando não ocorre a condição descrita
acima, a dosimetria de campos mistos de radiação para propósitos de radioproteção,
isto é, para determinação da dose equivalente, apresenta alguma dificuldade, causada
pela necessidade de identificar adequadamente a contribuição de cada componente. A
ICRP em seu documento 60 (ICRP 60, 1990), propôs a grandeza dose absorvida, D,
como a grandeza fundamental em proteção radiológica, introduzindo o fator de peso
da radiação, Wr. Definindo a dose equivalente, H, como produto destes dois.
No documento acima é estabelecido:
“Quando o campo de radiação é composto de vários tipos de radiações de diferentes
valores de Wr, a dose absorvida deve ser subdividida em blocos. Cada um com seu
próprio valor de Wr e somadas para determinar a dose equivalente total”.
A Tabela 2.1 apresenta esta situação.
Então, o primeiro requisito para dosimetria de campos mistos, é de natureza
conceitual, sendo necessária a determinação de cada dose absorvida causada por
cada componente de diferente Wr do campo misto. Este requisito carece de um
complexo sistema de monitoração, incluindo dosímetros específicos para cada
componente de radiação. Ou, alternativamente, um único dosímetro, porém com
capacidade de analise do campo misto e de seus componentes.
11
Tabela 2.1 – Valores de Wr de radiações ionizantes.
Radiação w
R
Fótons 1
Elétrons 1
Neutrons:
E
n
< 10 keV
E
n
10 keV a 100 keV
E
n
> 100 keV a 2 MeV
E
n
> 2 MeV a 20 MeV
E
n
> 20 MeV
5
10
20
10
5
Protons E
p
> 2 MeV 5
partículas α e outras partículas pesadas
20
Campos mistos podem muito bem ser compostos por radiações de diferentes
naturezas, mas com o mesmo Wr; como campos beta-fóton, por exemplo.
Considerando a medição experimental das grandezas operacionais
“equivalente de dose” nos campos mistos, alguns problemas aparecem e dificultam a
medição da dose equivalente com um único detector. Devido às diferentes
sensibilidades e, conseqüentemente, diferentes fatores de calibração para cada
componente do campo, ou diferentes condições de medição, como radiações
penetrantes e não penetrantes.
Dentre as situações e atividades onde campos mistos são observados,
podemos citar: locais em plantas nucleares e relacionadas ao ciclo do combustível
(indústria nuclear).
Campos mistos são encontrados em aceleradores de pesquisa e de medicina,
e em vôos militares e civis, em grande altitude.
Em geral, existem soluções técnicas aceitáveis na monitoração de área para a
maioria dos campos mistos encontrados. Em algumas aplicações, os métodos de
12
dosimetria pessoal estão em mais baixo estágio de desenvolvimento. Um exemplo é a
monitoração pessoal com nêutrons, onde a situação é particularmente insatisfatória.
Campos beta-gama e nêutron-gama são os mais frequentes e por isto os mais
estudados.
Já ZIELCZYNSKI (2004), afirma que a dosimetria de campos mistos envolve
todos os componentes das radiações. Um campo de radiação pode ser definido como
distribuição de fluência versus energia e direção de todos os tipos de partículas. É
muito difícil obter tal distribuição no caso de um campo complexo de radiações (campo
misto). Mas é possível, em um caso genérico, citar a existência de diversos tipos de
partículas atualmente conhecidas; além da grande faixa de energias.
O campo composto por fótons e nêutrons rápidos pode ser descrito por
componentes de kerma. Qualquer radiação mista, absorvida num objeto irradiado,
pode ser caracterizado pela função de distribuição de dose absorvida versus uma
restrita ou irrestrita transferência linear de energia , LET.
O conhecimento preciso da distribuição é raramente necessário. Sendo o
conhecimento de apenas dois dos componentes do campo, suficiente tanto para os
propósitos da radioproteção quanto da radioterapia.
Estes componentes são as frações de dose de baixo LET, D
low,
depositadas
principalmente por elétrons (incluindo δ-elétrons criados no caminho de partículas de
alta energia) e frações de dose de alto LET, D
high
, criados principalmente por íons. No
caso de campos mistos simples, estas frações de doses são consideradas usualmente
como componentes de gama e de nêutrons rápidos. Um novo método para
determinação das componentes D
low
e D
high
usando uma câmara de recombinação foi
apresentado no trabalho descrito acima.
2.2 INTRODUÇÃO AO CONCEITO DE GRANDEZA DE INFLUÊNCIA
A grandeza de influência é definida como sendo aquela que, apesar de não ser
o mensurando, afeta o resultado da medição.
13
As grandezas de influência estão divididas em dois grupos:
a) Grandeza de influência do tipo F são aquelas que alteram o
valor da leitura, ao mudar a resposta do instrumento: energia
das radiações; ângulo de incidência das radiações; e taxa de
dose (em medições de dose); e
b) Grandeza de influência do tipo S são aquelas que alteram o
valor da leitura, ao introduzir um valor adicional, totalmente
independente do valor original de leitura: interferência
eletromagnética; microfonia etc.
2.3 CONSEQÜÊNCIAS DA CONDIÇÃO DE CAMPOS MISTOS NO
DESEMPENHO DOS DOSÍMETROS ATIVOS
Conforme informado por SCHUHMACHER e FANTUZZI (2008), a dosimetria
de campos mistos complexos de radiações nos ambientes de trabalho ainda precisa
ser aperfeiçoada. Alguns dos exemplos seriam os campos posteriores às blindagens
dos aceleradores de partículas, e àqueles campos existentes em aviões a altitudes de
vôo, quando os eventos solares distorcem os campos de raios cósmicos naturais.
A grandeza operacional equivalente de dose individual, Hp(10), foi
recomendada no documento ICRP-60 (1990) para uso em monitoração individual com
o objetivo de estimar a dose efetiva no individuo ocupacionalmente exposto às
radiações.
A grandeza HP(10) foi definida a 10 mm de profundidade, num ponto
imaginário, da esfera ICRU, cujo material é equivalente ao tecido humano.
Como a esfera ICRU é teórica e difícil concepção foi proposta em ICRP-60
(1990) que experimentalmente, as irradiações dos dosímetros fossem feitas em
simuladores de tronco humano (fantoma).
14
Este dispositivo de acrílico, em forma de paralelepípedo de 0,3 x 0,3 x 0,15 m
3
,
possui água em seu interior, de forma a simular a condição que um trabalhador,
portando um dosímetro colocado em seu peito é exposto a um campo de radiação.
Logo, durante os teste e calibrações executados com os dosímetros
obrigatoriamente este estará afixado a um fantoma.
Durante as irradiações dos dosímetros acontecem os fenômenos de retro-
espalhamento, atenuação e interações das radiações com a matéria: efeito foto-
elétrico, Compton e formação de pares.
Uma outra característica desta grandeza é sua dependência energética e
angular. Este fato torna ainda mais crítico o desempenho dos dosímetros ativos em
condições de campos mistos de radiações, pois, a interação de duas radiações com o
fantoma gera uma série de outras de amplo espectro de energias e farta distribuição
direcional.
A Tabela 2.2 mostra em detalhes os fatores de conversão da grandeza Hp(10)
a partir da grandeza kerma no ar. Na referida tabela pode ser observada a grande
variação dos coeficientes de conversão de hp(10) para kerma no ar, com a variação
de ângulo de incidência e também com a mudança de energia da radiação. Esta
variação dos fatores de conversão, se traduz em uma forte dependência energética e
direcional da grandeza Hp(10).
Conforme pode ser observado na Tabela 2.2, o fator de conversão é
fortemente dependente da energia e direção de incidência da radiação. Esta
dependência é realçada em feixes de raios X.
15
Tabela 2.2 - Fatores de conversão da grandeza Hp(10) a partir da grandeza
kerma no ar (ISO 4037-3, 1999).
0° 10° 20° 30° 40° 45° 50° 60° 70° 80°
1,17 1,16 1,15 1,12 1,06 1,02 0,98 0,85 0,65 0,32
0° 10° 20° 30° 40° 45° 50° 60° 70° 80°
1,65 1,64 1,62 1,59 1,52 1,47 1,42 1,27 1,04 0,6
0° 10° 20° 30° 40° 45° 50° 60° 70° 80°
1,21 1,22 1,22 1,22 1,22 1,22 1,22 1,19 1,14 0,92
0° 10° 20° 30° 40° 45° 50° 60° 70° 80°
1,15 1,15 1,15 1,15 1,16 1,16 1,16 1,14 1,12 0,96
h
p,k
(10;N-40,
α
) [Sv Gy
-1
]:
h
p,k
(10;N-60,
α
) [Sv Gy
-1
]:
h
p,k
(10;S-Cs,
α
) [Sv Gy
-1
]:
h
p,k
(10;S-Co,
α
) [Sv Gy
-1
]:
2.4 RESULTADOS DE COMPARAÇÕES E ANÁLISE DE DESEMPENHO
Já em 1994 AMBROSI et al (1994) relatavam problemas com campos mistos,
encontrados na primeira intercomparação, realizada pela IAEA em 1987, em termos
da grandeza Hp(10). O campo X-gama, a que foram submetidos 25 dosímetros de 18
diferentes países, foi constituído das qualidades de radiações H-60 (37 keV) e S-Cs
(662 keV).
KIM et al (1999) também relatou problemas durante intercomparação de
dosímetros pessoais realizada pela IAEA na Ásia. O pior resultado foi obtido com
campo misto X-X com energia de 45 keV e 134 keV.
ZORKO et al (2006) obteve o valor de ±30% para medições das doses em
condições de campos mistos. Para feixe monoenergético a incerteza cai para ±10%.
Os testes foram realizados no intervalo de 40 keV a 1,2 MeV.
LOPEZ PONTE (2004) apresenta resultados de testes de dosímetros expostos
a feixes monoenergéticos e de espectro estreito. Concluiu que os sistemas podem
operar adequadamente nos feixes descritos acima. Entretanto falham na presença de
campos mistos de radiação. A situação ideal seria de dosímetro multi-detector com
boas características de respostas levantadas por ensaios, para especificas situações.
16
Em situação de campo misto, a qualidade R-F com 6,61 MeV é misturada a 80% de
energia de 300 keV, com rotação de +80 e –80 °. Conclui ainda que dosímetros à base
de filme tendem a mostrar piores resultados que TLD, em campos mistos.
Provavelmente porque estes detectores possuem densidade próxima ao do tecido
equivalente.
2.5 MÉTODOS DE MELHORIA DO DESEMPENHO
ZIELCZYNSKI (2004) formulou método para determinar dois componentes de
radiação, suficiente para determinar as mais importantes grandezas para dosimetria
de uso em radioproteção, radioterapia e radiobiologia, mesmo em campos complexos
de radiação.
DIJK (2006) relata que várias ferramentas estão disponíveis aos serviços de
monitoração para acessar e monitorar o desempenho dos sistemas de monitoração
externa. O trabalho discute várias formas de estimar os parâmetros de desempenho
dos sistemas nas condições reais de uso (campo misto). Obtendo incertezas de cerca
15%, tanto em observação de campo experimental como em simulações por método
de Monte Carlo.
2.6 CAMPOS MISTOS COMO GRANDEZA DE INFLUÊNCIA
Nesta pesquisa se propõe a inclusão da condição de campos mistos de
radiações como exemplo de grandeza de influência do tipo F ou S.
Esta situação está caracterizada pelos estudos realizados por ZIELCZYNSKI
(2004) entre outros. Este sugeriu a decomposição dos campos mistos de duas
componentes: as frações de dose de baixo LET, D
low
, depositados principalmente por
elétrons (incluindo d-electrons de alta energia) e frações de dose de baixo e alto LET,
D
high
, criados principalmente por íons.
17
2.7 NORMAS INTERNACIONAIS E SEUS REQUISITOS SOBRE CAMPOS
MISTOS
Enquanto a norma ISO 4037 estipula requisitos sobre radiações de referência
de raios X e gama para calibração de dosímetros e monitores na determinação das
respostas destes instrumentos em razão da variação de energia dos fótons.
Na parte 1 desta norma estão especificadas as características e métodos de
produção das radiações de referência para calibração para uso em radioproteção, de
dosímetros e monitores de área, na faixa de kerma no ar de 10 mGy h
-1
a 10 Gy h
-1
; e
na determinação das respostas destes instrumentos como função da energia de
fótons.
Já na parte 2, esta norma descreve os métodos de dosimetria, das radiações
de referência X e gama, para radioproteção, na faixa de energias de 8 keV até 1,3
MeV; e de 4 MeV até 9MeV.
A regulamentação de avaliação de desempenho destes tipos de instrumentos
ficou a cargo da Norma IEC 61526 de 2005. Este documento faz referência a feixes de
radiações de referência, mais precisamente qualidades de radiações; as quais estão
estabelecidas na norma ISO 4037-3 de 1999.
Finalmente, na parte 4 da norma ISO 4037 estão descritos os métodos de
ensaio e calibração de dosímetros pessoais.
Resumidamente, norma ISO 4037 é dividida em quatro partes, a saber:
a) Características das radiações e métodos de produção, Parte 1;
b) Dosimetria para radioproteção na faixa de 8 keV a 1,3 MeV e 4 MeV a 9
MeV, Parte 2;
c) Calibração de monitores de área e dosímetros pessoais; e determinação de
suas respostas com relação à energia e ângulo de incidência, Parte 3;
18
d) Calibração de monitores de área e dosímetros pessoais em campos de
raios X de baixa energia, Parte 4.
2.7.1 Requisitos de geração
Na norma ISO 4037-1 (1996) foi estipulada a faixa de taxas de kerma no ar
variando de 10 µGy h
-1
a 10 Gy h
-1
.
O referido documento ainda especifica métodos para determinação de resposta
destes instrumentos, diante da variação da energia de fótons.
Os métodos para geração de quatro grupos de radiações de referência, para
uma faixa particular de energias de fótons, são descritas em quatro seções. Nas quais
também são definidas as características destas radiações. Os quatro grupos de
radiações, doravante chamados de QUALIDADES DE RADIAÇÕES, estão listados
abaixo:
a) Na faixa de energia de 7 keV a 250 keV, com radiação X filtrada e contínua; e
radiação gama de
241
Am;
b) Na faixa de energia que vai de 8 keV a 100 keV, com fluorescência de raios X;
c) Na faixa de 600 a 1.300 keV, com radiações gama de radionuclídeos; e
d) Na faixa de 4 a 9 MeV, com radiação gama produzida em aceleradores e
reatores.
Uma ilustração gráfica destas qualidades pode ser vista na Figura 2.1.
O espectro mais estreito, ou seja, aquele com menor resolução, deve ser
utilizado para medições das variações de resposta do instrumento com a variação da
energia de fótons. Providenciando para que as taxas de kerma no ar das séries sejam
consistentes com a faixa do instrumento sob teste. As séries de alta taxa de kerma no
ar são adequadas para determinação características de sobre resposta de alguns
instrumentos (ISO 4037-1, 1996).
19
Figura 2.1 – Demonstração gráfica das qualidades de radiações (ISO 4037-1,
1996).
Para a série de menor taxa de kerma no ar, de espectro estreito e de espectro
largo, um “laboratório de referência” deve verificar, por espectrometria, que o valor de
energia média produzida está dentro de ± 3 % e a resolução dentro de ± 10 %, com
relação aos valores estipulados em ISO 4037-1 (1996).
10 100 1000 10000
ENERGIA [keV]
Reatores e
aceleradores
Gama de
radionuclídeos
Fluorescência X
X e gama de Am-
241
A ISO 4037-1 (1996) especifica as qualidades de radiação X filtrada, que estão
reproduzidas na Tabela 2.3.
As qualidades de radiações a serem estabelecidas deverão atender aos
requisitos de caracterização especificados em ISO 4037-1 (1996), quais sejam:
a) Energia média,
_
E
, em keV;
b) Resolução, R
E
, expressa em percentual;
c) Camada semi-redutora (kerma no ar), em mm de alumínio ou cobre; e
d) Coeficiente de homogeneidade, h.
Na prática, a qualidade de radiação obtida depende fundamentalmente de:
- alta tensão aplicada às extremidades do tubo de raios X,
- espessura e natureza da filtração total, e
- propriedades do alvo.
20
Tabela 2.3 – Especificações de radiações X filtradas (ISO 4037-1, 1996).
As principais características de um s X estão condensadas
na Tab
Tabela 2.4 – Características do equipamento de RX (ISO 4037-1, 1996).
CARACTERÍSTICA VALOR
NOME DA SÉRIE
RESOLUÇÃO,
R
E
COEFICIENTE DE
HOMOGENEIDADE,
h
VALORES TÍPICOS DE TAXA
DE KERMA NO AR
(1) (2)
[%] (valores aproximados)
[Gy h
-1
]
Baixa taxa de
kerma no ar
18 a 22 1,0
3 x 10
-4 (3)
Espectro estreito 27 a 31 0,75 a 1,0
10
-3
a 10
-2 (3)
Espectro largo 48 a 57 0,67 a 0,98
10
-2
a 10
-1 (3)
Alta taxa de kerma
no ar
não especificada 0,64 a 0,86
10
-2
a 0,5
(3) Para energias médias menores que 30 keV, outros valores podem ser utilizados.
(1) à distância de 1m do tubo de raios X, com o tubo operando a 1mA.
(2) Sob condições de equilibrio de partículas carregadas, o valor de kerma no ar é, aproximadamente, igual ao de dose
absorvida no ar.
equipamento de raio
ela 2.4.
Ripple de alta tensão < 10 %
Material do alvo tungstênio
Ângulo do alvo
≥ 20°
Estabilidade de alta
tensão
± 1 %
21
Figura 2.2 mostra a resolução de espectro das qualidades de radiação de baixo
kerma, espectro estreito e espectro largo.
0
5
10
15
20
25
30
35
40
0 100 200 300
Energia [keV]
Resolução, RE [%]
Espectro estreito
Baixas taxas de kerma
no ar
Figura 2.2 – Resolução de espectro das qualidades de radiação (ISO 4037-1, 1996).
2.7.2 Requisitos de qualidades de radiações
Os espectros mostrados em ISO 4037-1 (1996) são, em grande parte,
calculados (ILES, 1987). Alguns exemplos de espectros, obtidos na prática, são
fornecidos em PEAPLE et al (1989), SEELENTAG et al (1979), LAITANO et al (1990),
READ e HAGREEN (1987) e BUEERMANN et al (2001).
2.7.3 Requisitos de dosimetria
Os procedimentos de dosimetria das fontes de radiações, a serem utilizadas
nos testes de calibração de dosímetros pessoais, devem se baseados na norma ISO
4037-2 (1997), na faixa de energias que vão de 8 keV a 1,3 MeV e outra faixa de 4
MeV a 9 MeV.
2.7.4 Requisitos de ensaio (dependência energética) e calibração
A norma ISO 4037-3 (1999) descreve os procedimentos de calibração e ensaio
(dependência energética) de dosímetros pessoais e monitores de área em termos das
22
grandezas operacionais, definidas na publicação ICRU-51 (1993) e recomendadas na
ICRP-60 (1990).
A determinação das respostas de instrumentos de radioproteção é
basicamente um processo dividido em três partes: primeiramente, uma grandeza
básica como kerma no ar, é medida livre no ar, no ponto de teste. Então, a grandeza
operacional apropriada é derivada pela aplicação do coeficiente de conversão que co-
relaciona a grandeza medida com a grandeza operacional escolhida. Finalmente, o
instrumento a ser testado (dosímetro pessoal ou monitor de área) é colocado no ponto
de teste, para determinação de sua resposta. Dependendo da grandeza medida pelo
dosímetro pessoal sob teste, o instrumento é exposto às radiações preso a um
fantoma (simulador de tronco) ou livre no ar. Para monitoração individual e de área,
esta parte da 4037 descreve os métodos e coeficientes de conversão a serem
utilizados na determinação da resposta de dosímetros pessoais e monitores de área,
em termos das grandezas definidas pela ICRU-51 (1993) para fótons, segundo o
documento ISO 4037-3 (1999).
2.7.5 Requisitos de ensaio e calibração de dosímetros pessoais ativos
O documento IEC 61526 (2005), emitido pela International Electrotechnical
Commission (IEC), é uma norma internacional aplicada a dosímetros ativos para
medição da dose equivalente pessoal Hp(10) e Hp(0,07), para as radiações X, gama,
de nêutrons e beta.
Para as grandezas Hp(10) e Hp(10) (taxa), em feixes de raios X e gama, a
faixa de energias de interesse vai de 20 keV até 1,5 MeV.
2.7.6 Requisitos de dose
PRADHAN (2002) informa que raios X e gama constituem-se nas maiores
contribuições de dose para o homem. Como fótons de várias energias são
encontrados em diversas atividades, o estudo da resposta do dosímetro à variação de
23
energia constitui-se em importante aspecto da garantia da exatidão do valor de dose.
Neste trabalho a resposta do dosímetro foi estabelecida de forma experimental para
TLD.
No trabalho cima, foi observado que a contribuição devido à grandeza Hp(0,07)
pode ser medida de forma mais exata que a grandeza Hp(10). Em dosímetros exibindo
alta dependência de energia, determinação da componente beta de Hp(0,07) passa a
ser muito difícil em campos beta-fótons de energia menor que 100 keV.
BAKSHI et al (2006) desenvolveram algorítimo com o propósito de melhorar a
exatidão na determinação da dose, especialmente em campos de raios X e gama. O
algorítimo resultante, baseado nas taxas da resposta para fótons somente, foi testado
para diferentes proporções das duas radiações em caso de campos mistos. Também
foi testado em campos mistos de fótons e fótons com várias direções de incidência.
2.8 COMPOSIÇÃO DAS QUALIDADES DE RADIAÇÕES
A composição dos campos mistos de radiações, utilizados nas atividades de
ensaio e calibração, deve atender aos requisitos definidos em 2.7.1, 2.7.2 e 2.7.3.
Para isto, têm de ser utilizadas as qualidades de radiações especificadas na norma
ISO 4037-3 (1999). Nesta norma foram definidas as qualidades de radiações de
espectro estreito; espectro largo; espectro de alto kerma e espectro de baixo kerma
que devem ser utilizados em ensaios e calibrações de instrumentos de radioproteção.
A composição experimental, dos campos mistos propostos nesta pesquisa,
corresponderam a uma determinada atividade, devidamente avaliada neste projeto.
Maiores detalhes no capítulo 3.
2.9 FAIXA DE DOSES PARA TESTES DOS DOSÍMETROS
A razão para utilização de grandezas operacionais é o fato de que a grandeza
dose efetiva, como definida na publicação ICRP-60 (1990) não poder ser medida
24
diretamente. As grandezas operacionais possibilitam uma aproximação real, de forma
conservativa, para a dose efetiva na maioria das radiações de fótons.
GARGIONI et al (2000) formularam as bases para medição das grandezas
operacionais equivalente de dose individual, Hp(10), e equivalente de dose ambiente,
H*(10), em campos mistos de fótons, de alta energia, e elétrons; fora da condição de
equilíbrio eletrônico. O objetivo deste trabalho foi o estudo da resposta de dosímetros
de proteção radiológica, com respeito às grandezas operacionais, em função da
variação da distribuição de fluência de elétrons relativo aos fótons de incidência. A
faixa de energia do teste foi de 110 keV a 7 MeV.
O estudo acima apresentou os métodos para determinação de Hp(10) em
campos mistos de fótons e elétrons de alta energia foram apresentados para o caso
geral de não existência de equilíbrio de elétrons secundários na profundidade de
referência de 10 mm.
2.10 PROPORÇÃO DE DOSES A QUE DEVEM SER SUBMETIDOS OS
DOSÍMETROS
A principio pensou-se fazer a composição das doses dos campos mistos de
radiações, utilizados nos ensaios e calibrações a serem executados neste projeto, com
os valores existentes nas atividades relacionadas. Haveria também que se relacionar
as diversas ocorrências de exposição ocupacional, normalmente encontradas nas
atividades. Isto se mostrou inviável.
Para determinação da proporção de doses das radiações a ser proposta nesta
pesquisa foi utilizado um parâmetro nuclear: intensidade de emissão por
desintegrações. Para isto foram utilizados os bancos de dados de duas instituições
internacionais de renome: Laboratoire National Henri Becquerel (LNHB) e National
Nuclear Data Center (NNDC).
25
Capitulo 3
METODOLOGIA DA PESQUISA
Neste capítulo serão descritos os procedimentos para identificação das fontes
de radiações utilizadas nas quatro atividades analisadas. Seguida de uma análise das
diversas partículas observadas e seleção das radiações consideradas relevantes,
dentro do escopo desta pesquisa.
Apresentaremos propostas de novas qualidades de radiações visando
complementar àquelas existentes na norma ISO 4037-3 (1999), sendo destacada a
forma de escolha das qualidades de radiações a que serão submetidos os dosímetros
pessoais ativos, de modo a simular, durante ensaio e calibração, as condições reais
das atividades monitoradas.
Ao final terão sido descritos os requisitos de energia e dose propostos para
simular as condições de campos mistos de radiações, existentes nas atividades em
que os indivíduos ocupacionalmente expostos são monitorados, com uso de
dosímetros pessoais.
3.1 LEVANTAMENTO DAS ATIVIDADES EM QUE EXISTEM CONDIÇÕES DE
CAMPOS MISTOS
Existem diversas atividades, no campo da energia nuclear, onde se faz uso de
feixes de radiações ionizantes.
Nas atividades avaliadas neste projeto, que foram mostradas em 1.7; tem-se a
ocorrência de amplo espectro de radiações, o que significa a existência de campos de
radiações com ampla faixa de energias, multi-direcionais e com larga escala de doses.
Esta situação caracteriza a condição de “campos mistos de radiações” como visto
anteriormente.
As fontes de radiações (radionuclídeos em sua ampla maioria), utilizadas nas
diversas atividades mencionadas acima, estão listadas na Tabela 3.1.
26
Tabela 3.1 – Fontes de radiações encontradas nas atividades analisadas.
ATIVIDADE
Radioterapia Sr-90 Cs-137 Ir-192 Co-60 RX
Medicina
nuclear
Tc-99m I-131 Ga-67 Tl-201 Sm-153 F-18 I-123 I-125
Industria
convencional
Ir-192 Cs-137 Co-60 Am-241 Tm-170 Kr-85 Am/Be RX
Industria
nuclear
Kr-85m Kr-85 Kr-87 Kr-88 I-131 I-132 I-133 Xe-133m Xe-133 I-134 I-135 Xe-135m Xe-135
Série do
urânio
Série do
thorio
RADIAÇÕES ENCONTRADAS
3.2 DETERMINAÇÃO DAS RADIAÇÕES QUE COMPÕEM ESTES CAMPOS
MISTOS
Para determinação das radiações encontradas nas atividades listadas
anteriormente, foram utilizadas bibliotecas existentes em sítios da internet;
provenientes de instituições de reconhecida competência a nível internacional.
Sendo assim, na determinação das radiações ionizantes foram utilizados os
bancos de dados do Laboratoire National Henri Becquerel – LNHB e do National
Nuclear Data Center – NNDC.
Os campos de radiações são constituídos por partículas, com suas respectivas
energias e intensidades de emissões.
A propósito, a medida da intensidade de emissão de partículas, neste caso de
fótons, foi utilizada nesta pesquisa, para determinar a proporção dos valores de doses
a que devem ser submetidos os dosímetros sob testes.
Nesta pesquisa estes campos de radiações foram denominados,
simplesmente, “radiações”.
As radiações encontradas nas atividades selecionadas, associadas às
radiações listadas na Tabela 3.1, foram identificadas como provenientes de partículas
alfa, beta, nêutrons e fótons, sendo que os fótons identificados foram provenientes
tanto de raios gama como de raios X.
Como conseqüência, para os critérios de seleção das radiações de interesse
desta pesquisa foram estipulados os seguintes limites: energias com valor a partir de
27
30 keV e intensidade de emissão (para cada 100 emissões) a partir de 10%. Como
resultado temos as Tabelas de 3.2 a 3.5.
As fontes de radiações, com suas respectivas energias e intensidades de
emissões, utilizadas em atividades de radioterapia, dentro do escopo desta pesquisa,
estão listadas na Tabela 3.2.
Tabela 3.2 – Fontes de radiações utilizadas nas atividades de radioterapia.
EMISSOR ENERGIA DE INTERESSE
[keV]
PARTÍCULA= ENERGIA (INTENSIDADE POR 100 DESINTEGRAÇÕES)
Sr-90 Beta Beta= 196 (100)
Cs-137 Beta e gama Beta= 174 (94) / gama= 662 (85)
Ir-192 Beta e gama Beta= 162 (41); 210 (48) / gama= 296 (29); 308 (30); 317 (83); 468 (48)
Co-60 Beta e gama Beta= 96 (100) / gama= 1173 (100); 1333 (100)
RX X 4.000 a 18.000
FONTE DE
RADIAÇÕES
As energias e intensidades das fontes de radiações utilizadas em atividades de
medicina nuclear, dentro do escopo deste trabalho, estão listadas na Tabela 3.3.
Tabela 3.3 – Fontes de radiações utilizadas nas atividades de medicina nuclear.
EMISSOR ENERGIA DE INTERESSE
[keV]
PARTÍCULA= ENERGIA (INTENSIDADE POR 100 DESINTEGRAÇÕES)
Tc-99m Eletron e gama Eletron= 120 (9) / gama= 141 (89)
I-131 Beta e gama Beta= 192 (89) / gama= 365 (81); 637 (9)
Ga-67 Eletron e gama Eletron= 84 (28) / gama= 93 (38); 185 (21); 300 (17)
Tl-201 Eletron , X e gama Eletron= 84 (16) / X= 69 (27); 71 (46); 80 (16) / gama= 168 (10)
Sm-153 Eletron, beta, X e gama Eletron= 55 (42) / beta= 200 (30); 225 (49); 264 (20) / X= 42 (30); 47 (9) / gama= 103 (29)
F-18 Beta e gama Beta= 249 (97) / gama= 511 (194)
I-123 Eletron, X e gama Eletron= 127 (14) / X= 31 (13) / gama= 159 (83)
I-125 Eletron e X Eletron= 31 (11) / X= 31 (21)
FONTE DE
RADIAÇÕES
As energias e intensidades das fontes de radiações utilizadas em atividades de
END em industria convencional, dentro do escopo deste trabalho, estão listadas na
Tabela 3.4.
28
Tabela 3.4 – Fontes de radiações utilizadas nas atividades de END em industria
convencional.
EMISSOR ENERGIA DE INTERESSE
[keV]
PARTÍCULA= ENERGIA (INTENSIDADE POR 100 DESINTEGRAÇÕES)
Ir-192 Beta e fóton Beta= 162 (41); 210 (48) / gama= 296 (29); 308 (30); 317 (83); 468 (48)
Cs-137 Beta e fóton Beta= 174 (94) / gama= 662 (85)
Co-60 Beta e fóton Beta= 96 (100) / gama= 1173 (100); 1333 (100)
Am-241
Alfa, eletron e
gama
Alfa= 5443 (13); 5486 (84) / eletron= 37 (31) / gama=60 (36)
Tm-170 Beta Beta= 291 (18); 323 (82)
Kr-85 Beta Beta= 251 (100)
Am/Be
Gama e
neutron
Neutron / gama=60
RX X 50 - 80
RX X 80 - 120
RX X 120 - 150
RX X 150 - 250
RX X 250 - 400
FONTE DE
RADIAÇÕES
Finalmente, as energias e intensidades das fontes de radiações utilizadas em
atividades de industria nuclear (reatores e ciclo de combustíveis), também dentro do
escopo deste trabalho, estão listadas na Tabela 3.5.
A Tabela 3.5 está dividida em três principais segmentos: gases nobres e
radioisótopos de importância radiológica; série do urânio e série do tório.
29
Tabela 3.5– Fontes de radiações utilizadas nas atividades de industria nuclear.
EMISSOR ENERGIA DE INTERESSE
[keV]
PARTÍCULA= ENERGIA (INTENSIDADE POR 100 DESINTEGRAÇÕES)
Kr-85m Beta e gama Beta= 291 (78) / Gama= 151 (75); 305 (14)
Kr-85 Beta Beta= 251 (100)
Kr-87 Beta e gama Beta= 1501 (41); 1694 (31) / gama= 403 (50)
Kr-88 Beta e gama Beta= 167 (67); 228 (9); 1235 (14) / gama= 196 (26); 835 (13); 1530 (11); 2196 (13); 2392 (35)
I-131 Beta e gama Beta= 192 (89) / gama= 365 (81); 637 (9)
I-132 Beta e gama Beta= 243 (13); 422 (19); 608 (12); 842 (19) / gama= 523 (16); 630 (13); 668 (99); 773 (76); 955 (18)
I-133 Beta e gama Beta= 441 (83) / gama=530 (87)
Xe-133m Eletron, X e gama Eletron= 199 (64); 228 (21) / X= 30 (46); 34 (11) / gama= 233 (10)
Xe-133 Beta, eletron, X e gama Beta=101 (99) / eletron= 45 (55) / X= 31 (39) / gama= 81 (38)
I-134 Beta e gama
Beta= 474 (30); 594 (16); 699 (11); 980 (13) / gama= 595 (11); 622 (11); 847 (95); 884 (65); 1072
(15); 1136 (9)
I-135 Beta e gama Beta= 352 (22); 529 (24) / gama= 1132 (23); 1260 (29); 1678 (10)
Xe-135m Eletron e gama Eletron= 492 (15) / gama= 527 (80)
Xe-135 Beta e gama Beta= 305 (96) / gama= 250 (90)
U-238 Alfa e eletron Alfa= 4151 (22); 4198 (78) / eletron= 31 (16)
Th-234 Beta e eletron Beta= 27 (19); 53 (70) / eletron= 71 (12)
Pa-234 Beta, eletron e gama
Beta= 137 (45); 194 (19) / eletron= 38 (18); 78 (32); 112 (11) / X= 95 (12); 98 (20) / gama= 131 (18);
883 (10); 946 (13)
U-234 Alfa e eletron Alfa= 4722 (28);4774 (75) / eletron= 35 (21)
Th-230 Alfa e eletron Alfa= 4621 (23); 4687 (76) / eletron= 48 (17)
Ra-226 Alfa Alfa= 4784 (95)
Rn-222 Alfa Alfa= 5490 (100)
Po-218 Alfa Alfa= 6002 (100)
Pb-214 Beta, eletron e gama Beta= 207 (49); 227 (42) / Eletron= 37 (12); 261 (10) / X= 77 (11) gama= 295 (19); 352 (38)
Bi-214 Beta e gama Beta= 526 (17); 540 (18); 1270 (18) / gama= 609 (46); 1120 (15); 1765 (15)
Tl-210 Beta, eletron e gama
Beta= 677 (24); 880 (17); 1766 (12) / eletron= 70 (21); 80 (20) / gama = 296 (79); 800 (99); 1070
(12); 1210 (17); 1316 (21); 2430 (9)
Po-214 Alfa Alfa= 7687 (100)
Pb-210 Eletron Eletron= 30 (60); 43 (14)
Bi-210 Beta, alfa e gama Beta= 389 (100) / Alfa= 4909 (36); 4946 (55) / gama= 266 (50); 305 (28)
Hg-206 Beta, eletron e gama Beta= 332 (42); 451 (54) / eletron= 219 (10) / gama= 305 (31)
Po-214 Alfa Alfa= 7687 (100)
Tl-206 Beta, eletron e gama
Beta= 538 (100) / eletron= 131 (11); 201 (10) / X= 71 (10); 73 (17) / gama= 216 (74); 266 (86); 453
(93); 457 (22); 687 (90); 1022 (69)
Pb-206 Gama Gama= 344 (29); 516 (92); 537 (30); 803 (99); 881 (67) - FINAL
FONTE DE
RADIAÇÕES
Th-232 Alfa e eletron Alfa= 3947 (22); 4012 (78) / eletron= 45 (16)
Ra-228 Irrelevante Betas , eletrons e RX abaixo do limite de interesse.
Ac-228 Beta, eletron e gama Beta= 382 (30); 607 (12) / eletron= 37 (54); 53 (15) / gama= 338 (11); 911 (26); 969 (16)
Th-228 Alfa e eletron Alfa= 5340 (27); 5423 (72) / eletron= 65 (19)
Ra-224 Alfa Alfa= 5685 (95)
Rn-220 Alfa Alfa= 6288 (100)
Po-216 Alfa Alfa= 6778 (100)
Pb-212 Beta, eletron e gama Beta= 94 (83); 172 (12) / eletron= 148 (32) / X= 75 (10); 77 (17) / gama= 239 (44)
Bi-212 Alfa e beta Alfa= 6051 (25); 6090 (10) /// beta= 835 (55)
Tl-208 Beta e gama Beta= 440 (25); 533 (22); 647 (49) / gama= 511 (23); 583 (85); 861 (12); 2615 (99)
Po-212 Alfa Alfa= 8785 (100)
30
3.3 RELAÇÃO DE TODAS AS RADIAÇÕES UTILIZADAS NAS ATIVIDADES
AVALIADAS NESTA PESQUISA.
Como relatado anteriormente, o objetivo desta pesquisa foi estabelecer
requisitos de energia e dose para ensaio e calibração de dosímetros pessoais ativos
em condições de campos mistos de fótons. Por conta disto, foram selecionadas
apenas as energias consideradas relevantes à presente pesquisa, qual seja: radiações
de fótons, com energias a partir de 30 keV e intensidades de emissão a partir de 10%,
provenientes de raios X e gama.
Entretanto, o registro neste trabalho, das radiações provenientes de diversas
outras partículas, servirá para ampliação do escopo da presente pesquisa, no futuro.
Todas as fontes de radiações foram compiladas em ordem alfabética e ordem
crescente de valores de energias médias, com suas respectivas intensidades de
emissão registradas.
As tabelas com as relações de todas as radiações selecionadas, dentro do
escopo desta pesquisa, nas quatro atividades avaliadas podem ser vistas no Apêndice
C.
3.4 SELEÇÃO DAS RADIAÇÕES (ENERGIAS E INTENSIDADES EMISSÃO)
RELEVANTES
A partir daqui o escopo desta pesquisa ficou restrito aos fótons emitidos pelas
fontes de radiações e suas respectivas radiações (energia média e intensidade de
emissão).
Com base nas Tabelas de 3.2 a 3.5, foi feita a seleção de grupo de radiações
relevantes para a pesquisa proposta neste projeto.
Desta forma, foi obtido um conjunto representativo das condições de campos
mistos de radiações presentes nas quatro atividades avaliadas.
31
A seguir estão as fontes de radiações utilizadas nas quatro atividades
avaliadas neste projeto, quais sejam:
a) Radioterapia:
90
Sr,
137
Cs,
192
Ir,
60
Co e raios X;
b) Medicina nuclear:
99m
Tc,
131
I,
67
Ga,
201
Tl,
153
Sm,
18
F,
123
I e
125
I;
c) Ensaios não destrutivos (END):
192
Ir,
137
Cs,
60
Co,
241
Am,
170
Tm,
85
Kr,
Am/Be e raios X; e
d) Mineração e processamento de combustíveis:
85m
Kr,
85
Kr,
87
Kr,
88
Kr,
131
I,
132
I,
133
I,
133m
Xe,
133
Xe,
134
I,
135
I,
135m
Xe,
135
Xe, série do urânio e
série do tório.
Começamos com as radiações presentes nas atividades de radioterapia, onde
o uso de
90
Sr e
137
Cs foi praticamente descontinuado. Enquanto que os feixes de raios
X têm sido utilizados apenas para controle de qualidade do desempenho das câmaras
de ionização.
Em atividades de radioterapia, as unidades de tele-terapia, com fontes de
60
Co,
não tem tido aumento significativo em seu uso, sendo inclusive substituídas por
aceleradores.
Quanto aos dispositivos de
192
Ir para tratamento de braquiterapia, cuja
utilização tem aumentando pouco, também tem sido substituída por aceleradores.
Então, a utilização de raios X de alta energia (aceleradores) tem tido
incremento bastante significativo, como substituto das unidades de tele-terapia (
60
Cs)
e de braquiterapia (
192
Ir). Por outro lado, as unidades de
137
Cs, tem sido substituídas
por dispositivos de braquiterapia (
192
Ir) ou aceleradores (raios X). No caso dos
aplicadores oftalmológicos de
90
Sr estes tiveram seu uso praticamente descontinuado.
Assim, selecionamos os radionuclídeos
192
Ir e
60
Co, cujas energias mais
importantes, dentro do escopo desta pesquisa, são 296 keV, 308 keV, 317 keV e 468
32
keV provenientes do
192
Ir; além das energias de 1.173 keV e 1.333 keV provenientes
do
60
Co.
Na atividade de medicina nuclear, estão presentes os radionuclídeos
99m
Tc,
131
I,
67
Ga,
201
Tl,
153
Sm,
18
F,
123
I e
125
I.
Em medicina nuclear, temos a seguinte situação: O
99m
Tc está presente em
cerca de 90% das atividades referentes a este método de diagnóstico. Enquanto que a
solução de
131
I, responde por cerca de 20% dos procedimentos terapêuticos. Com
relação às fontes de
18
F, este radionuclídeo participa com cerca de 15% das atividades
deste tipo de diagnóstico.
Aqui foram selecionadas as energias de 141 keV do
99m
Tc; as energias de 365
keV e 637 keV do
131
I; além de 511 keV do
18
F.
. Tomando como referência as energias dos radionuclídeos relacionados
acima, estaremos cobrindo também os radionuclídeos ainda em uso em medicina
nuclear, quais sejam:
67
Ga,
201
Tl,
153
Sm,
123
I,
125
I e
177
Lu.
Nas atividades relacionadas as END em indústria convencional, temos a
seguinte situação: em END é comum a utilização de fontes radioativas de
192
Ir,
137
Cs,
60
Co,
241
Am,
170
Tm,
85
Kr, Am/Be; além de equipamentos de raios X.
As fontes de
192
Ir e
137
Cs possuem maior participação neste tipo de atividade.
Sendo que as de
192
Ir são bastante utilizadas em gamagrafia industrial, enquanto que
as de
137
Cs costumam integrar muitos dispositivos de controle de processos.
Desta feita foram selecionadas as energias de 296 keV, 308 keV, 317 keV e
468 keV do
192
Ir; além de 662 keV do
137
Cs.
Finalmente, foram analisados os radionuclídeos presentes nas atividades da
industria nuclear:
85m
Kr,
85
Kr,
87
Kr,
88
Kr,
131
I,
132
I,
133
I,
133m
Xe,
133
Xe,
134
I,
135
I,
135m
Xe,
135
Xe; além das séries do urânio e do tório.
Da mesma forma como efetuado para as três atividades anteriores, foram
selecionadas as radiações de maior relevância, dentro do escopo desta pesquisa,
33
quais sejam:
131
I e
133
Xe. Estes dois radionuclídeos são monitorados continuamente,
na contenção do reator, pelo Sistema de Monitoração de Radiações (SMR).
Assim, foram selecionadas as energias de 31 keV e 81 keV provenientes do
133
Xe; além das energias de 365 keV e 637 keV do
131
I.
Podemos resumir os procedimentos efetuados até agora da seguinte maneira:
a partir das radiações presentes nas atividades avaliadas, selecionamos àquelas que
se enquadraram dentro dos critérios de energia (≥ 30 keV) e intensidade de emissão
(≥ 10%). Dentre aquelas selecionadas foram priorizadas as relevantes, em cada uma
das atividades avaliadas.
A seguir, na Tabela 3.6, estão listadas as energias relevantes para o ensaio e
calibração de dosímetros ativos, conforme a descrição sucinta acima.
Tabela 3.6 – Relação das energias relevantes para o ensaio e calibração de
dosímetros ativos em condições de campos mistos de radiações.
Radionuclídeos Picos de Energias Intensidade de Emissão (por
100 desintegrações)
133
Xe 31 39
133
Xe 81 38
99m
Tc 141 89
192
Ir 296 29
192
Ir
308 30
192
Ir 317 83
131
I 365 81
192
Ir 468 48
18
F 511 194
131
I 637 10
137
Cs 662 85
60
Co 1.173 100
60
Co 1.333 100
34
Observa-se então, na Tabela 3.6, que a faixa de energias em estudo nesta
pesquisa vai de 31 keV a 1.333 keV.
Já as intensidades de emissões, segundo ainda a Tabela 3.6, vão de 10 % a
100 %.
3.5 QUALIDADES DE RADIAÇÕES ESTABELECIDAS POR NORMA (ISO 4037)
PARA SIMULAR AS RADIAÇÕES SELECIONADAS
Nas atividades de calibração de instrumentos de medição das radiações
ionizantes se faz uso de parâmetros dos feixes de radiações chamados qualidades de
radiações.
Neste tópico estão descritos os procedimentos de seleção das qualidades de
radiações, especificadas na norma ISO 4037-3 (1999), que atendem às necessidades
de pontos de energias, para o ensaio e a calibração de dosímetros pessoais ativos.
Na Tabela 3.7 são apresentadas as especificações das quatro séries de
qualidades de radiações, definidas na norma ISO 4037-1 (1996), para radiações
provenientes de equipamentos de raios X.
Tabela 3.7 – Especificações das radiações X filtradas (ISO 4037-1, 1996).
NOME DA SÉRIE
RESOLUÇÃO,
R
E
COEFICIENTE DE
HOMOGENEIDADE, h
VALORES TÍPICOS DE TAXA
DE KERMA NO AR
(1) (2)
[%] (valores aproximados)
[Gy.h
-1
]
Baixa taxa de
kerma no ar
18 a 22 1,0
3 x 10
-4 (3)
Espectro estreito 27 a 31 0,75 a 1,0
10
-3
a 10
-2 (3)
Espectro largo 48 a 57 0,67 a 0,98
10
-2
a 10
-1 (3)
Alta taxa de kerma
no ar
n
ão especificad
a
0,64 a 0,86
10
-2
a 0,5
(3) Para energias médias menores que 30 keV, outros valores podem ser utilizados.
(1) à distância de 1m do tubo de raios X, com o tubo operando a 1mA.
(2) Sob condições de equilibrio de partículas carregadas, o valor de kerma no ar é, aproximadamente, igual
ao de dose absorvida no ar.
35
Para atender às necessidades dos procedimentos de ensaio e calibração de
dosímetros estão disponíveis cinco séries de qualidades de radiações, produzidas com
feixes de raios X, conforme definição na norma ISO 4037-1 (1996): fluorescência de
raios X, baixas taxas de kerma no ar, espectros estreitos, espectros largos e altas
taxas de kerma no ar.
Também na referida norma foram definidos os radionuclídeos utilizados como
fontes de radiações de referência:
60
Co,
137
Cs e
241
Am.
A escolha de determinada série de qualidades de radiações depende da
especificação de energia e de dose, ou taxa de dose, características do dosímetro
ativo a ser submetido aos testes (ensaio ou calibração).
As qualidades de radiações provenientes da série de espectros estreitos são as
mais convenientes para execução de ensaios e calibração dos dosímetros pessoais
ativos. Porque estas qualidades permitem submeter estes dosímetros aos valores de
energias e doses, além das taxas de doses, características das atividades avaliadas
nesta pesquisa.
Na Tabela 3.8 estão descritas as principais características das qualidades de
radiações da série de espectros estreitos, “narrow” (N). A energia média, do espectro,
é determinada conforme descrito no Apêndice A.
36
Tabela 3.8 – Características da série de qualidades de espectros estreitos (ISO 4037-
1, 1996).
QUALIDADE DE
RADIAÇÃO
TENSÃO
MÁXIMA
(1)
ENERGIA
MÉDIA
RESOLUÇÃO,
RE
1° CSR
(4)
ELEMENTO
METÁLICO
2° CSR
(4)
ELEMENTO
METÁLICO
[ISO 4037-3] [kV] [keV] [%] Pb Sn Cu
Al
(3)
[mm] [mm]
N-10 10 8 28 --- --- --- 0,1 0,047 Al 0,052 Al
N-15 15 12 33 --- --- --- 0,5 0,14 Al 0,16 Al
N-20 20 16 34 --- --- --- 1,0 0,32 Al 0,37 Al
N-25 25 20 33 --- --- --- 2,0 0,66 Al 0,73 Al
N-30 30 24 32 --- --- --- 4,0 1,15 Al 1,30 Al
N-40 40 33 30 --- --- 0,21 --- 0,084 Cu 0,091 Cu
N-60 60 48 36 --- --- 0,6 --- 0,24 Cu 0,26 Cu
N-80 80 65 32 --- --- 2,0 --- 0,58 Cu 0,62 Cu
N-100 100 83 28 --- --- 5,0 --- 1,11 Cu 1,17 Cu
N-120 120 100 27 --- 1,0 5,0 --- 1,71 Cu 1,77 Cu
N-150 150 118 37 --- 2,5 --- --- 2,36 Cu 2,47 Cu
N-200 200 164 30 1,0 3,0 2,0 --- 3,99 Cu 4,05 Cu
N-250 250 208 28 3,0 2,0 --- --- 5,19 Cu 5,23 Cu
N-300 300 250 27 5,0 3,0 --- --- 6,12 Cu 6,15 Cu
(2) - Exceto para as 5 (cinco) mais baixas baixas, onde a filtação inerente recomendada é de 1 mm Be, a filtração total é composta
pela filtração adicional mais a filtração inerente ajustada para 4 mm de Al (4.2.3 da ISO 4037-1).
(3) - A filtração inerente recomendada é de 1,0 mm Be, mas outros valores podem ser utilizados. Desde que a energia média
esteja dentro de ± 5 % e que a resolução fique dentro de ± 15 % dos valores listados na Tabela.
(4) - As CSR são medidas a 1,0 m de distância do tubo.
FILTRAÇÃO ADCIONAL
(2)
[mm]
(1) - A diferença de potencial é obtida com carga aplicada ao equipamento.
E na Tabela 3.9 são apresentadas as características das qualidades de
radiações obtidas com uso de radionuclídeos.
Tabela 3.9 – Características da série de qualidades obtidas com fontes radioativas.
QUALIDADE DE
RADIAÇÃO
RADIONUCLÍDEO
ENERGIA
MÉDIA
[ISO 4037-3] [keV]
S-Am
241
Am
59,5
S-Cs
137
Cs
662
S-Co
60
Co
1.250
Com base nos valores de energias médias das qualidades de radiações,
descritas nas Tabelas 3.8 e 3.9, foram associadas as energias das qualidades de
radiações da série de espectros estreitos da norma ISO 4037-3 (1999) que cobrem as
energias listadas na Tabela 3.6.
37
Os valores de energia média das qualidades de radiações, mostrados nas
Tabelas 3.8 e 3.9, não são exatamente os valores de energia das radiações mostradas
na Tabela 3.6.
Para ajustar a defasagem entre os valores de energias das qualidades de
radiações e os valores de energias prioritários aos testes, foram estabelecidas faixas
de abrangência para as qualidades de radiações mostradas nas Tabela 3.8 e 3.9.
As faixas de abrangência foram definidas como sendo de ±20% para raios
gama e ±10% para raios X. Este critério levou em conta o fato dos feixes de radiações
gama serem extremamente estáveis; além de serem mono energéticos. Já os feixes
de raios X dependem da estabilidade do equipamento, que é elétrico, que por sua vez
depende, sobremaneira, da estabilidade da rede elétrica durante a operação. Existe,
ainda, o fato dos feixes de radiações dos equipamentos de raios X serem de amplo
espectro de energias; o que aumenta a incerteza na determinação da energia média
do espectro de raios X.
Desta forma, de acordo com os critérios descritos acima, foram estabelecidas
as faixas de energias para cada uma das qualidades de radiações descritas na norma
ISO-4037-3 (1999). As faixas de energias abrangidas pelas qualidades de radiações
de espectros estreitos estão descritas na Tabela 3.10.
38
Tabela 3.10 Faixas de abrangência das qualidades de radiações de espectros
estreitos.
QUALIDADE DE
RADIAÇÃO
ENERGIA
MÉDIA
[ISO 4037-3] [keV]
N-10 8 7 9
N-15 12 11 13
N-20 16 14 18
N-25 20 18 22
N-30 24 22 26
N-40 33 30 36
N-60 48 43 53
N-80 65 59 72
N-100 83 75 91
N-120 100 90 110
N-150 118 106 130
N-200 164 148 180
N-250 208 187 229
N-300 250 225 275
FAIXA DE
ABRANGÊNCIA
[keV]
Por sua vez, as faixas de abrangência das qualidades de radiações de fontes
radioativas são mostradas na Tabela 3.11.
Tabela 3.11– Faixas de abrangência das qualidades de radiações das fontes
radioativas.
QUALIDADE DE
RADIAÇÃO
ENERGIA
MÉDIA
[ISO 4037-3] [keV]
S-Am 59,5 48 71
S-Cs 662 530 794
S-Co 1.250 1.000 1.500
FAIXA DE
ABRANGÊNCIA
[keV]
39
3.6 REQUISITOS DE ENERGIA
3.6.1 Seleção das qualidades de radiações da norma ISO 4037.
Das energias mostradas na Tabela 3.6 e nas Tabelas de 3.8 e 3.9 podemos
fazer as considerações a seguir:
1) As energias de 31 keV e 81 keV do
133
Xe são perfeitamente
contempladas pelas qualidades de radiações N-40 e N-100, cujas
energias médias são 33 keV e 83 keV, respectivamente;
2) As energias de 637 keV do
131
I e 662 keV do
137
Cs são ambas
contempladas pela qualidade S-Cs;
3) Da mesma forma, as energias de 1.173 keV e 1.333 keV, ambas do
60
Co, são, obviamente, atendidas pela qualidade de radiação S-Co;
4) Numa condição menos favorável, pode-se dizer que as qualidades
N-200 e S-Cs não contemplam, mas seus limites na faixa de
abrangência estão muito próximos das energias de 141 keV do
99m
Tc e de 511 keV do
18
F, respectivamente;
5) Já as energias de 296 keV, 308 keV, 317 keV e 468 keV do
192
Ir não
são contempladas por qualquer uma das qualidades de radiações
da norma ISO 4037-3, sequer ficam próximas dos limites das faixas
de abrangência. O mesmo ocorre com a energia de 365 keV do
131
I.
Na condição especificada no sub-item 4 acima, foram associadas qualidades
de radiações considerando uma condição próxima do ideal.
3.6.2 Determinação de energias fora das faixas de abrangência
A limitação de valores de energias da norma ISO 4037-3 se explica pelo fato
das qualidades de radiações terem sido desenvolvidas para implantação em
40
equipamentos de raios X, então utilizados nas décadas de 50 e 60. Àquela época, o
valor máximo de alta tensão aplicada ao tubo de raios X era de 300 kV, como no
equipamento Stabilipan II, fabricado pela Siemens e ainda em operação no LNMRI-
IRD.
Portanto, existe uma lacuna de energias entre 250 keV (N-300) e 662 keV (S-
Cs), onde não existe nenhuma qualidade de radiação estabelecida por qualquer
norma.
No meio científico já se discute a viabilidade técnica de estabelecimento de
novas qualidades de radiações, aproveitando o lançamento de equipamentos de raios
X de 600 kV e até de 800 kV.
Para atender algumas das energias listadas na Tabela 3.6 que ficam
justamente nesta lacuna de energias foi necessária a implantação de novas
qualidades de radiações no LNMRI-IRD/CNEN.
3.6.3 Determinação das características das qualidades de radiações propostas
Neste tópico estão descritos os procedimentos para determinação das
características das qualidades de radiações propostas, como complemento daquelas
especificadas na norma ISO 4037-3 (1999), visando cobrir a lacuna apresentada em
3.6.2.
Para isto, se fez necessária a análise das características apresentadas pelas
qualidades de radiações estabelecidas na norma ISO 4037-3 (1999), e mostradas nas
Tabelas 3.8 e 3.9.
3.6.4 Energia média das qualidades de radiações propostas
Primeiramente foi necessária a estimativa do maior valor de energia média a
ser obtida pelo equipamento de raios X Pantak 420 kV, disponível no LNMRI-IRD.
41
Para isto, foram utilizados os valores de potencial elétrico e de energia média
de cada uma das qualidades de radiações, referentes à série de espectros estreitos,
mostrados na Tabela 3.8.
Na Figura 3.1 é mostrada a curva de energia média das qualidades de
radiações versus o potencial elétrico aplicado ao tubo de raios X.
y = 0,8309x - 1,0191
R
2
= 0,9995
0
50
100
150
200
250
300
0 100 200 300 400
Potencial elétrico do tubo [kV]
Energia média [keV]
Figura 3.1 – Curvas de energia média versus potencial elétrico do tubo.
A regressão linear foi usada para descrever o comportamento da curva
mostrada na Figura 3.1. Dessa forma, foram calculados os valores máximos de
energia média, obtida com o referido equipamento: 348 keV para qualidades de
espectros estreitos.
Acrescentando o ponto de 348 keV às faixas de abrangência descritas em 3.5,
a abrangência deste ponto variaria de 313 keV a 383 keV.
A qualidade de radiação N-420 (348 keV) contemplaria parcialmente a energia
de 308 keV do
192
Ir. Já a energia de 317 keV, também do
192
Ir estaria sendo
perfeitamente contemplada por esta nova qualidade de radiação. O mesmo estaria
ocorrendo com a energia de 365 keV do
131
I.
Para atender a energia de 296 keV do
192
Ir foi criada uma outra qualidade de
radiação: N-360, com 298 keV de energia média.
42
Todavia, para atender toda a faixa de energias selecionadas em 3.6.2, ainda
faltou contemplar a energia de 468 keV do
192
Ir.
Os resultados até aqui obtidos podem ser observados, de forma sucinta, na
Tabela 3.12 mostrada a seguir.
Tabela 3.12– Resumo das qualidades de radiações propostas nesta pesquisa.
FONTE DE
RADIAÇÃO
ENERGIA
[keV]
QUALIDADE
ISO 4037-3
ENERGIA
MÉDIA
[keV]
Xe-133 31 N-40 33 30 36 -4% 17%
Xe-133 81 N-100 83 75 91 -8% 13%
Tc-99m 141 N-200 164 148 180 5% 28%
Ir-192 296 N-360 298 268 328 -9% 11%
Ir-192 308 N-420 348 313 383 2% 24%
Ir-192 317 N-420 348 313 383 -1% 21%
I-131 365 N-420 348 313 383 -14% 5%
Ir-192 468
L-420
370 333 407 -29%
-13%
F-18 511 S-Cs 662 530 794 4% 55%
I-131 637 S-Cs 662 530 794 -17% 25%
Cs-137 662 S-Cs 662 530 794 -20% 20%
Co-60 1.173 S-Co 1250 1000 1500 -15% 28%
Co-60 1.333 S-Co 1250 1000 1500 -25% 13%
Energias fora dos limites das faixas de abrangência das qualidades de radiações da ISO 4037-3
DESVIO DO VALOR
LIMITE DA FAIXA
FAIXA DE
ENERGIA [keV]
Energias dentro dos limites das faixas de abrangência das qualidades de radiações da ISO 4037-3
Energias próximas aos limites das faixas de abrangência das qualidades de radiações da ISO 4037-3
A visualização das faixas de abrangência pode ser observada no gráfico da
Figura 3.2.
43
0
200
400
600
800
1000
1200
1400
1600
Xe
-
1
3
3
Xe
-
1
3
3
T
c
-
9
9
m
I
r
-
1
9
2
I
r
-
1
9
2
I
r
-
1
9
2
I
-
1
3
1
I
r
-
1
9
2
F
-
1
8
I
-
1
3
1
Cs
-
1
3
7
Co
-
6
0
Co
-
6
0
ENERGIA MÉDIA [keV]
Limite superior
Pontos de calibração
Limite inferior
Figura 3.2 – Gráfico da faixa de abrangência.
3.7 CARACTERÍSTICAS DAS NOVAS QUALIDADES DE RADIAÇÕES
Foram então definidas as características das qualidades de radiações a serem
implantadas: N-360 e N-420. Estas qualidades de radiações foram especificadas e
implantadas, seguindo os critérios estabelecidos na norma ISO 4037-1 (1996).
3.7.1 Filtrações adicionais
A filtração adicional consiste na quantidade de filtros metálicos, interpostos aos
feixes de radiações, para modificar os espectros provenientes dos equipamentos de
raios X, de modo a padronizar estes espectros.
Voltamos à Tabela 3.8 para observar as filtrações adicionais das qualidades de
radiações da série de espectros estreitos. As qualidades N-120; N-200; N-250 e N-300
possuem filtração composta de mais de um filtro, sendo que a qualidade N-200 possui
três componentes de filtração.
44
com a variação da filtração interposta ao feixe.
energia média das qualidades de
O comportamento da variação de filtração adicional, conforme aumenta a
energia
gressão para espectros estreitos pode ser observada na Figura
3.4.
Na Figura 3.3 é mostrado o comportamento da energia média dos espectros
Figura 3.3 – Filtrações adicional versus
0,0
1,0
2,0
3,0
4,0
5,0
6,0
0 50 100 150 200 250 300
ENERGIA MÉDIA [keV]
ESPESSURA DA FILTRAÇÃO [mm]
Pb
Sn
Cu
Al
N-120
N-300
N-250
N-200
radiações da série de espectros estreitos.
média dos feixes de radiações, foi descrita por regressão polinomial. Com este
recurso, foi possível estimar os valores das filtrações adicionais necessárias para
obtenção das qualidades de radiações N-360 e N-420, a serem implantadas no
LNMRI-IRD/CNEN.
A referida re
45
y = 0,0465x - 6,6417
R
2
= 0,9998 (Pb)
y = 7E-06x
3
- 0,0038x
2
+ 0,6595x - 34,067
R
2
= 1 (Sn)
0,0
1,0
2,0
3,0
4,0
5,0
6,0
0 50 100 150 200 250 300
ENERGIA [keV]
ESPESSURA DA FILTRAÇÃO [m]
Pb
Sn
Cu
Al
Figura 3.4 – Comportamento da variação das filtrações adicionais em
qualidades de espectros estreitos.
No gráfico da Figura 3.4, a função que descreve a variação de filtração
de chumbo é a seguinte:
y = 0,0465 x – 6,6417 (3.1)
Onde:
y- valor da filtração adicional (chumbo); e
x – energia média da qualidade de radiação.
Já o comportamento da filtração de estanho possui a seguinte função:
y = 7 10
-06
x
3
- 0,0038 x
2
+ 0,6595 x - 34,067 (3.2)
46
A partir das funções 3.1 e 3.2 foi possível estimar os valores de filtrações
necessários para a implantação das qualidades de radiações propostas nesta
pesquisa: N-360 e N-420, cujas energias médias são, respectivamente, 298 keV e 348
keV.
Na Tabela 3.13 são mostradas as filtrações adicionais necessárias para
implantação das duas qualidades de radiações propostas.
Tabela 3.13 – Filtração adicional das qualidades de radiações propostas.
MATERIAL
QUALIDADE
DE
RADIAÇÃO
ENERGIA
MÉDIA
ESPESSURA
DA
FILTRAÇÃO
[keV] [mm]
Pb N-360 298 7,2
Sn N-360 298 10,6
Pb N-420 348 9,5
Sn N-420 348 30,5
A qualidade N-360 possui diferença de potencial elétrico de 360 kV e filtração
adicional de 7,2 mm de chumbo e 10,6 mm de estanho.
Enquanto a qualidade N-420 possui diferença de potencial elétrico de 420 kV e
filtração adicional de 9,5 mm de chumbo e 30,5 mm de estanho.
3.7.2 Camada semi-redutora (CSR)
Os valores de CSR para espectro estreitos, apresentados na norma 4037-1
(1996), também estão reproduzidos na Tabela 3.8.
Os valores de 1
a
CSR e 2
a
CSR são determinados com alumínio para
qualidades de radiações com energias médias entre 8 keV e 24 keV. Enquanto que
para qualidades de radiações acima desta faixa, de 33 keV a 250 keV, os valores de
1
a
CSR e 2
a
CSR são determinados com cobre.
47
Na Figura 3.5 é mostrado o gráfico de valores de 1
a
e 2
a
CSR (alumínio e
cobre) versus energia média das qualidades de radiações, para a série de espectros
estreitos.
y = 4.258929E-03x
2
- 6.813571E-02x + 3.270000E-01
R
2
= 9.993875E-01
y = 4.794643E-03x
2
- 7.677857E-02x + 3.700000E-01
R
2
= 9.988585E-01
y = -6.713043E-07x
3
+ 2.778046E-04x
2
- 2.452674E-03x - 1.768775E-01
R
2
= 9.992130E-01
y = -6.398871E-07x
3
+ 2.591343E-04x
2
+ 7.076317E-04x - 2.639291E-01
R
2
= 9.990101E-01
0.010
0.100
1.000
10.000
0 50 100 150 200 250 300
ENERGIA MÉDIA [keV]
CSR [mm]
1° CSR Al - N
2° CSR Al - N
1° CSR Cu - N
2° CSR Cu - N
Polinômio (1° CSR Al - N)
Polinômio (2° CSR Al - N)
Polinômio (1° CSR Cu - N)
Polinômio (2° CSR Cu - N)
2° CSR Cu - N1° CSR Cu - N
2° CSR Al - N1° CSR Al - N
Figura 3.5 – Gráfico de valores de 1
a
e 2
a
CSR (alumínio e cobre) versus energia
média das qualidades de radiações de espectros estreitos.
Pelas curvas de comportamento apresentadas nas Figura 3.5 foi possível
estimar os valores de 1
a
e 2
a
CSR das qualidades de radiações propostas nesta
pesquisa.
É importante destacar que os valores estimados de 1
a
CSR e 2
a
CSR servem
como parâmetro para configurar as duas qualidades propostas. A partir das qualidades
implantadas: kV e filtração adicional foram determinados os reais valores de 1
a
CSR e
2
a
CSR das duas qualidades.
No Apêndice F são encontradas as características das duas qualidades de
radiações propostas.
48
3.8 REQUISITOS DE DOSES
No item anterior foram definidas as qualidades de radiações que compuseram
as configurações de qualidades de radiações a que devem ser submetidos os
dosímetros pessoais, durante a realização dos testes de influência de campos mistos.
Passamos então a buscar a segunda e última componente da configuração do
teste de influência da presença de campos mistos de fótons: as proporções de doses
entre as várias componentes dos campos de radiações utilizados nos testes.
Vimos que as informações referentes à intensidade de emissão (para cada
grupo de 100 desintegrações) das radiações selecionadas nesta pesquisa foram
obtidas junto ao NNDC. A título de ilustração, a planilha de dados do
137
Cs, fornecida
pelo NNDC, encontra-se no Apêndice D.
De modo a facilitar a elaboração da próxima Tabela, as atividades analisadas
receberam os códigos mostrados na Tabela 3.14.
Tabela 3.14 – Códigos das atividades analisadas.
CÓDIGO DA ATIVIDADE ATIVIDADE
1 Radioterapia
2 Medicina nuclear
3 END (Ensaios não destrutivos)
4 Mineração e processamento de
combustíveis (reatores e ciclo de
combustíveis)
A intensidade de emissão das radiações selecionadas é mostrada na Tabela
3.15. Os dados obtidos até então foram condensados em uma única tabela, onde foi
feita a associação das radiações selecionadas com as atividades onde são
observadas.
49
Tabela 3.15 – Associação das radiações com as atividades.
ATIVIDADES RADIONUCLÍDEOS
QUALIDADE
ISO 4037-3
ENERGIA
MÉDIA
[keV]
INTENSIDADE [POR
100
DESINTERGRAÇÕES]
4
133
Xe
N-40 33 39
4
133
Xe
N-100 83 38
2
99m
Tc
N-200 164 89
1 / 3
192
Ir
N-360 298 29
1 / 3
192
Ir
N-420 348 30
1 / 3
192
Ir
N-420 348 83
2 / 4
131
I
N-420 348 81
1 / 3
192
Ir
L-420 370 48
2
18
F
S-Cs 662 194
2 / 4
131
I
S-Cs 662 10
3
137
Cs
S-Cs 662 85
1 / 3
60
Co
S-Co 1250 100
1 / 3
60
Co
S-Co 1250 100
A primeira coluna se refere à atividade em que é encontrada determinada
radiação, cujo código foi descrito na Tabela 3.14. Em segundo está o radionuclídeo
emissor da radiação em estudo. Na terceira coluna está a qualidade de radiação,
estabelecida pela norma ISO 4037-3 (1999), que possui energia média próximo ao
valor de energia da radiação mencionada. Na quarta coluna está o valor de energia
média da referida qualidade; e, finalmente, na quinta coluna está o valor de
intensidade de emissão de cada radiação selecionada, com base nas informações
colhidas no LNHB e NNDC.
A atividade codificada 1/3 significa que a radiação é encontrada tanto em
atividades de radioterapia (1) em hospitais e clínicas, quanto de END (3) na indústria
convencional.
O mesmo se sucede com a atividade 2/4, cujas radiações são comuns às
atividades de medicina nuclear e mineração e processamento de combustíveis
nucleares (reatores e ciclo de combustíveis), atividades 2 e 4, respectivamente.
50
3.9 REQUISITOS DE ENSAIO
3.9.1 Critério de avaliação para ensaio e calibração dos dosímetros pessoais
ativos.
Na norma IEC 61526 (2005) são apresentados os requisitos de testes para
verificar a influência de campos mistos no desempenho de dosímetros pessoais ativos.
A variação relativa, ∆
hi,mix
, entre a soma de valores medidos pelo instrumento,
quando submetido, separadamente, às duas radiações componentes de um campo
misto; e a indicação total quando submetido a ambas simultaneamente.
(3.3)
LKi
LKiLiKi
mixhi
H
HHH
+
+
−
+
=∆
,
,,,
,
)(
Onde:
H
i,K
e H
i,L
são os valores indicados pelo instrumento quando irradiados,
separadamente, com os valores verdadeiros convencionais de dose H
K
e H
L
,
submetidos às duas condições de irradiações K e L (campos de radiações S
K
e S
L
de
diferentes energias, ângulos de incidência ou mesmo diferentes tipos de radiações); e
H
i,K+L
é o valor indicado quando o instrumento foi submetido às duas radiações
simultaneamente.
Na IEC 61526 (2005) foi estabelecido que o teste pode ser feito para qualquer
valor de H
K
e H
L
, e qualquer combinação de campos de radiações S
L
e S
K
. Existe
ainda a instrução de que qualquer não linearidade deve ser corrigida.
Também há a recomendação de que, quando diferentes dosímetros são
utilizados para determinar H
i,K
, H
i,L
e H
i,K+L
, qualquer diferença nos fatores de
calibração devem ser considerados. O uso de programas computacionais de
simulação não só é permitido, como também recomendado para este tipo de teste
(IEC 61526, 2005).
51
Segundo a norma, o desvio relativo na indicação do instrumento, ∆
hi, mix
, não
deve exceder o valor de ± 0,1. Neste caso, os requisitos para desempenho em
condições de campos mistos podem ser considerados atendidos.
3.9.2 Configuração de energias e proporção de doses para ensaio dos
dosímetros pessoais ativos.
Para atender às instruções dos testes relatados na norma IEC 61526 (2005),
foram montadas planilhas contendo as energias propostas nesta pesquisa,
representadas por suas respectivas qualidades de radiações, incluindo aqui as duas
qualidades desenvolvidas e implantadas nesta pesquisa (N-360 e N-420).
As Tabelas do Apêndice E descrevem as configurações de energias
(qualidades de radiações) associadas à proporção de “doses” para formação de
campos mistos.
Os dosímetros pessoais ativos devem ser submetidos aos referidos campos
mistos em testes de influência, como forma de verificar a adequação ou não do
desempenho destes dosímetros aos requisitos da norma IEC 61526 (2005).
Como já foi dito, os campos mistos propostos na norma IEC 61526 (2005) são
compostos de apenas
duas componentes. Coincidentemente, foi exatamente esta a
quantidade de radiações selecionadas para as atividades 2 e 4, conforme mostrado na
Tabela 3.15.
Os campos mistos presentes na atividade 2 pode ser simulado pela
configuração N-200+S-Cs. O campo misto da atividade 4 seria representado por N-
40+N-100. Já atividade 3 incluiria S-Cs e outra qualidade dentre N-360, N-420, L-420
e S-Co.
Por último temos que o conjunto de atividades de radioterapia e END (código
1/3), pode ser representada por outras 6 (seis) radiações.
52
3.10 REQUISITOS DE CALIBRAÇÃO
As qualidades de radiações estabelecidas na norma ISO 4037-3 (1999) servem
para determinação da resposta do instrumento em função da energia de fótons e
ângulo de incidência da radiação. Tais ensaios representam parte dos chamados
“testes de tipo” onde os efeitos de grandezas de influências são examinados. As
condições de referência estão na Tabela 3.16.
Tabela 3.16 - Condições de referência e condições padrão de teste para parâmetros
radiológicos.
GRANDEZA DE
INFLUÊNCIA
CONDIÇÕES DE
REFERÊNCIA
CONDIÇÕES PADRÃO DE
TESTES
Energia de fótons
137
Cs
(a 137
Cs
(a
Ângulo de incidência da
radiação
Orientação de referência
Orientação de referência ±
5°
Contaminação por
elemento radioativo
Irrelevante Irrelevante
Radiação de fundo Taxa de equivalente de
dose ambiente, H*(10) 0,1
µSv.h
-1
ou menor na prática
Taxa de equivalente de
dose ambiente, H*(10)
menor que 0,25 µSv.h
-1
(a
Outra qualidade de radiação pode ser utilizada se a faixa de energia em que opera o instrumento sob teste não
compreende a energia do
137
Cs.
3.11 SELEÇÃO DAS CONFIGURAÇÕES DE CAMPOS MISTOS PARA TESTES
Por questões de infra-estrutura não há como executar no LNMRI-IRD os testes
em todas as configurações aqui propostas.
Entretanto existe a viabilidade técnica de se executar os testes em duas das
configurações: N-40 (33 keV)+N-100 (83 keV) e S-Cs (662 keV)+S-Co (1250 keV).
Estes campos mistos são encontrados em atividades da indústria nuclear (4) e END
(3), respectivamente.
53
Nas Tabelas 3.17 e 3.18 estão as duas configurações a serem utilizadas em
testes de dosímetros ativos para atender as condições de campos mistos nas
atividades 4 e 3.
Tabela 3.17 – Configuração de campo misto existente em atividade de ciclo do
combustível (industria nuclear).
S
K
S
L
H
i,K
H
i,L
H
i,K+L
N-40 N-100
51% 49%
100%
Proporção
Hp (10)
DOSES [
µ
Sv]
CAMPOS DE
RADIAÇÕES
ATIVIDADE 4
Qualidades
A proporção indicada para formulação do campo misto experimental seria de
51% da taxa de dose a que seria exposto o dosímetro proveniente da radiação N-40 e
ou outros 49% da taxa viria da qualidade de radiação N-100.
A configuração de campos mistos acima atende aos instrumentos utilizados
nas atividades de mineração e processamento de combustíveis em industrias
nucleares (atividade 4).
Tabela 3.18 – Configuração de campo misto existente na atividade de END.
S
K
S
L
H
i,K
H
i,L
H
i,K+L
S-Cs S-Co 18% 21% 39%
ATIVIDADE 3
DOSES [
µ
Sv]
CAMPOS DE
RADIAÇÕES
Hp (10)
Qualidades Proporção
Neste caso, a proporção do campo misto experimental seria de 18% da taxa de
dose proveniente da radiação S-Cs e outros 21% da taxa de vir da qualidade de
radiação S-Co.
54
Importante frisar que as proporções de doses mostradas na Tabela 3.18 se
relacionam a todas as outras energias associadas à atividade 3, mostradas na Tabela
3.15: 298 keV, 348 keV e 370 keV.
Como o campo misto aqui utilizado terá apenas duas componentes,
assumiremos valores iguais entre as taxas das duas qualidades.
A segunda configuração está relacionada às atividades de END, nas indústrias
convencionais.
3.12 ESCOLHA DOS DOSÍMETROS ATIVOS PARA TESTE
Os dosímetros foram escolhidos entre os disponíveis para calibração no LNMRI-IRD.
A não ser o dosímetro da marca Thermo e modelo Mk2, adquirido pelo IRD para servir
de referência de desempenho.
Na Tabela 3.19 estão listadas as características dos quatro modelos utilizados
nos testes.
Tabela 3.19 – Modelos de dosímetros ativos utilizados.
DOSÍMETRO
MARCA E MODELO DETECTOR PARTÍCULAS GRANDEZA FAIXA DE ENERGIA FAIXA DE OPERAÇÃO
Termo Electron Corporation / EPD Mk 2.3 Fotodiodo Fotón e beta Hp(10) 15 keV a 10 MeV
0
µ
Sv h
-1
a 4 Sv h
-1
Canberra / Dosicard / Eurisys Mesures / 41277 Fotodiodo Fóton Hp(10) 30 keV a 2 MeV
1 µSv h
-1
to 1 Sv h
-1
Thermo Scientific / Rad Eye PRD 42506/71 NaI(Tl) Fóton Hp(10) 30 keV a 1,3 MeV
Até 250
µ
Sv h
-1
Aloka / MyDose Alarm / ADM-112 Semi-condutor Fóton Hp(10) 40 keV a 3 MeV
0 a 300 mSv h
-1
CARACTERÍSTICAS DOS DOSÍMETROS
55
3.13 ARRANJO EXPERIMENTAL
3.13.1 Ensaio em raios X
Para efetuar os testes de influência de campos mistos em raios X foi montado
um sistema de irradiação composto de dois tubos de raios X, conforme descrito a
seguir:
Equipamento de raios X 300 kV da marca Siemens, modelo Stabilipan II e
equipamento de raios X da marca Seifert com 320 kV.
A Figura 3.6 mostra o arranjo experimental para ensaio na configuração N-
40+N-100.
Raios X
Siemens
Simulador de
tronco (fantoma)
Dosímetro preso
ao simulador
Raios X Seifert
Ângulo de incidência
entre os dois feixes
igual a 20°
2,0 m
0,5 m
Figura 3.6 – Arranjo experimental para ensaio em raios X.
A irradiação foi efetuada a uma distância de 2 metros entre o foco do
equipamento de raios X e o dosímetro sob testes, o diâmetro do campo foi de 0,50 m.
Por questões de limitação do espaço no arranjo experimental, o ângulo mínimo
entre as direções de incidência dos feixes de raios X do Siemens e do Seifert ficou
com 20°.
56
A seguir, na Tabela 3.20, são mostradas as duas qualidades de radiações,
cada uma com três diferentes taxas de doses, componentes do campo misto
experimental.
Tabela 3.20 – Componentes de campo misto experimental
CÓDIGO
TAXAS DE
Hp(10) [
µ
Sv h
-1
]
SE-1 386
SE-2 1298
SE-3 3493
SI-1 375
SI-2 1303
SI-3 3473
QUALIDADE DE RADIAÇÃO
N-40 = 40 kV (33 keV) - 0,5 mA - 15 min -0,20 mm Cu + 3,5 mm Al
N-40 = 40 kV (33 keV) - 1,6 mA - 4,5 min - 0,20 mm Cu + 3,5 mm Al
N-40 = 40 kV (33 keV) - 4,2 mA - 1,7 min - 0,20 mm Cu + 3,5 mm Al
N-100 = 100 kV (83 keV) - (300-R1) - 2 mA - 0,85 dig - 5,0 mm Cu + 2,60 mm Al
N-100 = 100 kV (83 keV) - (300-R1) - 10 mA - 0,84 dig - 5,0 mm Cu + 2,60 mm Al
N-100 = 100 kV (83 keV) - (300-R1) - 20 mA - 0,84 dig - 5,0 mm Cu + 2,60 mm Al
Em seguida vem a Tabela 3.21 com as taxas disponíveis para cada
configuração.
Tabela 3.21 – Taxas de doses disponíveis
TAXAS DE
Hp(10) [
µ
Sv h
-1
]
761
2600
6966
CONFIGURAÇÃO
SE-1 + SI-1
SE-2 + SE-2
SE-3 + SI-3
3.13.2 Ensaio em raios gama
Os testes de influência de campos mistos na configuração S-Cs+S-Co foram
realizados no arranjo experimental mostrado na Figura 3.7.
Os equipamentos utilizados foram um irradiador colimado multi-fonte Buchler
OB85, com fontes de radiação de
241
Am;
226
Ra;
137
Cs e
60
Co.
Em conjunto com o irradiador panorâmico multi-fonte Buchler OB34, com
fontes de radiação de
137
Cs e
60
Co.
57
Figura 3.7 - arranjo experimental para os testes em raios gama.
Na Tabela 3.22 são mostradas as taxas de doses disponíveis no laboratório
para en
Tabela 3.22 - Taxas de doses disponíveis no laboratório para ensaios em raios gama.
.13.3 Calibração em raios X
strado o arranjo experimental para calibração dos
dosíme
ado um equipamento de raios X da marca Pantak,
modelo
S-Co-1
S-Co-2
S-Co-3
Cs-137-1
Cs-137-2
Cs-137-3
Co-60 - 1,50 m - campo de 0,50 m
Co-60 - 2,50 m - campo de 0,85 m
Co-60 - 3,50 m - campo de 1,20 m
19
33
70
Cs-137 - 4,20 m
Cs-137 - 3,20 m
Cs-137 - 2,20 m
]
336
121
62
Irradiador colimado
de cobalto
Irradiador
panorâmico
de césio
Simulador
de tronco
(fantoma)
Dosímetro preso ao
simulador (condição A)
Dosímetro preso
ao simulador
(condição B)
3,50 m
2,20 m
Diâmetro de
cam
p
o 1
,
20 m
saio de campos mistos na configuração S-Cs+S-Co.
CÓDIGO
QUALIDADE DE RADIAÇÃO
TAXAS DE Hp(10) [µSv h
-
1
3
Na Figura 3.8 está mo
tros em feixes de raios X.
Para a calibração foi utiliz
com tubo de 420 kV.
58
0,50 m.
Figura – 3.8 – Arranjo experimental para calibração em raios X.
3.13.4 Calibração em raios gama
do o arranjo experimental para calibração dos
dosíme
um irradiador colimado multi-fonte da marca
Buchle
o LNMRI-IRD é de 1,50 m e o
diâmet
Na Tabela 3.23 são mostradas as taxas de doses disponíveis para calibração.
A distância de calibração foi de 2,50 m e o diâmetro do campo de radiação de
Raios X Pantak
420 kV
Simulador de tronco
(fantoma)
Dosímetro preso ao
simulador
2,5 m
Diâmetro do
campo 0,5 m
Na Figura 3.9 está mostra
tros em feixes de raios gama.
Para a calibração foi utilizado
r, modelo OB85 com fontes de
137
Cs e
60
Co.
A distância de calibração no laboratório d
ro do campo de radiação foi de 0,50 m.
Figura – 3.9 – Arranjo experimental para calibração em raios gama.
Irradiador
colimado
Buchler
Simulador
de tronco
(fantoma)
Dosímetro preso
ao simulador
Diâmetro
do campo
0,5 m
1,50 m
59
abela 3.23 - taxas de doses disponíveis para calibração em raios gama.
.14 EX
.14.1 Dosímetro de referência
dosímetro Thermo/Mk2 consistiu no levantamento
feixes de raios X e gama. Fabricado pela Thermo
Electro
Os dosímetros foram irradiados no arranjo experimental descrito em 3.15.1 em
qualidade N-100. Finalmente, foram
subme
3.14.3
Desta feita, os dosímetros foram irradiados em duas condições:
fonte de
60
Co; e
CÓDIGO
S-Co
S-Cs
137
Cs - 1,50 m - campo de 0,50 m
1350
QUALIDADE DE RADIAÇÃO
TAXAS DE
Hp(10) [
µ
Sv h
-1
]
Co - 1,50 m - campo de 0,50 m
336
T
60
3 ECUÇÃO DOS TESTES
3
O testes executados com o
da resposta deste instrumento em
n Corporation, este instrumento, originado em projeto elaborado pelo NRPB da
Inglaterra, é considerado um instrumento de excelência, conforme amplamente
divulgado em diversas publicações (BOLOGNESE, 2004, AMBROSI, 2004, LUSZIK,
2007).
3.14.2 Ensaio de campos mistos em raios X
feixes de raios X de qualidades N-40 e N-100.
Os dosímetros foram irradiados primeiramente com feixes de qualidade N-40.
Em seguida foram submetidos aos feixes de
tidos simultaneamente, às radiações provenientes dos dois feixes de radiações.
O valor de dose para irradiação dos dosímetros foi de 100 µSv.
Ensaio de campos mistos em raios gama
a) Com a parte frontal voltada para a
b) Com a parte frontal voltada apara a fonte
137
Cs.
60
Em ambas a sistemática de irradiação foi a mesma:
Os dosímetros foram irradiados primeiramente com a fonte de
137
Cs e após
com a
postos às duas fontes
simulta
por ser de uso de radioproteção, levaria cerca de 1 hora em cada
medida
Durante o processo de calibração dos dosímetros, em feixes de raios X, os
s feixes das qualidades, N-40; N-60; N-80; N-100; N-
250; N
3.14.5
Aqui os dosímetros foram expostos a 1,50 m da fonte com campo de 0,50 m.
aplicar o mesmo valor de dose que o obtido nos
feixes d
fonte de
60
Co. Logo em seguida foram ex
neamente.
O valor de dose desta feita foi de apenas 10 µSv devido às limitações do
equipamento que,
para atingir a dose de 100 µSv.
3.14.4 Calibração em raios X
instrumento foram expostos ao
-300; S-Cs e S-Co. Também foram utilizadas aquelas propostas neste projeto:
N-360 e N-420.
Também desta vez o valor de dose foi de 100 µSv.
Calibração em raios gama
Entretanto, desta vez, foi possível
e raios X: 100 µSv.
61
CAPÍTULO 4
RESULTADOS E DISCUSSÕES
Neste capítulo serão apresentados os resultados obtidos durante o
desenvolvimento da pesquisa de tese.
4.1 RADIAÇÕES SELECIONADAS NA PESQUISA
Como resultado preliminar podemos apontar as informações contidas na
Tabela 3.15. Nela são mostradas as 13 (treze) radiações selecionadas,
acompanhadas de suas respectivas intensidades de emissão.
4.2 CONFIGURAÇÕES DE ENERGIAS E PROPORÇÃO DE DOSES
PROPOSTAS
Outro resultado preliminar deste projeto é apresentado no Apêndice E deste
documento. Lá estão as configurações experimentais para simulação de campos
mistos para as quatro atividades analisadas.
4.3 QUALIDADES DE RADIAÇÕES DESENVOLVIDAS E IMPLANTADAS
As duas qualidades de radiações desenvolvidas e implantadas no LNMRI-IRD
têm suas características mostradas na Tabela 4.1.
Estas se somaram àquelas estabelecidas na ISO 4037-3 (1999) para a
calibração dos 11 exemplares de dosímetros ativos utilizados.
62
Tabela 4.1 – Características das qualidades de radiações propostas nesta pesquisa.
QUALIDADE TENSÃO
MÁXIMA
ENERGIA
MÉDIA
FILTRAÇÃO
ADICIONAL
1
a
CSR 2
a
CSR
N-360 360 kV 298 keV 7,2 mm Pb +
10,6 mm Sn
7,29 mm Cu 7,61 mm Cu
N-420 420 kV 348 keV 9,5 mm Pb +
30,5 mm Sn
9,70 mm Cu 12,17 mm Cu
4.4 TESTE DE INFLUÊNCIA DA PRESENÇA DE CAMPOS MISTOS DE
RADIAÇÕES
Passamos a apresentar os resultados finais do teste de influência da presença
de campos mistos na determinação de dose por dosímetros ativos, em campos de
raios X e raios gama.
As planilhas de incertezas são mostradas no Apêndice G.
4.4.1 Campos mistos em raios X
Na tabela 4.2 são apresentados os resultados do testes para configuração em
raios X: N-40 + N-100.
Tabela 4.2 – Resultado do teste de campos mistos em raios X (N-40+N-100).
FABRICANTE E MODELO SÉRIE
U-1 # 02-0497 0,045 0,088
U-2 # 02-0498 -0,040 0,038
U-3 # 02-0499 0,009 0,008
Z-1 # 012838 0,031 0,035
Z-2 # 012927 0,068 0,040
Z-3 # 012937 0,050 0,038
W-1 # 98779 -0,037 0,109
W-2 # 98815 0,034 0,046
Aloka / MyDose Alarm / ADM-112
Canberra / Dosicard / Eurisys Mesures / 41277
Thermo Scientific / Rad Eye PRD 42506/71
DOSÍMETRO
∆hi,mix
U
63
Tabela 4.3 – Resultado dos testes de influência de campos mistos em raios gama.
Mais uma vez os dosímetros Dosicard # 1, Radeye # 2 e Mydose # 1, apesar
do desempenho satisfatório, apresentaram valores de incertezas expandidas
associadas que comprometem seus desempenhos nos testes.
O valor de ∆h
i,mix
deve ser menor ou igual que 0,1; segundo o exposto no item 8
na norma IEC 61526.
Todos os dosímetros submetidos aos testes foram aprovados nesta condição
de teste. Todavia, analisando os resultados de cada um deles, observamos que os
instrumentos Dosicard # 1, Radeye # 2 e Mydose # 1 apresentaram valores de
incertezas expandidas associadas que comprometem seus desempenhos nos testes.
4.4.2 Campos mistos em raios gama
Apresentamos a seguir os resultados dos testes realizados nos feixes de raios
gama de
137
Cs e
60
Co, que são mostrados na Tabela 4.3.
FABRICANTE E MODELO SÉRIE
A* 0,000 0,149
B** 0,000 0,038
A* -0,048 0,048
B** 0,000 0,000
A* 0,000 0,068
B** 0,000 0,038
A* -0,003 0,009
B** -0,010 0,008
A* -0,037 0,091
B** -0,010 0,008
A* 0,002 0,014
B** -0,003 0,008
A* 0,041 0,103
B** -0,042 0,087
A* 0,003 0,082
B** -0,044 0,043
**B - dosímetro voltado para a fonte de césio e de costas para a fonte de cobalto.
Aloka / MyDose Alarm / ADM-112
W-1 # 98779
W-2 # 98815
*A - dosímetro voltado para a fonte de cobalto e de costas para a fonte de césio.
Thermo Scientific / Rad Eye PRD 42506/71
Z-1 # 012838
Z-2 # 012927
Z-3 # 012937
Canberra / Dosicard / Eurisys Mesures / 41277
U-1 # 02-0497
U-2 # 02-0498
U-3 # 02-0499
DOSÍMETRO
CONDIÇÃO
DE
IRRADIAÇÃO
∆hi,mix
[tese]
U [%]
64
terior dos dosímetros.
co, portanto com geometria de irradiação multi-direcional.
toma, sendo dessa
forma m
ama.
A tabela 4.4 apresenta as respostas dos dosímetros quando expostos aos
Importante salientar que os resultados comentados acima foram apresentados
na condição A, ou seja: quando irradiados com o feixe de raios gama do
60
Co
frontalmente e com o feixe de raios gama do
137
Cs pelo lado pos
O dosímetro Mydose # 1 também apresentou desempenho insatisfatório na
condição B, ou seja: com a irradiação frontal da fonte de
137
Cs e posterior com a fonte
de
60
Co.
Como descrito anteriormente, o feixe de raios gama do
60
Co é proveniente de
um irradiador com feixe colimado. Já o feixe do
137
Cs é produzido por um irradiador
panorâmi
O feixe de raios gama do
60
Co sendo colimado produz menor espalhamento
que o feixe de
137
Cs, proveniente de irradiação panorâmica. Todavia a contribuição de
espalhamento dos feixes de cobalto provêm da interação com o fan
ais intensa na condição B, quando o dosímetro está de costas para a fonte de
cobalto, tendo entre eles o fantoma. Sendo assim, não seria de se esperar que três
dos onze dosímetros apresentassem resultados ruins na condição A.
4.5 CALIBRAÇÃO EM FEIXES DE RADIAÇÕES X E GAMA
Apresentamos os resultados finais da calibração em raios X e g
feixes de radiações X e gama no laboratório.
65
Tabela 4.4 – Respostas dos dosímetros durante calibração em raios X e gama
FABRICANTE E
MODELO
SÉRIE N-40 N-60 N-80 N-100 N-250 N-300 N-360 N-420 S-Cs S-Co
D1 - 172079 0,95 0,82 0,96 1,02 1,14 1,15 1,10 1,04 1,00 0,84
D2 - 174597 0,96 0,85 0,94 1,00 1,14 1,15 1,09 1,04 0,84 0,84
D3 - 174602 0,97 0,88 0,95 1,00 1,12 1,12 1,08 1,02 0,84 0,85
U1 - 02-0497 0,02 0,31 0,67 0,95 1,03 1,04 1,16 1,07 0,86 0,76
U2 - 02-0498 0,05 0,42 0,81 1,13 0,84 0,87 1,04 0,95 0,86 0,78
U3 - 02-0499 0,06 0,42 0,86 1,07 1,13 1,14 1,25 1,11 0,87 0,79
Z1 - 012838 0,01 0,17 0,38 0,55 1,10 1,08 1,07 0,85 0,96 0,96
Z2 - 012927 0,08 0,18 0,38 0,63 1,00 1,07 1,14 0,91 0,99 0,97
Z3 - 012937 0,08 0,22 0,50 0,76 1,16 1,18 1,30 1,02 1,09 0,94
W1 - 98779 0,01 0,29 0,64 1,00 0,90 0,92 0,91 0,90 0,69 0,66
W2 - 98815 0,01 0,31 0,70 1,00 0,86 0,88 0,92 0,88 0,68 0,67
Termo Electron
Corporation /
EPD Mk 2.3
Aloka / MyDose
Alarm / ADM-
112
Thermo
Scientific / Rad
Eye PRD
42506/71
Canberra /
Dosicard /
Eurisys Mesures
/ 41277
DOSÍMETRO RESPOSTAS DOS DOSÍMETROS
O valor de incerteza expandida, estimada para o processo de calibração de
ativos no LNMRI-IRD é de ± 5% (k=2). Dessa forma, a barra de erros apresentada no
gráfico das respostas dos dosímetros foi de 2,5%.
Para facilitar a visualização foram colocados no gráfico apenas os valores médios de
respostas entre os exemplares do mesmo modelo, conforme Figura 4.1.
66
Pontos médios entre 250 e 1250 keV
0,60
0,70
0,80
0,90
1,00
1,10
1,20
1,30
0 500 1000 1500
ENERGIA MÉDIA [keV]
RESPOSTA DOS
DOSÍMETROS
D
U
Z
W
Pontos de calibração das
qualidades propostas
Figura 4.1 – Curvas de respostas dos dosímetros submetidos à calibração.
A região demarcada abrange os pontos de calibração que se tornaram
possíveis de obter graças às novas qualidades de radiações propostas nesta
pesquisa: N-360 (298 keV) e N-420 (348 keV).
Nesta região é possível observar que todos os dosímetros apresentaram
mudança no comportamento de suas respostas.
Entretanto, o comportamento das respostas dos dosímetros EPD e My Dose
pode ser considerada normal em vista da queda esperada nas respostas destes
dosímetros, quando a energia aumenta em direção aos valores das energias do
137
Cs
e
60
Co.
Já os dosímetros Dosicard e Radeye apresentaram variações bruscas nas
curvas de suas respostas, completamente diferentes das dos demais instrumentos
67
submetidos aos mesmos testes. A comprovação de que as respostas obtidas são
verdadeiramente características dos dosímetros Dosicard e Radeye foi obtida com a
realização dos testes com três exemplares de cada um dos dois modelos. Sendo que
a resposta aqui avaliada é a média das respostas dos três exemplares.
Se for feita uma análise do gráfico da Figura 4.1, subtraindo-se a nova região
proposta nesta pesquisa, deixaria de ficar evidente as variações de respostas
comentadas no parágrafo anterior. Sendo assim, podemos afirmar que os resultados
acima demonstraram a eficácia dos novos pontos de energia propostos nesta
pesquisa.
Acrescente-se a isto o fato de que a região onde estão os novos pontos
abrange três das quatro principais energias do
192
Ir quais sejam: 296 keV, 308 keV e
317 keV.
Esta situação indica que os dosímetros Dosicard e Radeye não estão
registrando de forma correta as doses provenientes das radiações emitidas pelo
192
Ir.
Como agravante desta situação, está o fato de que estamos analisando o
desempenho de apenas quatro modelos de dosímetros ativos, entre os inúmeros
modelos existentes no mercado. Certamente existem muitos instrumentos com
desempenhos inferiores aos relatados aqui.
68
CAPÍTULO 5
CONCLUSÕES
As treze configurações de energias e proporções de doses, propostas nesta
pesquisa, acrescentam aos requisitos de testes da norma IEC 61526 (2005) um
conjunto de condições de teste que cobrem todas as quatro atividades avaliadas:
radioterapia, medicina nuclear, END e mineração e processamento do combustível
nuclear.
Todos os dosímetros apresentaram resultados abaixo do limite de 0,1 proposto
na norma IEC 61526. Todavia, considerando as incertezas expandidas apresentadas
pelos dosímetros Dosicard # 1, Radeye # 2 e Mydose # 1, podemos afirmar que os
resultados comprometeram o desempenho destes instrumentos nos testes. É
importante realçar que desempenho destes três instrumentos foi o mesmo, tanto nos
testes de raios X quanto de raios gama. Sendo assim, as configurações experimentais
de campos mistos, implantadas no LNMRI-IRD/CNEN: N-40+N-100 e S-Cs+S-Co
demonstraram sua utilidade ao detectar falhas em três exemplares de dosímetros dos
oito submetidos aos testes. Principalmente pelo fato dos dosímetros testados serem
amplamente utilizados na área nuclear.
As duas qualidades de radiações desenvolvidas e implantadas no LNMRI-
IRD/CNEN: N-360 e N-420 servirão para complementar a faixa de energias requeridas
para calibração dos sistemas de monitoração, principalmente com respeito à atividade
de radioproteção durante END com irradiadores de
192
Ir. Estas qualidades mostraram
sua utilidade com pontos de calibração na faixa de energias entre 250 keV e 662 keV,
não cobertas pela norma ISO 4037-3 (1999). Como conseqüência, os dosímetros
passam a avaliar melhor a energia de 298 keV, próxima de três energias do
192
Ir.
69
Os resultados desta pesquisa cobriram as lacunas de requisitos das normas
IEC 61526 (2005) e ISO 4037 (1999), a respeito de ensaio e calibração de sistemas de
monitoração individual ao apresentar configurações de energias e proporções de
doses.
Pelos resultados obtidos foi mostrada a importância da condição de campos
mistos de radiações como parâmetro de influência.
70
CAPÍTULO 6
RECOMENDAÇÕES
Outra deficiência apontada por esta pesquisa entre os requisitos de testes da
norma IEC 61526 (2005) é a falta de previsão para ocorrência de mais de duas
componentes do campo misto de radiações, o que pode comprometer o resultado da
avaliação de desempenho dos dosímetros. Podemos tomar como exemplo o caso do
192
Ir e suas quatro energias presentes nas atividades de radioterapia e END.
Fica aqui apontada a necessidade de desenvolvimento de testes de influência
de campos mistos com mais de duas componentes de radiações.
71
REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS
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75
APÊNDICE A
DEFINIÇÕES
Conforme descrito na norma ISO 4037 (1999), IEC 61526 (2005) e VIM (2007).
Camada semi-redutora, CSR, (kerma no ar): espessura de determinado material
metálico que atenua o feixe de radiação de tal maneira que a taxa de kerma no ar fica
reduzida à metade de seu valor original.
Nesta definição, as contribuições de todas as radiações espalhadas, além daquelas
eventualmente presentes nos feixes, são consideradas excluídas.
Característica de resposta: é a relação entre um estímulo e a resposta
correspondente, sob condições definidas.
Exemplo:
A força eletromotriz de um termopar como função da temperatura.
Observações:
1) A relação pode ser expressa na forma de uma equação matemática, uma tabela
numérica ou um gráfico.
2) Quando o estímulo varia como uma função do tempo, uma forma de característica
de resposta é a função de transferência (“transformada de Laplace” da resposta
dividida pelo estímulo).
Condições de referência: são condições de uso, prescritas para ensaio de
desempenho de um instrumento de medição ou para intercomparação de resultados
de medições (VIM).
Observação: As condições de referência geralmente incluem os valores de referência
ou as faixas de referência para as grandezas de influência que afetam o instrumento
de medição.
Condições de referência representam um conjunto de grandezas de influência para as
quais o fator de calibração do instrumento é valido, sem qualquer necessidade de
correção.
Na norma ISO 4037-2 (1997), por exemplo, são estabelecidos os seguintes valores de
referência:
a) Temperatura ambiente: 293,15 K (20 °C);
b) Pressão atmosférica: 101,325 kPa (1 atm); e
76
c) Umidade relativa no ar: 65%.
Condições de utilização: são condições de uso para as quais as características
metrológicas especificadas de um instrumento de medição mantêm-se dentro de
limites especificados.
Observação:
As condições de utilização geralmente especificam faixas ou valores aceitáveis para o
mensurando e para as grandezas de influência.
Na norma ISO 4037-2 (1997), por exemplo, são estabelecidos os seguintes valores de
faixas de utilização:
a) Temperatura ambiente: 291,15 K a 295,15 K;
b) Pressão atmosférica: 86 kPa a 106 kPa; e
c) Umidade relativa: 30% a 75%.
Segundo informações contidas na referida norma, caso o instrumento opere fora
destas faixas os resultados das medições podem ter seu valor de incerteza
aumentado.
END: ensaios não destrutivos executados de tal maneira que não produzam dano ao
item sob avaliação, como por exemplo: testes com fontes de radiações ionizantes ou
ultra-som.
Energia efetiva, E
eff
, (de raios X numa faixa de energias): Energia de raios X
monoenergéticos que possuem a mesma CSR.
Energia média de fótons,
E
: é a razão definida pela equação A.1:
(A.1)
∫
Φ
∫
Φ
=
max
0
max
0
E
E
E
E
dE
EdE
E
Onde:
Φ
E
é a derivada da fluência dos fótons primários de energia E com respeito às
energias entre E e E+dE, definida na equação A.2 como:
Φ
E
77
(A.2)
dE
Ed
E
)(Φ
=
Φ
Nesta pesquisa esta definição foi abreviada para energia média.
Equivalente de dose individual, Hp(10): é o equivalente de dose em tecido mole,
conforme definido na publicação ICRU-51 (1993), em um ponto específico no corpo
humano, na profundidade de 10 mm. A unidade de Hp(10) é em J.kg
-1
com nome
especial de Sv.
Equivalente de dose individual, Hp(0,07): é o equivalente de dose, conforme
definido acima, porém em profundidade de 0,07 mm, ou seja: na superfície da pele.
Espectro estreito: espectro de raios X com filtração adicional bastante densa (Pb e
Sn) de modo a eliminar as componentes de mais baixa energia. O código N vem da
palavra “narrow”em inglês.
Fator de calibração (da câmara de ionização associada a determinado
dispositivo de medição): representa a razão do valor verdadeiro convencional da
grandeza medida pelo instrumento dividida pela indicação do instrumento, corrigida
para as condições de referência estabelecidas.
Grandeza ou parâmetro de influência: é grandeza que não é o mensurando, mas
que afeta o resultado da medição deste.
Exemplos:
a) A temperatura de um micrômetro usado na medição de um comprimento;
b) A freqüência na medição da amplitude de uma diferença de potencial em
corrente alternada;
c) A concentração de bilirrubina na medição da concentração de hemoglobina
em uma amostra de plasma sangüíneo humano;
d) A indicação de um dosímetro, constituído de câmara de ionização não
selada, é influenciada pela temperatura e pressão atmosférica no ambiente
em que se encontra operando. Apesar de ser necessário o conhecimento
destas duas grandezas para determinação da dose, a medição destas não
é o objetivo principal da medição.
78
Idealmente, a calibração deveria ser executada em condições de referência. Como isto
nem sempre é possível, um pequeno intervalo em torno dos valores de referência
pode ser aplicado. Os desvios do fator de calibração sob condições de referência,
causados por estes desvios deveriam ser, em principio, corrigidos. Na prática,
entretanto, a incerteza requerida serve de parâmetro para definir se a grandeza de
influência deve ser tomada em conta, por meio de fatores de correção, ou mesmo
seus efeitos podem ser incorporados à incerteza. Durante t
estes de tipo, todos os
valores de grandezas de influência que não são objeto do teste, devem ser fixados
dentro de faixas estabelecidas.
Monitor: instrumento usado para monitorar a estabilidade da taxa de kerma no ar
durante a irradiação, ou para comparar valores de kerma no ar após sucessivas
irradiações.
Qualidade de radiação: configuração de feixe de raios X, como kV e filtração
adicional que padroniza o espectro de radiação.
Resposta: é razão entre a indicação do instrumento e o valor verdadeiro convencional
da grandeza sendo medida.
Observação: a resposta geralmente varia com a distribuição de espectros e de
direções das radiações incidentes.
Testes de tipo: teste de conformidade efetuado em um ou mais exemplares
representativos da produção de um dado instrumento.
Valor verdadeiro convencional: é o valor atribuído a uma grandeza específica e
aceito, às vezes por convenção, como tendo uma incerteza apropriada para uma dada
finalidade.
Exemplos:
a) Em um determinado local, o valor atribuído a uma grandeza, por meio de um padrão
de referência, pode ser tomado como um valor verdadeiro convencional;
b) O CODATA (2002) recomendou o valor para a constante de Avogadro como sendo
A= 6,022 141 79 x 10
23
mol
-1
.
Observações:
1) “Valor verdadeiro convencional” é, às vezes, denominado valor designado, melhor
estimativa do valor, valor convencional ou valor de referência. “Valor de referência”,
79
neste sentido, não deve ser confundido com “valor de referência” no sentido usado na
observação do termo “Condições de referência”.
2) Freqüentemente, um grande número de resultados de medições de uma grandeza é
utilizado para estabelecer um valor verdadeiro convencional.
80
APÊNDICE B
Tabela B.1 – Lista de fabricantes de filmes utilizados na Europa.
Fabricante Tipo
Foma Bohemia Ltd (Cz) Monitoring Film R10 +R2
Kodak (USA) Kodak Type II Monitoring Film
Agfa (D) Agfa PM
Tabela B.2 – Lista de fabricantes de TLD utilizados na Europa.
TLD-100 Thermo Electron (antiga Harshaw/Bicron
NE)
GR-200 Beijing Shiying Radiation
Detector Works, China.
MCP-N TLD Poland (antiga TLD Niewiadomski)
MTS-N TLD Poland (former TLD Niewiadomski)
LiF Não determinado
DTG-4 Produção Russa
LiF:Mg,Cu,P Não determinado
Li2B4O7:Mn RADOS, Finlandia
Li2B4O7:Mn 4 O7 : Cu Panasonic, Japão
Li2B4O7:Cu,Ag,P Vinca, Servia e Montenegro
MgB4O7: Dy,Na Vinca, Servia e Montenegro
CaSO4:Dy Não determinado
CaSO4:Tm Panasonic, Japão
CaF2 Não determinado
81
APÊNDICE C
Tabela C.1 – Relação de radiações presentes nas atividades avaliadas.
RADIONUCLÍDEO EMISSOR ENERGIA INTENSIDADE DOSE
[keV]
[POR 100 DESINTERGRAÇÕES]
MeV/Bq-s
Ac-228 Beta, eletron e gama 338 11 0,0381
911 26 0,235
969 16 0,153
Am/Be Gama e neutron 60 ??? ???
Am-241 Alfa, eletron e gama 60 36 0,02138
Bi-210 Beta, alfa e gama 266 50 0,133
305 28 0,084
Bi-214 Beta e gama 609 46 0,281
1120 15 0,1692
1765 15 0,272
Co-60 Beta e gama 1173 100 1,1715
1333 100 1,3323
Cs-137 Beta e gama 662 85 0,5631
F-18 Beta e gama 511 194 ???
Ga-67 Eletron e gama 93 38 0,03621
185 21 0,039518
300 17 0,05
Hg-206 Beta, eletron e gama 305 31 0.,94
I-123 Eletron, X e gama 31 13 0,00382
159 83 0,1324
I-125 Eletron e X 31 21 0,00619
I-131 Beta e gama 365 81 0,364
637 10 0,0559
I-132 Beta e gama 523 16 0,084
630 13 0,084
668 99 0,659
773 76 0,584
955 18 0,168
I-133 Beta e gama 530 87 0,461
I-134 Beta e gama 595 11 0,066
622 11 0,066
847 95 0,811
884 65 0,575
1072 15 0,160
1136 10 0,103
I-135 Beta e gama 1132 23 0,256
1260 29 0,362
1678 10 0,160
Ir-192 Beta e gama 296 29 0,0850
308 30 0,0916
317 83 0,2618
468 48 0,2238
Kr-85m Beta e gama 151 75 0,1130
305 14 0,0427
82
Tabela C.2 – Relação de radiações presentes nas atividades avaliadas.
RADIONUCLÍDEO EMISSOR ENERGIA INTENSIDADE DOSE
[keV]
[POR 100 DESINTERGRAÇÕES]
MeV/Bq-s
Kr-87 Beta e gama 403 50 0,2
Kr-88 Beta e gama 196 26 0,051
835 13 0,108
1530 11 0,167
2196 13 0,289
2392 35 0,830
Pa-234 Beta, eletron e gama 95 12 0,0117
98 20 0,0194
131 18 0,0237
883 10 0,0850
946 13 0,1270
Pb-206 Gama 344 29 0,099
516 92 0,480
537 30 0,160
803 99 0,800
881 67 0,590
Pb-212 Beta, eletron e gama 75 10 0,00769
77 17 0,01320
239 44 0,10400
Pb-214 Beta, eletron e gama 77 11 0,0081
295 19 0,0570
352 38 0,1323
RX X
4.000 a 18.000
RX X 50 ???
80 ???
RX X 80 ???
100 ???
120 ???
RX X 120 ???
150 ???
RX X 150 ???
200 ???
250 ???
RX X 250 ???
300 ???
350 ???
400 ???
Sm-153 Eletron, beta, X e gama 42 30 0,01280
47 10 0,00426
103 29 0,03018
83
Tabela C.3 – Relação de radiações presentes nas atividades avaliadas.
RADIONUCLÍDEO EMISSOR ENERGIA INTENSIDADE DOSE
[keV]
[POR 100 DESINTERGRAÇÕES] MeV/Bq-s
Tc99m Eletron e gama 141 89 0,1251
Tl-201 Eletron , X e gama 69 27 0,01500
71 46 0,02600
80 16 0,01030
168 10 0,01674
Tl-206 Beta, eletron e gama 71 10 0,0071
73 17 0,0123
216 74 0,1600
266 86 0,2285
453 93 0,4210
457 22 0,1020
687 90 0,6200
1022 69 0,7000
Tl-208 Beta e gama 511 23 0,1155
583 85 0,4930
861 12 0,1069
2615 99 2,5925
Tl-210 Beta, eletron e gama 296 79 0,2300
800 99 0,7913
1070 12 0,1300
1210 17 0,2000
1316 21 0,2700
2430 10 0,2200
U-235 Alfa e gama 144 11 0,01576
186 57 0,10620
Xe-133 Beta, eletron, X e gama 31 39 0,01237
81 38 0,03080
Xe-133m Eletron, X e gama 30 46 0,01354
34 11 0,00329
233 10 0,02332
Xe-135 Beta e gama 250 90 0,225
Xe-135m Eletron e gama 527 80 0,4222
84
APÊNDICE D
Search parameters:
Nucleus:137CS
Results:
Dataset #1:
Authors: E. BROWNE, J. K. TULI Citation: Nuclear Data Sheets 108,2173 (2007)
Parent
Nucleus
Parent
E(level)
Parent
Jπ
Parent
T
1/2
Decay Mode
GS-GS Q-value
(keV)
Daughter
Nucleus
137
55
Cs
0.0 7/2+ 30.08 y 9 β
-
: 100 % 1175.63 17
137
56
Ba
Decay
Scheme
Beta-:
Energy
(keV)
End-point energy
(keV)
Intensity
(%)
Dose
( MeV/Bq-s )
174.32 6 513.97 17 94.70 % 20 0.1651 4
334.65 8 892.13 20 5.8E-4 % 8 1.9E-6 3
416.26 8 1175.63 17 5.30 % 20 0.0221 8
Mean beta- energy: 187.1 keV 10, total beta- intensity: 100.0 % 3, mean beta- dose:
0.1871 MeV/Bq-s 12
Electrons
:
Energy
(keV)
Intensity
(%)
Dose
( MeV/Bq-s )
Auger L 3.67 7.40 % 10 2.72E-4 4
Auger K 26.4 0.78 % 3 2.06E-4 9
CE K 624.216 3 7.79 % 11 0.0486 7
CE L 655.668 3 1.402 % 20 0.00920 13
CE M 660.364 3 0.300 % 4 0.00198 3
CE N 661.404 3 0.0646 % 9 4.27E-4 6
CE O 661.637 3 0.00965 % 14 6.39E-5 9
85
Gamma and X-ray radiation
:
Energy
(keV)
Intensity
(%)
Dose
( MeV/Bq-s )
XR l 4.47 0.91 % 4 4.09E-5 19
XR kα2 31.817 1.99 % 5 6.34E-4 17
XR kα1 32.194 3.64 % 10 0.00117 3
XR kβ3 36.304 0.348 % 9 1.26E-4 3
XR kβ1 36.378 0.672 % 18 2.44E-4 6
XR kβ2 37.255 0.213 % 6 7.92E-5 21
283.5 1 5.8E-4 % 8 1.64E-6 23
661.657 3 85.10 % 20 0.5631 13
86
APÊNDICE E
CONFIGURAÇÃO DE ENERGIAS E PROPORÇÕES DE DOSES
Para atender às instruções dos testes relatados na norma IEC 61526 (2005),
foram montadas as Tabelas de E.1 a E.13; as quais descrevem as configurações de
energias e proporcionalidades de doses a que devem ser submetidos os dosímetros
pessoais ativos, como forma de verificar a adequação ou não do desempenho de
dosímetros pessoais ativos aos requisitos da norma IEC 61526 (2005).
Observa-se na referida norma que os teste propostos nesta fazem uso de
apenas dois componentes de campos mistos.
Coincidentemente durante os procedimentos desta pesquisa foi exatamente
esta a quantidade de radiações selecionadas para a maioria das atividades avaliadas.
Exceto para o conjunto de atividades de radioterapia e END (código 1/3), que
foram contempladas com a presença de 7 (sete) radiações relevantes, dentro do
escopo desta pesquisa.
Sendo assim, as ditas radiações foram associadas aos pares, conforme
previsto na referida norma.
Os valores de doses propostos nesta pesquisa acompanharam a proporção
observada, tanto no conjunto de atividades radioterapia-END (código 1/3), onde foram
apontadas 7 (sete) radiações relevantes; como também com relação a todas as 13
(treze) radiações selecionadas nesta pesquisa.
E.1 RADIOTERAPIA E END
As Tabelas de E.1 a E.10 apresentam as duplas de radiações encontradas em
conjunto nas atividades de radioterapia e END.
87
dosímetros pessoais ativos.
Tabela E.3 – Configuração de qualidade-dose a que devem ser submetidos os
Tabela E.4 – Configuração de qualidade-dose a que devem ser submetidos os
Tabela E.1 – Configuração de qualidade-dose a que devem ser submetidos os
dosímetros pessoais ativos.
S
K
S
L
H
i,K
H
i,L
H
i,K+L
N-360 N-420
6% 6%
12%
Proporção
DOSES [
µ
Sv]
ATIVIDADE 1 / 3
CAMPOS DE
RADIAÇÕES
Hp (10)
Qualidades
Tabela E.2 – Configuração de qualidade-dose a que devem ser submetidos os
S
K
S
L
H
i,K
H
i,L
H
i,K+L
N-360 N-420
6% 17%
23%
Proporção
DOSES [
µ
Sv]
ATIVIDADE 1 / 3
CAMPOS DE
RADIAÇÕES
Hp (10)
Qualidades
dosímetros pessoais ativos.
dosímetros pessoais ativos.
S
K
S
L
H
i,K
H
i,L
H
i,K+L
N-360 L-420
6% 10%
16%
Proporção
ATIVIDADE 1 / 3
CAMPOS DE
RADIAÇÕES
Hp (10)
DOSES [
µ
Sv]
Qualidades
S
K
S
L
H
i,K
H
i,L
H
i,K+L
N-360 S-Cs
6% 18%
24%
Proporção
ATIVIDADE 1 / 3
CAMPOS DE
RADIAÇÕES
Hp (10)
DOSES [
µ
Sv]
Qualidades
88
Tabela E.5 – Configuração de qualidade-dose a que devem ser submetidos os
dosímetros pessoais ativos.
S
K
S
L
H
i,K
H
i,L
H
i,K+L
N-360 S-Co
6% 21%
27%
Proporção
ATIVIDADE 1 / 3
CAMPOS DE
RADIAÇÕES
Hp (10)
DOSES [
µ
Sv]
Qualidades
Tabela E.6 – Configuração de qualidade-dose a que devem ser submetidos os
dosímetros pessoais ativos.
S
K
S
L
H
i,K
H
i,L
H
i,K+L
N-420 L-420
6% 10%
16%
Proporção
CAMPOS DE
RADIAÇÕES
Hp (10)
DOSES [
µ
Sv]
ATIVIDADE 1 / 3
Qualidades
Tabela E.7 – Configuração de qualidade-dose a que devem ser submetidos os
dosímetros pessoais ativos.
S
K
S
L
H
i,K
H
i,L
H
i,K+L
N-420 S-Cs
6% 18%
24%
Proporção
ATIVIDADE 1 / 3
CAMPOS DE
RADIAÇÕES
DOSES [
µ
Sv]
Hp (10)
Qualidades
Tabela E.8 – Configuração de qualidade-dose a que devem ser submetidos os
dosímetros pessoais ativos.
S
K
S
L
H
i,K
H
i,L
H
i,K+L
N-420 S-Co
6% 21%
27%
Proporção
ATIVIDADE 1 / 3
Hp (10)
DOSES [
µ
Sv]
Qualidades
CAMPOS DE
RADIAÇÕES
89
dosímetros pessoais ativos.
E.3 END
r sua vez, a Tabela E.12 apresenta 2 (duas) das radiações
selecionadas n
Tabela E.9 – Configuração de qualidade-dose a que devem ser submetidos os
dosímetros pessoais ativos.
S
K
S
L
H
i,K
H
i,L
H
i,K+L
L-420 S-Cs
10% 18%
28%
Proporção
CAMPOS DE
RADIAÇÕES
Hp (10)
DOSES [µSv]
ATIVIDADE 1 / 3
Qualidades
Tabela E.10 – Configuração de qualidade-dose a que devem ser submetidos os
dosímetros pessoais ativos.
S
K
S
L
H
i,K
H
i,L
H
i,K+L
L-420 S-Co
10% 21%
31%
DOSES [
µ
Sv]
ATIVIDADE 1 / 3
Proporção
CAMPOS DE
RADIAÇÕES
Hp (10)
Qualidades
E.2 MEDICINA NUCLEAR
A Tabela E.11 apresenta as 2 (duas) radiações selecionadas nas atividades de
medicina nuclear.
Tabela E.11 – Configuração de qualidade-dose a que devem ser submetidos os
S
K
S
L
H
i,K
H
i,L
H
i,K+L
N-200 S-Cs
31% 69%
100%
Proporção
DOSES [µSv]
ATIVIDADE 2
CAMPOS DE
RADIAÇÕES
Hp (10)
Qualidades
Po
as atividades de END.
90
Tabela E.12 – Configuração de qualidade-dose a que devem ser submetidos os
dosímetros pessoais ativos.
E.4 INDÚSTRIA NUCLEAR
Já na Tabela E.13 são apresentad s as duas radiações selecionadas nesta
relacionada à mineração e processamento de
combu
e a que devem ser submetidos os
dosímetros pessoais ativos.
a
pesquisa, dentro da atividade
stíveis (reatores e ciclo de combustíveis).
Tabela E.13 – Configuração de qualidade-dos
S
K
S
L
H
i,K
H
i,L
H
i,K+L
N-40 N-100
51% 49%
100%
Proporção
Hp (10)
DOSES [
µ
Sv]
POS DE
ATIVIDADE 4
CAM
RADIAÇÕES
Qualidades
S
K
S
L
H
i,K
H
i,L
H
i,K+L
S-Cs S-Co 18% 21% 39
DOSES [
µ
Sv]
CAMPOS DE
RADIAÇÕES
Hp (10)
Qualidades Proporção
ATIVIDADE 3
91
APÊNDICE F
CARACTERÍSTICAS DAS DUAS QUALIDADES DE RADIAÇÕES PROPOSTAS
NESTA PESQUISA
Na Tabelas a seguir estão as características principais das qualidades de
radiações, com base na norma ISO 4037 (1999): filtrações adicionais, necessárias
para padronização dos feixes de radiações; e camada semi-redutora para assegurar
que o feixe tenha a mesma energia efetiva do estabelecido em norma.
F.1 FILTRAÇÃO ADICIONAL DAS QUALIDADES DE RADIAÇÕES
Os valores de filtrações adicionais das qualidades de radiações desenvolvidas
nesta pesquisa estão apresentadas na Tabela F.1.
Tabela F.1 – Filtração adicional das qualidades de radiações propostas.
MATERIAL
QUALIDADE
DE
RADIAÇÃO
ENERGIA
MÉDIA
ESPESSURA
DA
FILTRAÇÃO
[keV] [mm]
Pb N-360 298 7,2
Sn N-360 298 10,6
Pb N-420 348 9,5
Sn N-420 348 30,5
A qualidade N-360 possui diferença de potencial elétrico de 360 kV e filtração
adicional de 7,2 mm de chumbo e 10,6 mm de estanho.
Enquanto a qualidade N-420 possui diferença de potencial elétrico de 420 kV e
filtração adicional de 9,5 mm de chumbo e 30,5 mm de estanho.
92
F.2 CAMADA SEMI-REDUTORA (CSR)
Os valores de camada semi-redutora, também das duas qualidades de
radiações propostas, são aqui apresentados.
Foram feitas estimativas dos valores que depois foram determinados seguindo
o procedimento em norma.
F.2.1 CSR CALCULADAS
Na Tabela F.2 são mostrados os valores de 1
a
e 2
a
CSR calculados para as
qualidades desenvolvidas.
Tabela F.2 – Valores de 1
a
e 2
a
CSR calculados para as qualidades desenvolvidas.
.2.2 CSR MEDIDAS
ualidades de radiações propostas, foram determinados os
valores
MATERIAL CSR
[mm]
1
a
CSR
N-360 298 7,73
2
a
CSR
N-360 298 7,79
1
a
CSR
N-420 348 9,22
2
a
CSR
N-420 348 9,28
QUALIDADE DE
RADIAÇÃO
ENERGIA
MÉDIA
keV
F
Com base nas q
de 1
a
e 2
a
camadas semi-redutoras (CSR) para implantação no LNMRI-
IRD/CNEN.
Para isto, foram seguidas as instruções contidas na norma ISO 4037-1 (1996).
radiaçõ
Na Figura F.1 é mostrado o gráfico de percentual de absorção do feixe de
es versus filtração aplicada da qualidade N-360.
93
y = 0,9711e
-0,0911x
R
2
= 0,9999
0%
5%
10%
15%
20%
25%
30%
35%
40%
45%
50%
55%
VALOR DE FILTRAÇÃO [mm Cu]
PERCENTUAL DE ABSORÇÃ
O
Figura F.1 – Gráfico de percentual de absorção do feixe de radiações versus filtração
aplicada da qualidade N-360.
Na Tabela F.3 são mostrados os valores de 1
a
e 2
a
CSR determinados para a
qualidade de radiação N-360.
Tabela F.3 – valores de 1
a
e 2
a
CSR da qualidade de radiação N-360.
CSR
SOLUÇÃO
DE
EQUAÇÃO
y=ae
-bx
CSR
ESTIMADA
NESTA
PESQUISA
DESVIO
a 0,9711 0,5149
b 0,0911 -0,6638
1
a
CSR (mm Cu)
7,29 7,73 -5,7%
a 0,9711 0,2574
b 0,0911 -1,3570
14,90
2
a
CSR (mm Cu)
7,61 7,79 -2,3%
Já na Figura F.2 é mostrado o gráfico de percentual de absorção do feixe de
radiações versus filtração aplicada da qualidade N-420.
94
y = 0,8690e
-0,0570x
R
2
= 0,9988
0%
5%
10%
15%
20%
25%
30%
35%
40%
45%
50%
55%
ESPESSURA DA FILTRAÇÃO [mm]
PERCENTUAL DE ABSORÇÃ
O
Figura F.2 – Gráfico de percentual de absorção do feixe de radiações versus filtração
aplicada da qualidade N-420.
Na Tabela F.4 são mostrados os valores de 1
a
e 2
a
CSR da qualidade de
radiação N-420.
Tabela F.4 – Valores de 1
a
e 2
a
CSR determinados para a qualidade de radiação N-
420.
CSR
SOLUÇÃO
DE
EQUAÇÃO
y=ae
-bx
CSR
ESTIMADA
NESTA
PESQUISA
DESVIO
a 0,8690 0,5753
b 0,0570 -0,5528
1
a
CSR (mm Cu)
9,70 9,22 5,2%
a 0,8690 0,2877
b 0,0570 -1,2459
21,87
2
a
CSR (mm Cu)
12,17 9,28 31,1%
95
APÊNDICE G
Tabela G.1 – Planilha de incertezas do dosímetro Dosicard em gama na condição A.
s
(i)
FONTE DE INCERTEZA
V
ALOR +
Unidade Distr. DIV.
C
(i)
u(i) (Admencional) V, Veff
1 Hi,K 0,00000
Admensional normal 1,00 0,0714286
2 Hi,L 0,33333
Admensional normal 1,00 0,0714286 0,023810
3 Hi,K+L 0,00000
Admensional
normal 1,00 -0,0714286
4
5
6
7
8
U (S-Co +
137
Cs) - A
-0,048 ± 0,048
9
10
uc Incerteza padrão Combinada 0,02381
U Incerteza padrão Expandida (95,45%) 2,00 0,047619048k=
PLANILHA DE CÁLCULO DE INCERTEZA DA MEDIÇÃO
Tabela G.2 – Planilha de incertezas do dosímetro Dosicard em gama na condição B.
s
(i)
FONTE DE INCERTEZA
V
ALOR +
Unidade Distr. DIV.
C
(i)
u(i) (Admencional) V, Veff
1 Hi,K 0,00000
Admensional normal 1,00 0,0681818
2 Hi,L 0,00000
Admensional normal 1,00 0,0681818
3 Hi,K+L 0,00000
Admensional
normal 1,00 -0,0650826
4
5
6
7
8
U (S-Co +
137
Cs) - B
0,000 ±
9
10
uc Incerteza padrão Combinada
U Incerteza padrão Expandida (95,45%) 2,00k=
PLANILHA DE CÁLCULO DE INCERTEZA DA MEDIÇÃO
Tabela G.3 – Planilha de incertezas do dosímetro RadEye em gama na condição A.
s
(i)
FONTE DE INCERTEZA
V
ALOR +
Unidade Distr. DIV.
C
(i)
u(i) (Admencional) V, Veff
1 Hi,K 0,05774
Admensional
normal 1,00 0,0714286 0,004124
2 Hi,L 0,05508
Admensional normal 1,00 0,0714286 0,003934
3 Hi,K+L 0,08819
Admensional
normal 1,00 -0,0714286 -0,006299
4
5
6
7
8
Z (S-Co +
137
Cs) - A
0,002 ± 0,014
9
10
uc Incerteza padrão Combinada 0,00850
U Incerteza padrão Expandida (95,45%) 2,00 0,01699006k=
PLANILHA DE CÁLCULO DE INCERTEZA DA MEDIÇÃO
96
Tabela G.4 – Planilha de incertezas do dosímetro RadEye em gama na condição B.
Tabela G.5 – Planilha de incertezas do dosímetro MyDose em gama na condição A.
Tabela G.6 – Planilha de incertezas do dosímetro MyDose em gama na condição B.
s
(i)
FONTE DE INCERTEZA
V
ALOR +
Unidade Distr. DIV.
C
(i)
u(i) (Admencional) V, Veff
1 Hi,K 0,03333
Admensional
normal 1,00 0,0681818 0,002273
2 Hi,L 0,01667
Admensional normal 1,00 0,0681818 0,001136
3 Hi,K+L 0,05774
Admensional
normal 1,00 -0,0650826 -0,003758
4
5
6
7
8
Z (S-Co +
137
Cs) - B
-0,003 ± 0,008
9
10
uc Incerteza padrão Combinada 0,00454
U Incerteza padrão Expandida (95,45%) 2,00 0,009072107
k=
PLANILHA DE CÁLCULO DE INCERTEZA DA MEDIÇÃO
s
(i)
FONTE DE INCERTEZA
V
ALOR +
Unidade Distr. DIV.
C
(i)
u(i) (Admencional) V, Veff
1 Hi,K 0,00000
Admensional
normal 1,00 0,0714286
2 Hi,L 0,00000
Admensional normal 1,00 0,0714286
3 Hi,K+L 0,57735
Admensional
normal 1,00 -0,0714286 -0,041239
4
5
6
7
8
W (S-Co +
137
Cs) - A
0,003 ± 0,082
9
10
uc Incerteza padrão Combinada 0,04124
U Incerteza padrão Expandida (95,45%) k= 2,00 0,08247861
PLANILHA DE CÁLCULO DE INCERTEZA DA MEDIÇÃO
s
(i)
FONTE DE INCERTEZA
V
ALOR +
Unidade Distr. DIV.
C
(i)
u(i) (Admencional) V, Veff
1 Hi,K 0,00000
Admensional
normal 1,00 0,0681818
2 Hi,L 0,00000
Admensional normal 1,00 0,0681818
3 Hi,K+L 0,33333
Admensional
normal 1,00 -0,0650826 -0,021694
4
5
6
7
8
W (S-Co +
137
Cs) - B
-0,044 ± 0,043
9
10
uc Incerteza padrão Combinada 0,02169
U Incerteza padrão Expandida (95,45%) k= 2,00 0,04338843
PLANILHA DE CÁLCULO DE INCERTEZA DA MEDIÇÃO
97
Tabela G.7 – Planilha de incertezas do dosímetro Dosicard em X.
Tabela G.8 – Planilha de incertezas do dosímetro Rad Eye em X.
Tabela G.9 – Planilha de incertezas do dosímetro MyDose em X.
s
(i)
FONTE DE INCERTEZA
V
ALOR +
Unidade Distr. DIV.
C
(i)
u(i) (Admen
0,0145
Admensional
normal 1,00 0,0498 0,000723
cional) V, Veff
1 Hi,K
2 Hi,L 0,3512
Admensional normal 1,00 0,0498 0,017472
3 Hi,K+L 0,0577
Admensional normal 1,00 -0,0513 -0,002962
4
5
6
7
8
U (N-40 + N-100) - Dosímetro Z (tese) 0,031 ± 0,035
9
10
uc Incerteza padrão Combinada 0,01774
U Incerteza padrão Expandida (95,45%) k= 2,00 0,035472165
PLANILHA DE CÁLCULO E INCERTEZA DA MEDIÇÃO D
s
(i)
FONTE DE INCERTEZA
V
ALOR +
Unidade Distr. DIV.
C
(i)
u(i) (Admen
0,0000
Admensional
normal 1,00 0,0087
cional) V, Veff
1 Hi,K
2 Hi,L 0,3333
Admensional normal 1,00 0,0087 0,002907
3 Hi,K+L 0,3333
Admensional normal 1,00 -0,0088 -0,002932
4
5
6
7
8
U (N-40 + N-100) - Dosímetro U (tese) 0,009 ± 0,008
9
10
uc Incerteza padrão Combinada 0,00413
U Incerteza padrão Expandida (95,45%) k= 2,00 0,008258102
PLANILHA DE CÁLCULO E INCERTEZA DA MEDIÇÃO D
s
(i)
FONTE DE INCERTEZA
V
ALOR +
Un
D
idade Distr. DIV.
C
(i)
u(i) (Admencional) V, Veff
1 Hi,K 0,0000
Admensional
normal 1,00 0,0108
2 Hi,L 4,3333
Admensional normal 1,00 0,0108 0,046763
3 Hi,K+L 2,6667
Admensional normal 1,00 -0,0104 -0,027742
4
5
6
7
8
U (N-40 + N-100) - Dosímetro W (tese)
-0,0370 ± 0,109
9
10
uc Incerteza padrão Combinada 0,05437
U Incerteza padrão Expandida (95,45%) k= 2,00 0,108744641
PLANILHA DE CÁLCULO E INCERTEZA DA MEDIÇÃO
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