Estudo dosimétrico em césio-137 do laboratório de calibração de moniyores de radiação (LABCAL) do IDOBRN - caracterização e otimização

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MINISTÉRIO DA DEFESA
EXÉRCITO BRASILEIRO
DEPARTAMENTO DE CIÊNCIA E TECNOLOGIA
INSTITUTO MILITAR DE ENGENHARIA
PROGRAMA DE PÓS-GRADUAÇÃO EM ENGENHARIA NUCLEAR
THIAGO DE MEDEIROS SILVEIRA SILVA
ESTUDO DOSIMÉTRICO EM CÉSIO-137 DO LABORATÓRIO DE
CALIBRAÇÃO DE MONITORES DE RADIAÇÃO (LABCAL) DO IDQBRN:
CARACTERIZAÇÃO E OTIMIZAÇÃO
RIO DE JANEIRO
2021
THIAGO DE MEDEIROS SILVEIRA SILVA
ESTUDO DOSIMÉTRICO EM CÉSIO-137 DO LABORATÓRIO DE
CALIBRAÇÃO DE MONITORES DE RADIAÇÃO (LABCAL) DO IDQBRN:
CARACTERIZAÇÃO E OTIMIZAÇÃO
Dissertação apresentada ao Programa de Pós-graduação
em Engenharia Nuclear do Instituto Militar de Engenharia,
como requisito parcial para a obtenção do título de Mestre
em Ciências em Engenharia Nuclear.
Orientador(es): Domingos D’Oliveira Cardoso, D.Sc.
Aneuri Souza de Amorim, D.Sc.
Wallace Vallory Nunes, D.Sc.
Rudnei Karam Morales, M.Sc.
Rio de Janeiro
2021
©2021
INSTITUTO MILITAR DE ENGENHARIA
Praça General Tibúrcio, 80 – Praia Vermelha
Rio de Janeiro – RJ CEP: 22290-270
Este exemplar é de propriedade do Instituto Militar de Engenharia, que poderá incluí-lo em base
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seja feita a referência bibliográfica completa.
Os conceitos expressos neste trabalho são de responsabilidade do(s) autor(es) e do(s) orienta-
dor(es).
Silva, Thiago de Medeiros Silveira.
Estudo dosimétrico em Césio-137 do Laboratório de Calibração de Monitores
de Radiação (LabCal) do IDQBRN: caracterização e otimização / Thiago de
Medeiros Silveira Silva. – Rio de Janeiro, 2021.
126 f.
Orientador(es): Domingos D’Oliveira Cardoso, Aneuri Souza de Amorim, Wallace
Vallory Nunes e Rudnei Karam Morales.
Dissertação (mestrado) – Instituto Militar de Engenharia, Engenharia Nuclear,
2021.
1. calibração. 2. dosimetria. 3. conformidade. 4. estabilidade. 5. tamanho de
campo uniforme. 6. fator de correção. 7. umidade relativa do ar. 8. DQBRN. i.
Cardoso, Domingos D’Oliveira (orient.) ii. Amorim, Aneuri Souza de (orient.) iii.
Nunes, Wallace Vallory (orient.) iv. Morales, Rudnei Karam (orient.) v. Título
Este trabalho é dedicado à minha família e ao meu amor
que estiveram ao meu lado nessa caminhada, fornecendo sempre
incondicional apoio e constante incentivo.
A vitória é nossa.
CELEBREMOS!
AGRADECIMENTOS
Primeiramente, glorifico a Deus - O Senhor dos Exércitos - por me conceder coragem,
força e sabedoria para batalhar e vencer mais esse desafio tão importante e por realizar
todos os meus sonhos.
À minha família e aos meus amigos pela confiança no meu progresso, pelo apoio
emocional e pela torcida que sempre me entusiasma.
Ao Exército Brasileiro e ao Instituto Militar de Engenharia (IME) por tamanhas
oportunidade e honra depositadas em mim para cursar este Mestrado e hoje pertencer a
tão seleto quadro de engenheiros nucleares da Força Terrestre.
Ao Instituto de Defesa Química, Biológica, Radiológica e Nuclear (IDQBRN) por
sempre me encorajar na busca pelo desenvolvimento pessoal e acadêmico.
Ao Laboratório Nacional de Metrologia das Radiações Ionizantes (LNMRI) e à
Policlínica Militar do Rio de Janeiro (PMRJ) por toda assistência para o êxito deste
estudo.
Aos meus orientadores por aceitarem me conduzir nesta pesquisa, compartilhando
seus valiosos conhecimentos, acompanhando de perto o decorrer do trabalho e me ensinando
a pensar como cientista, professor e Mestre.
A todos os docentes e demais integrantes da Seção de Engenharia Nuclear do
IME (SE/7) pelos ensinamentos transmitidos e pela contribuição no meu processo de
aprendizado.
Aos membros da banca examinadora pela disponibilidade e pelos pertinentes
apontamentos de sugestões e críticas que engrandeceram esse estudo.
Aos colegas mestrandos e contemporâneos de curso da SE/7 pelas trocas de ideias
e pela cooperação mútua durante estes anos.
Aos meus companheiros de trabalho da Seção de Defesa Radiológica e Nuclear
(SDRN) pelo convívio tão agradável durante estes anos e pela colaboração em conciliar
meus estudos com minhas atividades laborais.
Às demais pessoas que contribuíram direta ou indiretamente na elaboração desta
dissertação ou participaram da minha vida nessa fase de grande aprendizado, na qual
desenvolvi tanto como indivíduo quanto profissional.
Ao prezado leitor pelo interesse na pesquisa científica pautada na dissertação.
A todos, meu muito obrigado!
“Um cientista em seu laboratório não é um mero técnico:
ele também é uma criança enfrentando fenômenos naturais
que o impressionam como se fossem contos de fadas.”
“Nada na vida deve ser temido, somente compreendido.
Agora é hora de compreender mais para temer menos.”
Marie Curie
RESUMO
A provisão para o Exército Brasileiro de monitores de radiação que forneçam medições
confiáveis e seguras, possibilitando tomadas de decisões baseadas nos parâmetros de radio-
proteção, leva à necessidade do estudo dosimétrico para padronização do campo de radiação
do Laboratório de Calibração de Monitores de Radiação (LabCal) do Instituto de Defesa
Química, Biológica, Radiológica e Nuclear (IDQBRN) para fins metrológicos. Com esta
motivação, a caracterização e a otimização da dosimetria em Césio-137 recebem particular
importância neste processo a nível de radioproteção. Com objetivo de conferir a conformi-
dade do sistema irradiador foram obtidas experimentalmente as taxas de equivalente de
dose ambiente para diversas configurações a fim de comparar seu comportamento com os
conceitos teóricos. Analisou-se o modelo matemático que melhor se ajustou aos valores
experimentais e constatou-se que a função potencial oferece melhor ajuste, obedecendo à
Lei do Inverso do Quadrado da Distância. Confirmou-se também que os erros relativos
se encontram abaixo dos limites normativos. Para verificar a estabilidade na dosimetria,
analisou-se a reprodutibilidade do sistema comparando cenários de distância e atenuador
iguais, porém com datas de ensaios diferentes. Para este fim, utilizou-se a correção devida
ao decaimento radioativo da fonte até uma data referência para a comparação. Assim,
comprovou-se a estabilidade do sistema irradiador à luz das normas pertinentes para
exposições sem atenuadores e com atenuadores selecionados para as distâncias testadas.
Para fins de dimensionamento do tamanho de campo uniforme, examinou-se as dimensões
nos eixos horizontais e verticais para as quais a taxa de equivalente de dose ambiente
variasse até o limite normativo em relação ao valor da taxa de equivalente de dose ambiente
do feixe central. Com essas informações, possibilitou-se descobrir posição e tamanhos reais
da fonte de Césio-137 do LabCal, comparando-os com os dados do projeto e investigando a
necessidade de fator de correção para geometria da fonte. Visando a otimização da dosime-
tria, foi proposto adicionalmente um fator de correção para a variação de umidade relativa
do ar com base na literatura. Para validação, realizaram-se comparações internas entre o
método tradicional (onde o fator de correção para umidade é admitido como igual a 1,0) e o
método alternativo (que considera este fator de correção variável com a grandeza umidade
relativa do ar) para cada conjunto de medição do LabCal. Ademais, realizou-se também
a comparação externa com a câmara de transferência cedida pelo Laboratório Nacional
de Metrologia das Radiações Ionizantes (LNMRI), a fim de verificar qual metodologia
fornece um valor mais próximo ao seu valor convencional para exames interlaboratoriais.
Demonstrou-se em todas as checagens realizadas interna ou externamente que o método
alternativo oferece menores erros percentuais relativos aos valores convencionais quando
comparados ao método tradicional. Assim sendo, sugere-se que este fator de correção para
variação de umidade relativado ar seja adicionado à dosimetria em Césio-137 do LabCal
a fim de obter-se medições mais seguras e, consequentemente, parâmetros de calibração
mais confiáveis.
Palavras-chave: calibração. dosimetria. conformidade. estabilidade. tamanho de campo
uniforme. fator de correção. umidade relativa do ar. DQBRN.
ABSTRACT
The provision for the Brazilian Army of radiation monitors that provides reliable and safe
measurements, enabling decision-making based on radioprotection parameters, leads to the
need for a dosimetric study to standardize the radiation field of the Radiation Monitors
Calibration Laboratory (LabCal) of the Institute of Chemical, Biological, Radiological
and Nuclear Defense (IDQBRN) for metrological purposes. With this motivation, the
characterization and optimization of dosimetry in Cesium-137 receive particular importance
in this process at the level of radioprotection. In order to check the conformity of the radiator
system, the ambient dose equivalent rates for different configurations were experimentally
obtained in order to compare its behavior with theoretical concepts. The mathematical
model that best fit the experimental values was analyzed and it was found that the
potential function offers the best fit, obeying the Inverse Square of Distance Law. It
was also confirmed that the relative errors are below the normative limits. To verify
the stability in dosimetry, the reproducibility of the system was analyzed by comparing
scenarios of equal distance and attenuator, but with different test dates. For this purpose,
the correction due to the radioactive decay of the source until a referenced date was used
for comparison. Thus, the stability of the light radiator system was confirmed according
to the relevant standards for exposures without attenuators and with selected attenuators
for the distances tested. For the purpose of sizing the uniform field size, dimensions in the
horizontal and vertical axes were examined for which the ambient dose equivalent rate
varied up to the normative limit in relation to the central beam. With this information, it
was possible to discover the position and actual sizes of the Cesium-137 font from LabCal,
comparing them with the project data and investigating the need for a correction factor
for the font geometry. Aiming at the optimization of dosimetry, a correction factor for the
variation of relative air humidity was additionally proposed based on the literature. For
validation, internal comparisons were made between the traditional method (where the
correction factor for humidity is assumed to be equal to 1.0) and the alternative method
(which considers this correction factor variable with the relative humidity of the air) for
each set of LabCal measurement. Furthermore, an external comparison with the transfer
chamber provided by the National Laboratory of Ionizing Radiation Metrology (LNMRI)
was also carried out, in order to verify which methodology provides a value closer to its
conventional value for interlaboratory tests. It was demonstrated that, in all checks carried
out internally or externally, the alternative method offers lower percentage errors relative
to conventional values when compared to the traditional method. Therefore, it is suggested
that this correction factor for variation in relative air humidity be added to LabCal’s
Cesium-137 dosimetry in order to obtain safer measurements and, consequently, more
reliable calibration parameters.
Keywords: calibration. dosimetry. conformity. stability. uniform field size. correction
factor. air relative humidity. CBRN Defense.
LISTA DE ILUSTRAÇÕES
Figura 1 – Logotipo do Labcal (a). Foto aérea do pavilhão de comando do IDQBRN
(b). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 24
Figura 2 – Dosimetria (a) e calibração (b) desempenhados no Labcal. . . . . . . . 25
Figura 3 – Distribuição dos monitores de radiação nas organizações militares do EB. 28
Figura 4 – Diferentes utilizações da radiação eletromagnéticas de acordo com cada
energia e frequência. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 30
Figura 5 – Poder de penetração das radiações ionizantes frente a vários materiais . 31
Figura 6 – Hierarquia dos padrões de medição no sistema metrológico. . . . . . . . 32
Figura 7 – Laboratórios nacionais autorizados para prestação de serviço de calibra-
ção de instrumentos. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 34
Figura 8 – Monitores de radiação RadEye PDR-ER e RadEye PRD. . . . . . . . . 34
Figura 9 – Diagrama de câmara de ionização cavitária. . . . . . . . . . . . . . . . 35
Figura 10 – Regiões de operações para detectores gasosos. . . . . . . . . . . . . . . 36
Figura 11 – Esquema de decaimento radioativo do Césio-137. . . . . . . . . . . . . 37
Figura 12 – Espectro de energia apontando fotopico característico do Cs-137. . . . 38
Figura 13 – Redução da quantidade inicial do Césio-137 devido ao decaimento
radioativo no decorrer do tempo. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 38
Figura 14 – Representação de geometria de radiação utilizada para definição do
H *(d) em um ponto arbitrário P a uma profundidade d na esfera ICRU
exposta a um campo de radiação expandido e alinhado. . . . . . . . . . 42
Figura 15 – Representação gráfica do inverso fator de correção para umidade relativa
do ar (1/K h) em relação à variação da umidade relativa do ar (h) obtida
através de dados empíricos. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 45
Figura 16 – Representação gráfica do fator de correção para umidade relativa do ar
(K h) em relação à variação da umidade relativa do ar (h) obtida através
de dados empíricos. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 46
Figura 17 – Variação da intensidade de uma grandeza com o inverso do quadrado
da distância. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 47
Figura 18 – Vista aérea das instalações da SDRN no IDQBRN/CTEx. . . . . . . . 52
Figura 19 – Planta baixa das instalações do LabCal. . . . . . . . . . . . . . . . . . 52
Figura 20 – Sala de irradiação (a). Irradiador de Césio-137 e Cobalto-60 (b). . . . . 53
Figura 21 – Fonte de Cs-137 com classificação ISO C66646. . . . . . . . . . . . . . 53
Figura 22 – Sala de controle do LabCal. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 54
Figura 23 – Conjunto de medição composto por câmara de ionização esférica de 1 L
(a) e seu eletrômetro dedicado (b). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 54
Figura 24 – Câmara de ionização cilíndrica de 30 cm3 e sua capa de build-up. . . . 55
Figura 25 – Placas de chumbo com 15 mm e 32 mm de espessura utilizadas como
atenuadores A15 e A32, respectivamente, (a) colocadas em frente ao
diafragma do irradiador (b). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 56
Figura 26 – Sistema digitalizador de radiologia computadorizada (CR) Regius 110
HQ. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 57
Figura 27 – Câmara de ionização de 1 L posicionada no cruzamento dos lasers na
posição padrão (2000 mm da fonte radioativa). . . . . . . . . . . . . . . 58
Figura 28 – Esquema do sistema de dosimetria/calibração do LabCal com distâncias
de interesse, atenuadores e demais componentes indicados. . . . . . . . 59
Figura 29 – Cruzamento dos lasers sobre a câmara de ionização para marcação da
origem e dos eixos a serem percorridos. . . . . . . . . . . . . . . . . . . 61
Figura 30 – Orientação dos eixos horizontal e vertical visto da referência (irradiador)
(a) e do observador (câmaras) (b). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 62
Figura 31 – Projeto do irradiador destacando corte longitudinal do cone de irradiação
com ângulo de abertura do feixe de 10o. . . . . . . . . . . . . . . . . . 62
Figura 32 – Dimensões teóricas do campo uniforme no plano xy e z=1000 mm. . . 63
Figura 33 – Chassi radiográfico posicionado a 1000 mm para obter imagens no
semieixo vertical (a) e no semi-horizontal (b) positivos. . . . . . . . . . 63
Figura 34 – Dados empíricosreferentes à variação do fator de correção para umidade
relativa do ar (Ch) em relação à umidade relativa do ar (h) e a respectiva
função linear que melhor se ajusta aos valores reais. . . . . . . . . . . . 65
Figura 35 – Curva das taxas de equivalente de dose ambiente experimentais para
exposições de Césio-137 sem atenuador pela variação da distância e a
respectiva função potência em 06/04/21. . . . . . . . . . . . . . . . . . 71
Figura 36 – Curva das taxas de equivalente de dose ambiente experimentais para
exposições de Césio-137 com atenuador A15 pela variação da distância
e a respectiva função potência em 06/04/21. . . . . . . . . . . . . . . . 72
Figura 37 – Curva das taxas de equivalente de dose ambiente experimentais para
exposições de Césio-137 com atenuador A32 pela variação da distância
e a respectiva função potência em 06/04/21. . . . . . . . . . . . . . . . 72
Figura 38 – Câmara de 30 cm3 mapeando a área da seção transversal xy distante
de 1000 mm da fonte para determinar o campo radioativo. . . . . . . . 82
Figura 39 – Dimensões reais do campo uniforme no plano xy e z = 1000 mm. . . . 88
Figura 40 – Avaliação visual das extremidades verticais em aproximadamente +165 mm
(a) e -185 mm (b). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 89
Figura 41 – Avaliação visual das extremidades horizontais em aproximadamente
+200 mm (a) e -171 mm (b). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 89
Figura 42 – Projeto do irradiador subposto ao cone de irradiação que originaria as
dimensões horizontais reais do campo uniforme. . . . . . . . . . . . . . 90
Figura 43 – Detalhe do tamanho (cx) e do distanciamento (dx) da fonte radioativa
sobre o eixo horizontal. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 91
Figura 44 – Tamanho (cx) e distanciamento (dx) reais da fonte radioativa sobre o
eixo horizontal. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 91
Figura 45 – Projeto do irradiador subposto ao cone de irradiação que originaria as
dimensões verticais reais do campo uniforme. . . . . . . . . . . . . . . 92
Figura 46 – Detalhe do tamanho (cy) e do distanciamento (dy) da fonte radioativa
sobre o eixo vertical. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 92
Figura 47 – Tamanho (cy) e distanciamento (dy) reais da fonte radioativa sobre o
eixo vertical. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 93
Figura 48 – Tamanho experimental do diâmetro da fonte radioativa. . . . . . . . . 93
Figura 49 – Distância d entre a origem (O) e o centro do campo uniforme real (C)
(a) e representação do ângulo de incidência da radiação θi sobre a seção
tranversal (b). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 94
Figura 50 – Campo uniforme conservativo circular (inscrito no campo uniforme real)
no plano xy e z = 1000 mm. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 95
Figura 51 – Curvas dosimétricas obtidas com o método tradicional (a) e com o
método alternativo (b), ambas para 28/10/21. . . . . . . . . . . . . . . 107
Figura 52 – Calibração do monitor RadEye PRD-ER em 28/10/21. . . . . . . . . . 108
LISTA DE TABELAS
Tabela 1 – Dados empíricos do fator de correção para umidade (Ch) em relação à
umidade relativa do ar (h). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 64
Tabela 2 – Dados experimentais para 500 mm e A0 e cálculo das grandezas. . . . 68
Tabela 3 – Taxas de equivalente de dose ambiente para exposições sem atenuador
(A0). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 69
Tabela 4 – Taxas de equivalente de dose ambiente para exposições com atenuador
A15. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 69
Tabela 5 – Taxas de equivalente de dose ambiente para exposições com atenuador
A32. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 70
Tabela 6 – Intervalos de calibração da grandeza taxa de equivalente de dose ambi-
ente para cada possibilidade de atenuador e as distâncias corresponden-
tes aos extremos. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 70
Tabela 7 – Intervalos de calibração da grandeza taxa de equivalente de dose ambi-
ente priorizando o feixe direto (ou menos atenuado). . . . . . . . . . . 71
Tabela 8 – Intervalos de calibração da grandeza taxa de equivalente de dose ambi-
ente priorizando o feixe direto (ou menos atenuado) e suas respectivas
distâncias. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 74
Tabela 9 – Cálculo dos erros relativos aos valores convencionais para a grandeza
taxa de equivalente de dose ambiente medidas para A0, A15 e A32
testadas a 1000 mm e 3000 mm. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 75
Tabela 10 – Parâmetros (atenuador e distância) para calibração em 06/04/21. . . . 76
Tabela 11 – Taxas de equivalente de dose ambiente para exposições com A0 a
1000 mm em diferentes datas e os respectivos erros percentuais relativos
ao valor anterior. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 77
Tabela 12 – Taxas de equivalente de dose ambiente para exposições com A0 a
2000 mm em diferentes datas e os respectivos erros percentuais relativos
ao valor anterior. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 78
Tabela 13 – Taxas de equivalente de dose ambiente para exposições com A0 a
3000 mm em diferentes datas e os respectivos erros percentuais relativos
ao valor anterior. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 78
Tabela 14 – Taxas de equivalente de dose ambiente para exposições com A15 a
1000 mm em diferentes datas e os respectivos erros percentuais relativos
ao valor anterior. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 79
Tabela 15 – Taxas de equivalente de dose ambiente para exposições com A15 a
2000 mm em diferentes datas e os respectivoserros percentuais relativos
ao valor anterior. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 79
Tabela 16 – Taxas de equivalente de dose ambiente para exposições com A15 a
3000 mm em diferentes datas e os respectivos erros percentuais relativos
ao valor anterior. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 79
Tabela 17 – Taxas de equivalente de dose ambiente para exposições com A32 a
1000 mm em diferentes datas e os respectivos erros percentuais relativos
ao valor anterior. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 80
Tabela 18 – Taxas de equivalente de dose ambiente para exposições com A32 a
2000 mm em diferentes datas e os respectivos erros percentuais relativos
ao valor anterior. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 80
Tabela 19 – Taxas de equivalente de dose ambiente para exposições com A32 a
3000 mm em diferentes datas e os respectivos erros percentuais relativos
ao valor anterior. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 81
Tabela 20 – Taxas de kerma no ar em diferentes posicionamentos ao longo do
semieixo vertical positivo de 0 a 250 mm. . . . . . . . . . . . . . . . . 82
Tabela 21 – Taxas de kerma no ar em diferentes posicionamentos ao longo do
semieixo vertical positivo de 150 mm a 200 mm. . . . . . . . . . . . . . 83
Tabela 22 – Taxas de kerma no ar em diferentes posicionamentos ao longo do
semieixo vertical positivo de 160 mm a 169 mm. . . . . . . . . . . . . . 83
Tabela 23 – Taxas de kerma no ar em diferentes posicionamentos ao longo do
semieixo vertical negativo de 0 a -250 mm. . . . . . . . . . . . . . . . . 84
Tabela 24 – Taxas de kerma no ar em diferentes posicionamentos ao longo do
semieixo vertical negativo de -150 mm a -200 mm. . . . . . . . . . . . 84
Tabela 25 – Taxas de kerma no ar em diferentes posicionamentos ao longo do
semieixo vertical negativo de -180 mm a -189 mm. . . . . . . . . . . . 84
Tabela 26 – Taxas de kerma no ar em diferentes posicionamentos ao longo do
semieixo horizontal positivo de 0 a 250 mm. . . . . . . . . . . . . . . . 85
Tabela 27 – Taxas de kerma no ar em diferentes posicionamentosao longo do
semieixo horizontal positivo de 200 mm a 250 mm. . . . . . . . . . . . 85
Tabela 28 – Taxas de kerma no ar em diferentes posicionamentos ao longo do
semieixo horizontal positivo de 200 mm a 209 mm. . . . . . . . . . . . 86
Tabela 29 – Taxas de kerma no ar em diferentes posicionamentos ao longo do
semieixo horizontal negativo de 0 a -250 mm. . . . . . . . . . . . . . . 86
Tabela 30 – Taxas de kerma no ar em diferentes posicionamentos ao longo do
semieixo horizontal negativo de -150 mm a -200 mm. . . . . . . . . . . 86
Tabela 31 – Taxas de kerma no ar em diferentes posicionamentos ao longo do
semieixo horizontal negativo de -170 mm a -179 mm. . . . . . . . . . . 87
Tabela 32 – Extremidades do campo uniforme sobre os eixos vertical e horizontal. . 87
Tabela 33 – Cálculo do erro percentual do diâmetro da fonte obtido experimental-
mente em relação ao dado do projeto. . . . . . . . . . . . . . . . . . . 93
Tabela 34 – Dados experimentais com uso do sistema 2 a 1000 mm sem atenuador
e cálculo da taxa de kerma no ar. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 96
Tabela 35 – Dados experimentais com uso do sistema 1 a 1000 mm sem atenuador
e cálculo do fator de calibração do sistema 1 (N K1). . . . . . . . . . . . 97
Tabela 36 – Dados experimentais com uso do sistema 1 a 1000 mm sem atenuador
e cálculo da taxa de kerma no ar. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 98
Tabela 37 – Dados experimentais com uso do sistema 2 a 1000 mm sem atenuador
e cálculo do fator de calibração do sistema 2 (N K2). . . . . . . . . . . . 99
Tabela 38 – Dados experimentais com uso do sistema 2 a 1000 mm sem atenuador
e cálculo da taxa de kerma no ar corrigida. . . . . . . . . . . . . . . . . 100
Tabela 39 – Dados experimentais com uso da câmara de transferência a 1000 mm
sem atenuador e cálculo do seu fator de calibração (N K,LNMRI) em
relação ao sistema 2. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 101
Tabela 40 – Dados experimentais com uso do sistema 1 a 1000 mm sem atenuador
e cálculo da taxa de kerma no ar corrigida. . . . . . . . . . . . . . . . . 102
Tabela 41 – Dados experimentais com uso da câmara de transferência a 1000 mm
sem atenuador e cálculo do seu fator de calibração (N K,LNMRI) em
relação ao sistema 1. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 102
Tabela 42 – Dados experimentais com uso do sistema 2 a 1000 mm sem atenuador
e cálculo da taxa de kerma no ar corrigida. . . . . . . . . . . . . . . . . 103
Tabela 43 – Dados experimentais com uso do sistema 1 a 1000 mm sem atenuador
e cálculo da taxa de kerma no ar corrigida. . . . . . . . . . . . . . . . . 103
Tabela 44 – Dados experimentais com uso da câmara de transferência a 1000 mm
sem atenuador e cálculo do seu fator de calibração (N K,LNMRI) em
relação ao sistema 2. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 104
Tabela 45 – Dados experimentais com uso da câmara de transferência a 1000 mm
sem atenuador e cálculo do seu fator de calibração (N K,LNMRI) em
relação ao sistema 1. . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 105
Tabela 46 – Parâmetros (atenuador e distância) para calibração em 28/10/21 calcu-
lados pelos métodos tradicional e alternativo. . . . . . . . . . . . . . . 108
LISTA DE ABREVIATURAS E SIGLAS
ABNT Associação Brasileira de Normas Técnicas
ALARA As Low As Reasonably Achievable
BIPM Bureau International des Poids et Mesures
Btl Batalhão
CASEC Comitê de Avaliação de Serviços de Ensaio e Calibração
CDTN Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear
Cia Companhia
CNEN Comissão Nacional de Energia Nuclear
CTEx Centro Tecnológico do Exército
DNA Deoxyribonucleic Acid
DQBRN Defesa Química, Biológica, Radiológica e Nuclear
EB Exército Brasileiro
GUM Guide to the expression of uncertainty in measurement
IAEA International Atomic Energy Agency
ICRP International Commission on Radiological Protection
ICRU International Commission on Radiation Units and Measurements
IDQBRN Instituto de Defesa Química, Biológica, Radiológica e Nuclear
IME Instituto Militar de Engenharia
INMETRO Instituto Nacional de Metrologia, Normalização e Qualidade Industrial
IOE Indivíduo Ocupacionalmente Exposto
IPEN Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares
IRD Instituto de Radioproteção e Dosimetria
ISO International Organization for Standardization
Kerma Kinect Energy Released per unit MAss
LabCal Laboratório de Calibração de Monitores de Radiação
LCI Laboratório de Calibração de Instrumento de Medição
LET Linear Energy Transfer
LIQD Lei do Inverso do Quadrado da Distância
LNMRI Laboratório Nacional de Metrologia das Radiações Ionizantes
MD Ministério da Defesa
METROBRAS Metrologia das Radiações Ionizantes
NBR Norma Brasileira
NCE Necessidade de Conhecimento Específico
NE Norma Experimental
NN Norma Nuclear
OEE Objetivo Estratégico do Exército
PECTI Plano Estratégico de Ciência, Tecnologia e Inovação
PMRJ Policlínica Militar do Rio de Janeiro
PRODE Produtos de Defesa
PTB Physikalisch-Technische Bundesanstalt
RBC Rede Brasileira de Calibração
SCTEx Sistema de Ciência e Tecnologia do Exército
SDRN Seção de Defesa Radiológica e Nuclear
SE/7 Seção de Engenharia Nuclear
SI Sistema Internacional de Unidades
SisDQBRNEx Sistema de DQBRN do Exército
UERJ Universidade do Estado do Rio de Janeiro
UFPE Universidade Federal de Pernambuco
VC Valor Convencional
LISTA DE SÍMBOLOS
A Atividade
A0 sem uso de atenuador de chumbo
A15 atenuador com 15 mm de chumbo
A32 atenuador com 32 mm de chumbo
Ba-137 radionuclídeo Bário-137
BG background
Bq becquerel
C coulomb
Ci curie
ci coeficiente de sensibilidade
C h ou K h fator de correção para variação de umidade relativa do ar
cm centímetro
cm3 centímetro cúbico
Cs-137 radionuclídeo Césio-137
C T,p fator de correção para variação de temperatura e pressão do ar
D dose absorvida
D.Sc. Doctor of Science
E dose efetiva
f a fator de atualização
g grama
GBq gigabecquerel
Gy gray
h hora
H T dose equivalente
Hp(d) equivalente de dose individual produzido na esfera ICRU na profundi-
dade de d mm
H*(d) equivalente de dose ambiente produzido na esfera ICRU na profundidade
de d mm
h*K(10) coeficiente de conversão de K a para Hp(10)
J joule
k fator de abrangência
K kerma
K a kerma no ar
keV kiloelétron-volt
kg kilograma
kPa kilopascal
L litro
m metro
mm milímetro
método A método alternativo
método T método tradicional
MeV megaelétron-volt
mGy miligray
M.Sc. Master of Sciences
mSv milisievert
nC nanocoulomb
N K fator de calibração de kerma no ar
Pa pascal
Ph.D. Philosophy Doctor
Prof. Professor
Prof.ª Professora
Q(L) fator de qualidade da radiação
R2 coeficiente de determinação
s segundo
sic assim [reprodução exata do texto original]
Sv sievert
T 1/2 meia-vida
tan tangente
U incerteza expandida
u estimativa da fonte de incerteza
u(%) incerteza padrão
uc incerteza padrão combinada
wR fator de peso da radiação
wT fator de peso do tecido
X exposição
β partícula beta
γ radiação gama
µSv microsievert
ν grau de liberdade
νeff grau de liberdade efetivo
% por cento
o grau
oC grau Celsius
⊘ diâmetro
SUMÁRIO
1 INTRODUÇÃO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 23
1.1 DEFINIÇÃO DOS PROBLEMAS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 25
1.2 OBJETIVOS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 26
1.3 JUSTIFICATIVAS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 26
1.4 RELEVÂNCIA . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 27
1.5 ORGANIZAÇÃO DO TRABALHO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 28
2 REVISÃO BIBLIOGRÁFICA . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 29
2.1 RADIOATIVIDADE . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 29
2.2 METROLOGIA DAS RADIAÇÕES IONIZANTES . . . . . . . . . . . . . . 32
2.3 LABORATÓRIOS DE CALIBRAÇÃO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 33
2.4 DETECTOR CÂMARA DE IONIZAÇÃO . . . . . . . . . . . . . . . . . . 35
3 FUNDAMENTAÇÃOTEÓRICA . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 37
3.1 DECAIMENTO RADIATIVO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 37
3.2 GRANDEZAS E UNIDADES PARA RADIAÇÃO IONIZANTE . . . . . . . . 39
3.2.1 GRANDEZAS DE RADIOATIVIDADE . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 39
3.2.2 GRANDEZAS DOSIMÉTRICAS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 39
3.2.3 GRANDEZAS DE RADIOPROTEÇÃO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 41
3.2.3.1 GRANDEZAS LIMITANTES PARA RADIAÇÃO EXTERNA . . . . . . . . . . 41
3.2.3.2 GRANDEZAS OPERACIONAIS DE RADIOPROTEÇÃO . . . . . . . . . . . . 42
3.3 CORREÇÃO PARA VARIAÇÃO DE TEMPERATURA E PRESSÃO DO AR
PARA CÂMARAS DE IONIZAÇÃO NÃO SELADAS . . . . . . . . . . . . 44
3.4 CORREÇÃO PARA VARIAÇÃO DE UMIDADE RELATIVA DO AR PARA
CÂMARAS DE IONIZAÇÃO NÃO SELADAS . . . . . . . . . . . . . . . . 45
3.5 CORREÇÃO TEMPORAL DA TAXA DE KERMA NO AR . . . . . . . . . 46
3.6 FATOR DE ATUALIZAÇÃO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 47
3.7 LEI DO INVERSO DO QUADRADO DA DISTÂNCIA . . . . . . . . . . . . 47
3.8 RADIAÇÃO DE FUNDO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 48
3.9 NORMAS E CONCEITOS PERTINENTES . . . . . . . . . . . . . . . . . 49
3.9.1 CONFORMIDADE . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 49
3.9.2 ESTABILIDADE . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 49
3.9.3 TAMANHO DE CAMPO UNIFORME . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 50
3.10 ESTIMATIVA DE INCERTEZA DE MEDIÇÃO . . . . . . . . . . . . . . . 50
4 MATERIAIS E MÉTODOS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 52
4.1 MATERIAIS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 52
4.1.1 INSTALAÇÕES FÍSICAS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 52
4.1.2 CONJUNTOS DE MEDIÇÃO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 54
4.1.3 ATENUADORES DE CHUMBO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 56
4.1.4 MONITORAMENTO DAS CONDIÇÕES DE ENSAIO . . . . . . . . . . . . . 57
4.1.5 RADIOGRAFIAS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 57
4.2 MÉTODOS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 58
4.2.1 CONFERÊNCIA DA CONFORMIDADE DA INSTALAÇÃO . . . . . . . . . . . 58
4.2.2 VERIFICAÇÃO DA ESTABILIDADE . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 60
4.2.3 DEMARCAÇÃO DO TAMANHO DE CAMPO UNIFORME . . . . . . . . . . . 61
4.2.3.1 DETERMINAÇÃO DA GEOMETRIA E DA POSICIONAMENTO DA FONTE
RADIOATIVA . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 64
4.2.3.2 CÁLCULO DO ÂNGULO DE INCIDÊNCIA DA RADIAÇÃO . . . . . . . . . . 64
4.2.4 FATOR DE CORREÇÃO PARA VARIAÇÃO DE UMIDADE RELATIVA DO AR . 64
4.2.4.1 COMPARAÇÕES INTERNAS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 66
4.2.4.2 COMPARAÇÕES EXTERNAS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 67
5 RESULTADOS E DISCUSSÕES . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 68
5.1 CONFERÊNCIA DA CONFORMIDADE DA INSTALAÇÃO . . . . . . . . . 68
5.1.1 MEDIÇÃO EXPERIMENTAL DAS GRANDEZAS . . . . . . . . . . . . . . . . 68
5.1.2 PLOTAGEM DE GRÁFICOS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 71
5.1.3 CHECAGEM . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 74
5.1.4 DISCUSSÃO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 75
5.2 VERIFICAÇÃO DA ESTABILIDADE . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 77
5.2.1 HISTÓRICO DE MEDIÇÕES DAS GRANDEZAS . . . . . . . . . . . . . . . . 77
5.2.2 DISCUSSÃO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 81
5.3 DEMARCAÇÃO DO TAMANHO DE CAMPO UNIFORME . . . . . . . . . 82
5.3.1 MEDIÇÃO EXPERIMENTAL DAS GRANDEZAS . . . . . . . . . . . . . . . . 82
5.3.2 DISCUSSÃO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 87
5.3.3 CHECAGEM . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 88
5.3.4 GEOMETRIA E POSICIONAMENTO REAIS DA FONTE RADIOATIVA . . . . 89
5.3.5 ÂNGULO DE INCIDÊNCIA DA RADIAÇÃO . . . . . . . . . . . . . . . . . . 94
5.4 FATOR DE CORREÇÃO PARA VARIAÇÃO DE UMIDADE RELATIVA DO
AR . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 96
5.4.1 COMPARAÇÕES INTERNAS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 96
5.4.2 COMPARAÇÕES EXTERNAS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 100
5.4.3 DISCUSSÃO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 106
6 CONCLUSÕES . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 109
6.1 PERSPECTIVAS FUTURAS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 111
REFERÊNCIAS . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 113
APÊNDICE A – CÁLCULO DA INCERTEZA ASSOCIADA À GRAN-
DEZA TAXA DE EQUIVALENTE DE DOSE AM-
BIENTE . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 118
APÊNDICE B – CÁLCULO DA GEOMETRIA E DO POSICIONA-
MENTO REAIS DA FONTE DE CÉSIO-137 . . . 119
APÊNDICE C – CÁLCULO DA INCERTEZA ASSOCIADA À GRAN-
DEZA TAXA DE KERMA NO AR: MÉTODO
TRADICIONAL . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 122
APÊNDICE D – CÁLCULO DA INCERTEZA ASSOCIADA À GRAN-
DEZA TAXA DE KERMA NO AR: MÉTODO
ALTERNATIVO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 123
APÊNDICE E – CÁLCULO DA INCERTEZA ASSOCIADA À GRAN-
DEZA FATOR DE CALIBRAÇÃO: MÉTODO TRA-
DICIONAL . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 124
APÊNDICE F – CÁLCULO DA INCERTEZA ASSOCIADA À GRAN-
DEZA FATOR DE CALIBRAÇÃO: MÉTODO AL-
TERNATIVO . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 125
ANEXO A – COEFICIENTE DE CONVERSÃO DE KERMA NO
AR PARA EQUIVALENTE DE DOSE AMBIENTE . . 126
23
1 INTRODUÇÃO
A garantia do uso seguro das radiações ionizantes para benefício da humanidade
conduz à necessidade da proteção contra à radiação - a radioproteção1(2). O controle
dessa exposição, ou seja, a forma de garantir a dose recebida é de grande preocupação
dos profissionais, das autoridades e da sociedade em geral (3). Daí a indispensabilidade
de medir doses de radiação ionizante de modo confiável e seguro, que é a essência dos
serviços de dosimetria (4). Os instrumentos de medição são aparelhos destinados a realizar
operações para determinar o valor de uma grandeza física. As radiações ionizantes são
medidas pela interação da radiação com um detector (5). Um detector de radiação é
definido como sendo um dispositivo sensível capaz de proporcionar um sinal analisável
quando for atingido pela radiação, possibilitando a sua quantificação em determinado
ponto ou região. A junção entre um detector e um medidor, é chamada de monitor de
radiação (6).
É importante observar que a quantidade de liberação de radioatividade deve estar
abaixo dos limites permitidos2 pela Comissão Nacional de Energia Nuclear, a CNEN,
responsável pelas atividades de pesquisa, orientação, planejamento, regulação e fiscalização,
atuando em diversos setores que mantêm interação com a área nuclear (8).
O manuseio rotineiro desses equipamentos de campo em condições ambientais
adversas, somado às características inerentes ao sistema elétrico/eletrônico dos mesmos,
podem acarretar variações na resposta dos equipamentos (9). Esta rotina de calibração
visa garantir a manutenção de suas propriedades de medição de forma exata e precisa.
Por esta razão os monitores de radiação ionizantes devem ser calibrados antes de seu
primeiro uso e, posteriormente, devem ser recalibrados periodicamente de 12 a até 14
meses, conforme recomendado pela IAEA (International Atomic Energy Agency) (10).
Contudo, a determinação desta periodicidade fica a cargo das normas e recomendações
nacionais.
Conforme definido pelo Glossário do Setor Nuclear e Radiológico Brasileiro, a
calibração é um conjunto de operações destinadas a fazer com que as indicações de um
instrumento correspondam a valores pré-estabelecidos das grandezas a medir (1). Em linhas
gerais, a calibração consiste na comparação, sob condições especificadas, a relação entre
os valores indicados no processo de medição e os valores correspondentes das grandezas
estabelecidos por padrões (11), rastreados através de uma rede de metrologia paraque seja
1 Conjunto de medidas legais, técnicas e administrativas que visam reduzir a exposição de seres vivos à
radiação ionizante, a níveis tão baixos quanto razoavelmente exequíveis (1)
2 20 mSv/ano em média aritmética de cinco anos consecutivos, desde que não exceda 50 mSv em um
único ano para indivíduo ocupacionalmente exposto (IOE) e 1 mSv/ano para o público (7).
Capítulo 1. Introdução 24
medido o valor de referência dessa grandeza física (12). Essa rastreabilidade ao sistema
internacional3 é realizada por meio de calibrações frequentes e manutenções dos padrões
de referência e por programas de comparações interlaboratoriais (2).
A calibração dos monitores de radiação assegura a confiabilidade dos processos e
uniformiza as medidas em torno de um valor denominado valor convencional (VC)4 na
determinação das doses (11), possibilitando tomadas de decisão acertadas em relação aos
princípios de radioproteção: justificação, otimização e limitação de dose individual (8).
Para que a calibração seja devidamente realizada, há a necessidade fundamental de
uma etapa anterior a esse processo. A dosimetria é definida no Glossário do Setor Nuclear
e Radiológico Brasileiro como a medição direta ou indireta de grandezas radiológicas (1).
É por meio de uma correta padronização do campo de referência na grandeza de interesse
que obtêm-se parâmetros mais adequados para a calibração dos monitores e identificadores
de radiação de diversos tipos e modelos.
O Laboratório de Calibração de Monitores de Radiação (LabCal) do Instituto de
Defesa Química, Biológica, Radiológica e Nuclear (IDQBRN) (Figura 1) foi criado em 2016
com foco no atendimento das demandas da Força Terrestre, como resultado do Projeto de
Transformação do Sistema de Ciência e Tecnologia do Exército (SCTEx). Desde então
opera nos campos de assessoria científica e apoio técnico em medições de monitores e
identificadores radiológicos utilizados pelas tropas especializadas do Exército Brasileiro
(EB).
3 O Brasil por ser país signatário da Convenção do Metro, representado pela CNEN no que se refere às
radiações ionizantes, e por ser membro da IAEA segue as regulamentações metrológicas dessas duas
organizações.
4 Para radioproteção, o valor médio das leituras medidas pelos monitores de radiação gama deve se situar
dentro de ± 10 % sobre o valor verdadeiro convencional [sic] (13). Caso não, o monitor é considerado
reprovado e devolvido ao cliente sem certificado de calibração para futuro ajuste (operação corretiva
que pode incluir uma manutenção).
(a) (b)
Figura 1 – Logotipo do Labcal (a). Foto aérea do pavilhão de comando do IDQBRN (b).
Capítulo 1. Introdução 25
Visando atender as necessidades do Sistema de Defesa Química, Biológica, Ra-
diológica e Nuclear no âmbito do Exército (SisDQBRNEx) em ensaio e calibração de
equipamentos, produção e desenvolvimento de material especializado; almeja-se fornecer
monitores e identificadores radiológicos com medições confiáveis, seguras e repetíveis
para pronto emprego em ações de prevenção e de segurança contra ameaças terroristas;
armazenamento ilegal; uso, transferência e tráfico de substâncias e materiais radioativos e
nucleares (14).
1.1 DEFINIÇÃO DOS PROBLEMAS
A partir do contexto apresentado anteriormente, a provisão de equipamentos que
forneçam medições seguras e confiáveis, possibilitando tomadas de decisões acertadas com
base nos parâmetros de radioproteção, leva à necessidade de averiguação da resposta do
sistema de calibração5 empregado.
Assim sendo, torna-se necessário caracterizar o campo de radiação do LabCal por
meio de uma avaliação dosimétrica a fim de obter-se medições mais seguras e, consequen-
temente, parâmetros de calibração mais confiáveis (Figura 2).
(a) (b)
Figura 2 – Dosimetria (a) e calibração (b) desempenhados no Labcal.
5 É importante não confundir calibração com ajuste. Calibrar um equipamento não significa que este será
ajustado e passará a “medir correto”. Contudo, pode-se afirmar que os seus erros e a sua incerteza serão
conhecidos, pois a calibração é realizada por meio de um processo que compara os valores medidos pelo
equipamento com valores de um padrão. É conveniente também diferenciar calibração de verificação,
visto que nesta última o máximo que se consegue fazer é determinar o erro de medição do instrumento.
Resumindo, a calibração é uma ação metrológica mais especifica que a verificação.
Capítulo 1. Introdução 26
Com efeito, as seguintes perguntas-problemas foram estabelecidas para conduzir e
nortear o desenvolvimento do presente projeto:
• Quais são as características dosimétricas em Césio-137 do Laboratório de Calibração
de Monitores de Radiação do IDQBRN?
• Qual a influência do tamanho reais da fonte e da posição reais da fonte radioativa
e das condições ambientais (principalmente umidade relativa do ar) na dosimetria
e, consequentemente, que fatores de correção podem ser aplicados para otimizar a
dosimetria e a calibração no LabCal?
1.2 OBJETIVOS
Este trabalho tem como objetivo determinar, por meio de avaliações teóricas e
práticas, a caraterização do sistema do LabCal na determinação dosimétrica de radiação
gama, oriundas da irradiação por fontes de Césio-137 existentes no irradiador do IDQBRN,
para fins metrológicos (15).
Além de cumprir os requisitos normativos referentes à proteção radiológica, pretende-
se também propor uma otimização desta dosimetria. Esta dissertação abordará as in-
fluências das dimensões reais da fonte radioativa e da variação da umidade relativa do ar
durante os ensaios em relação à condição de referência, objetivando medições mais exatas
e, consequentemente, parâmetros de calibração mais confiáveis através do uso de fator de
correção (16).
Os objetivos específicos antes declarados visam garantir a confiabilidade das leituras
dos monitores de radiação ionizantes utilizados pelas tropas especializadas da Força
Terrestre, tanto em incidentes ou acidentes quanto em demandas específicas nos setores de
segurança, saúde e pesquisa científica (17).
1.3 JUSTIFICATIVAS
A pesquisa desenvolvida tem origem em uma necessidade de conhecimento específico
(NCE) constatada pelo Exército Brasileiro junto a seu IDQBRN em 2019, possuindo a
seguinte titulação: Pesquisa e desenvolvimento de metodologias de ensaio na área de
metrologia das radiações ionizantes, a serem aplicadas aos monitores de radiação utilizados
por tropas especializadas em DQBRN - NCE 17M2020 Port. 021-DCT de 14 fev 19 (18).
Esta NCE é diretamente aplicada no Laboratório de Calibração de Monitores de
Radiação (LabCal) do IDQBRN visando realizar a pesquisa, o desenvolvimento, o teste e
a avaliação de Produtos de Defesa (PRODE) de acordo com os planos do EB.
Capítulo 1. Introdução 27
O LabCal/IDQBRN é atualmente a única instituição integrante do Ministério
da Defesa (MD) que se encontra em processo de certificação perante à CNEN para ser
autorizado a atuar nacionalmente na calibração dos monitores e identificadores de radiação
adotados pelas Forças Armadas. Atualmente, o laboratório já oferece assessoramento
científico e apoio técnico em DQBRN com foco na capacidade de antecipação e no
atendimento das demandas da Força Terrestre, como resultado do Projeto de Transformação
do SCTEx.
O estudo submetido é de interesse do Exército visto que agregará conhecimentos em
radiações ionizantes, conceitos de proteção radiológica em ambientes onde há a presença de
fontes radioativas, bem como o controle das mesmas com os parâmetros físicos e Normas
Nacionais apropriadas (13).
Ressalta-se que o atendimento a esta NCE soma esforços aos trabalhos em anda-
mento a fim de prosseguir nas ações para obtenção do autorização do LabCal junto ao
Comitê de Avaliação de Serviços de Ensaio e Calibração (CASEC), unidade organizacional
competente do Instituto de Radioproteção e Dosimetria (IRD) da CNEN, que tem a res-
ponsabilidade e autoridade sobre todos os aspectos referentes ao Processo de Certificação
de Laboratório de Calibração de Instrumento de Medição (LCI) (13). Esta Tarefa9.2.1.1.17
está inclusa no Plano Estratégico de Ciência, Tecnologia e Inovação (PECTI) que integra o
Plano Diretor do Exército (19). Esta ação é abrangida pelo Objetivo Estratégico do Exér-
cito (OEE) 9, referente a APERFEIÇOAR O SISTEMA DE CIÊNCIA, TECNOLOGIA
E INOVAÇÃO .
Além desta especificidade retromencionada, o tema é harmonioso à Estratégia
3.2, relativa ao aperfeiçoamento da estrutura de apoio às operações de cooperação e
coordenação com agências, no caso o Exército (representado pelo IME e IDQBRN) e a
CNEN (representada pelo IRD). Dentre suas Ações Estratégicas destaca-se a ampliação
da capacidade operacional do EB para atuar na proteção da sociedade (3.2.1) e para atuar
na prevenção e no combate às ações terroristas e DQBRN (3.2.2) do OEE 3 alusivo a
CONTRIBUIR COM O DESENVOLVIMENTO SUSTENTÁVEL E A PAZ SOCIAL (19).
1.4 RELEVÂNCIA
A pesquisa desenvolvida nesta dissertação visa atender à crescente demanda da
necessidade da Força Terrestre por calibrações de instrumentos de medição de radiação
ionizante em função da sua atuação nos eventos de grande visibilidade realizados em
nosso País, além das atividades rotineiras de controle de fontes radioativas em ambientes
hospitalares. Assume também grande importância na área de pesquisa acadêmica e no
desenvolvimento de novas tecnologias.
Atualmente, o Exército conta com mais de 300 monitores de radiação ionizante
Capítulo 1. Introdução 28
distribuídos em diversas organizações militares, como ilustrado na Figura 3, a saber: no
Rio de Janeiro - RJ, o IDQBRN, o IME e o 1º Btl DQBRN; e em Goiânia - GO, a Cia
DQBRN. Ademais, equipamentos dessa natureza adotados pelo MD e pelos demais órgãos
de segurança pública também poderão ser calibrados neste Laboratório a longo prazo.
Figura 3 – Distribuição dos monitores de radiação nas organizações militares do EB.
Segundo as recomendações vigentes da CNEN para requisitos de segurança e
proteção radiológica para serviços de radioproteção, radioterapia e radiografia industrial
os monitores devem ser calibrados a cada dois anos, no intervalo de energia em que são
utilizados, por um laboratório autorizado (20) (21).
1.5 ORGANIZAÇÃO DO TRABALHO
Este trabalho foi organizado da seguinte forma: este primeiro capítulo introdutório,
seguido de um capítulo de revisão bibliográfica, onde são levantados e discutidos assuntos
referentes à radioatividade, à metrologia das radiações ionizantes, bem como a importância
dos laboratórios de calibração. Além disto, ainda no segundo capítulo, são discutidos
conceitos relacionados ao detector câmara de ionização, amplamente utilizado na área de
dosimetria e calibração, empregado nesta dissertação.
Já no terceiro capítulo, é apresentada a fundamentação teórica, onde se expõem os
conceitos básicos necessários para compreensão dos assuntos discutidos nesta dissertação.
O quarto capítulo mostra todos os materiais empregados e os métodos desenvolvidos neste
trabalho para a caracterização e otimização da dosimetria em Césio-137 do LabCal.
O quinto capítulo apresenta e discute os resultados obtidos experimentalmente. Por
fim, o sexto e último capítulo mostra as conclusões em relação à pesquisa realizada, bem
como sugestões de melhorias e de trabalhos futuros referentes ao estudo de dosimetria e
calibração.
29
2 REVISÃO BIBLIOGRÁFICA
2.1 RADIOATIVIDADE
A radioatividade é o fenômeno físico, natural ou artificial, definido como energia
em movimento. Ou seja, a emissão e a propagação de energia por meio de radiações -
partículas ou ondas eletromagnéticas - entre um ponto e outro do espaço, seja através do
vácuo ou de um meio material qualquer (2). As radiações são originadas por processos de
ajustes nucleares ou atômicos (rearranjos nas camadas eletrônicas), por interação de outras
radiações ou partículas com o núcleo/átomo ou por aceleração elétrica. A radioatividade
trata-se então da desexcitação de radioisótopos e da transmutação de um elemento químico
em outro, buscando estabilidade e gerando energia através da emissão de radiação (22).
A radioatividade não é percebida naturalmente pelos nossos órgãos dos sentidos;
diferentemente da luz e do calor, por exemplo. Talvez seja o motivo pelo qual a humanidade
não reconhecia sua existência e nem seu poder de utilização/dano até os últimos anos do
século XIX, embora a radioatividade fizessem parte do meio ambiente desde a formação
do planeta (23).
A radiação pode ser oriunda de fontes naturais, ou seja, aquelas que ocorrem na
natureza de forma espontânea (não sendo produzidas por meio de tecnologia) como a
radiação emitida por uma estrela, como o nosso Sol, ou de certos elementos químicos que,
natural ou artificialmente, são capazes de emitir energia. Já as radiações artificiais são
emitidas por equipamentos construídos pelo ser humano, como os aparelhos utilizados em
processos industriais e médicos (24). O popular exame de radiografia se enquadra nesta
última classificação (2).
Em geral, a radiação pode ser classificada em duas categorias principais, conforme
o elemento condutor de energia a ela relacionado (22). São elas:
• Radiação corpuscular: propagada por meio de partículas subatômicas, como elétrons
(partícula beta menos), prótons e nêutrons, e caracterizada por sua carga, massa e
velocidade. Pode ser também composta por uma junção destas partículas (radiação
alfa); e
• Radiação eletromagnética: propagada na forma de uma onda eletromagnética1,
caracterizada por seu comprimento de onda (ou sua frequência) e sua energia que
diferenciam as diferentes faixas do espectro eletromagnético (Figura 4).
1 Por não possuírem carga elétrica nem massa, o estudo das radiações eletromagnética é expressivamente
diferente das partículas alfa e beta menos. São consideravelmente mais energéticas, sendo a radiação
gama ainda mais penetrante que os raios X.
Capítulo 2. REVISÃO BIBLIOGRÁFICA 30
As radiações sob a forma de partículas - com massa e carga elétrica - mais comuns
são: elétrons, prótons, partículas betas e partículas alfas. Das radiações particuladas
eletricamente neutras, a mais comum é o nêutron (25). As radiações eletromagnéticas
mais conhecidas são: ondas de rádio, micro-ondas, infravermelho, luz visível, ultravioleta,
raios X e radiação gama, sendo estas duas últimas classificadas como radiação ionizante
(Figura 4).
Figura 4 – Diferentes utilizações da radiação eletromagnéticas de acordo com cada energia
e frequência (26).
Ao interagirem com a matéria, a radiação ionizante - que possui energia suficiente
para ionizar átomos ou moléculas - pode produzir variados efeitos dependendo da sua
natureza e do poder de penetração da radiação e das características do material absorvedor,
como é possível atentar na Figura 5 (4).
Para fins de detalhamento, essa dissertação será focalizada na radiação gama (indi-
cada pela letra grega minúscula correspondente γ). Trata-se de uma onda eletromagnética
de alta frequência e de baixo comprimento de onda, que se propaga à velocidade da luz,
com elevada energia e grande poder de penetração; é produzida por núcleos instáveis de
elementos radioativos, em processos subatômicos de restruturação interna para atingir
estabilidade com o decaimento radioativo (22).
Quando um núcleo decai por emissão de radiação alfa ou beta, geralmente o núcleo-
filho encontra-se excitado, ou seja, fora da configuração de equilíbrio (estável). Então,
a fim de atingir o estado fundamental (ou um outro estado menos excitado), emitem a
energia complementar sob a forma de ondas eletromagnéticas, denominadas raios gama
(24). Também podem ser geradas pela aniquilação do pósitron em iteração com um elétron.
Ressalta-se que, dentre os variados tipos de ondas eletromagnéticas apenas os raios gama
Capítulo 2. REVISÃO BIBLIOGRÁFICA 31
Figura 5 – Poder de penetração das radiações ionizantes frente a vários materiais (26).
são oriundos de processos nucleares, visto que os raios X são formados por eventos na
eletrosfera do átomo (22).
Ao atravessar uma substância, a radiação gama penetra na matéria mais profunda-mente do que as partículas e se choca com seus átomos (elétrons ou núcleos), podendo
causar danos ao núcleo das células e assim diferentes efeitos na matéria viva (4). Resumindo,
os raios gama são extremamente penetrantes e podem atravessar até chapas de aço de
até 15 cm de espessura, mas são barradas por grossas placas de chumbo ou paredes de
concreto.
Quando exposto a esse tipo de radiação, o corpo humano é afetado podendo sofrer
até alterações nas características físico-químicas das células. Os efeitos biológicos das
radiações podem ser de curto, médio e longo prazo, podendo se estender até o DNA
de descendentes. Com a percepção de risco e para otimizar o uso seguro das radiações,
as normas de radioproteção estabeleceram o conceito ALARA (As Low As Reasonably
Achievable), que na prática é baseado nesses quatro parâmetros: redução do tempo de
exposição, redução da dose de radiação, aumento do distanciamento e uso de blindagem.
A radiação gama é amplamente utilizada em processos de irradiação para diferentes
aplicações (23), dentre elas:
• Área industrial: descontaminação por meio da eliminação de microrganismos patogê-
nicos, elevação da vida útil em produtos farmacêuticos e alimentícios, irradiação de
alimentos e esterilização de equipamentos médicos, hospitalares e odontológicos;
• Área médica: diagnóstico investigativo, produção de radiofármacos e tratamento do
câncer por meio de equipamentos e técnicas variadas para irradiar áreas previamente
demarcadas do organismo humano, conhecido como radioterapia (27); e
Capítulo 2. REVISÃO BIBLIOGRÁFICA 32
• Área de pesquisa: preservação de memória e patrimônio culturais, busca de soluções
inovadoras e seguras principalmente para o setores de energia, segurança e defesa,
etc.
2.2 METROLOGIA DAS RADIAÇÕES IONIZANTES
A palavra metrologia vem do grego: métron + logos, métron (µϵτρoη) que
significa: medir, avaliar e logos (λoγoσ) que expressa: palavra, razão, estudo. Portanto, a
metrologia é ciência que estuda as medições e suas aplicações. Ela se ocupa de todas as
variáveis teóricas e práticas que interferem direta ou indiretamente em medições, buscando
estabelecer padrões e níveis de confiança nas medições (28).
A metrologia das radiações ionizantes é a base que mantém a confiabilidade no
emprego seguro da radiação por meio de corretas medidas de dose, seja em indivíduos
ocupacionalmente expostos ou no público (29). O objetivo desta medição confiável é
estabelecer ou assegurar procedimentos de radioproteção que garantam que os indivíduos
envolvidos não sejam expostos à radiação acima de um limite normativo, evitando, assim
efeitos determinísticos adversos à saúde humana (23).
Para assegurar medições seguras é necessário o uso de equipamentos detectores de
radiação confiáveis. Ou seja, esses monitores devem estar devidamente calibrados a fim de
atender aos padrões de desempenho estabelecidos por normas.
A nível mundial, os laboratórios de metrologia das radiações ionizantes buscam
garantir uma coerência metrológica através de comparações. Assim, garante-se que um
equipamento calibrado em diferentes laboratórios, sob as mesmas condições e características
de irradiação, apresente a mesma resposta (30). Essa ligação entre os laboratórios culmina
em uma rede de calibração em vários níveis hierárquicos, que mantém sua integridade
através da disseminação e da rastreabilidade (Figura 6) (31).
Figura 6 – Hierarquia dos padrões de medição no sistema metrológico (28).
Capítulo 2. REVISÃO BIBLIOGRÁFICA 33
No Brasil, Instituto Nacional de Metrologia, Normalização e Qualidade Industrial
(INMETRO) delega ao IRD, unidade CNEN dedicada à pesquisa, desenvolvimento e ensino,
a responsabilidade nacional no campo da metrologia das radiações ionizantes.
Por essa delegação, o IRD opera o Laboratório Nacional de Metrologia das Radia-
ções Ionizantes (LNMRI), que tem como atribuições padronizar, manter e disseminar as
grandezas do Sistema Internacional de Unidades (SI) referentes às medições com radiações
ionizantes. A designação foi assinada pela primeira vez em 1989 e a cada cinco anos é
renovada. Antes disso, em 1976, o LNMRI passou a integrar a rede dos Laboratórios
de Dosimetria Padrão Secundário da IAEA para a garantia da qualidade das medições
efetuadas em radioterapia no mundo todo (32).
O LNMRI desenvolve suas atividades por meio de suas três seções finalísticas:
Laboratório de Metrologia de Nêutrons, Laboratório de Metrologia de Radionuclídeos e
Laboratório de Metrologia de Raios X e Gama. Este último ainda só possui padrões secun-
dários, contudo dois padrões primários estão sendo desenvolvidos - um para radioterapia e
outro para radioproteção.
Como o INMETRO representa o Brasil junto ao Bureau International des Poids et
Mesures (BIPM), os padrões dosimétricos para radioproteção do LNMRI são rastreados ao
Physikalisch-Technische Bundesanstalt (PTB), Laboratório Padrão Primário situado em
Braunschweig/Alemanha, o qual calibra os instrumentos padrões secundários do LNMRI.
2.3 LABORATÓRIOS DE CALIBRAÇÃO
Em 2021, existem no Brasil sete laboratórios autorizados pelo CASEC para presta-
ção do serviço de calibração de instrumentos medidores de radiação ionizante (Figura 7).
Esses laboratórios são rastreados ao LNMRI através de contínuas calibrações contra
os padrões nacionais, participações em programas de comparação interlaboratorial e de
manutenções de padrões.
Os laboratórios de calibração e ensaios são responsáveis por disseminar os padrões
nacionais e uniformizar as medidas para os usuários finais. Esses laboratórios são de
importância ímpar para a calibração de monitores e identificadores empregados a fim de
garantir a segurança radiológica e nuclear, seja em treinamentos, testes e empregos em
situações de segurança frente a emergências ou em atividades ordinárias como avaliações
dosimétricas em instalações nucleares, radiológicas e hospitalares. A legislação brasileira
prevê que a calibração de equipamentos medidores e identificadores de radiação seja
realizada uma vez a cada dois anos (8).
Capítulo 2. REVISÃO BIBLIOGRÁFICA 34
Figura 7 – Laboratórios nacionais autorizados para prestação de serviço de calibração de
instrumentos.
O Laboratório de Calibração de Monitores de Radiação do IDQBRN vêm ao longo
dos últimos anos buscando atender todas as norma requisitadas pelo CASEC a fim de
integrar esta seleta lista de laboratórios certificados. O escopo inicial apontado inclui
os monitores RadEye PDR-ER e RadEye PRD, mostrados na Figura 8, padronizados
inicialmente para o Exército Brasileiro e posteriormente a nível do Ministério da Defesa.
Almeja-se que outros monitores e identificadores de radiação sejam adicionados ao escopo
do LabCal futuramente.
Figura 8 – Monitores de radiação RadEye PDR-ER e RadEye PRD.
O trabalho desenvolvido nessa dissertação soma esforços para que, em breve, haja
um laboratório apto a atuar legalmente na calibração de monitores e identificadores de
radiação dedicado às Forças Armadas (19).
Capítulo 2. REVISÃO BIBLIOGRÁFICA 35
2.4 DETECTOR CÂMARA DE IONIZAÇÃO
As câmaras de ionização são um dos detectores gasosos mais confiáveis em termos
de detecção e quantificação de dose. Estas destacam-se como um dos principais dosímetros
usados para medidas de precisão, sendo considerado instrumento de referência para
levantamento radiométrico e ensaios de dosimetria.
São constituídas por um volume preenchido por um gás isolante elétrico e sensível
à radiação e por dois eletrodos coletores (5). A radiação incidente na câmara ioniza os
átomos no volume sensível de gás gerando pares de íons. Um elétron e um íon positivo são
obtidos a cada átomo ou molécula ionizada. Estas partículas carregadas são atraídas pelo
campo elétrico, produzindo uma carga elétrica depositada (Figura 9). Assim, mede-se a
corrente elétrica resultante (relacionada à intensidade da radiação incidente) por meio de
um dispositivo de medida elétrica, o eletrômetro, que quantifica a carga elétrica integrada
durante determinado período pré-estabelecido da irradiaçãoda câmara de ionização (6).
Figura 9 – Diagrama de câmara de ionização cavitária (4).
As câmaras de ionização operam na região de saturação de íons (Região II) onde,
após um determinado valor do campo elétrico, todos os pares de íons formados são coletados
(Figura 10). Assim, a intensidade da corrente é proporcional ao número de íons coletados,
que por sua vez está relacionado à quantidade de radiação que entra na câmara (2).
Capítulo 2. REVISÃO BIBLIOGRÁFICA 36
Figura 10 – Regiões de operações para detectores gasosos (6).
Para que seja rastreado aos sistemas absolutos, o conjunto de medição (formado por
câmara de ionização e eletrômetro) (33) deve ser calibrado por laboratório certificado pelo
CASEC obtendo um fator de calibração em termos de kerma no ar medido em gray por
coulomb (Gy/C), específico para cada qualidade de radiação (34). Este fator de calibração
converte o valor indicado no instrumento para kerma no ar num ponto de referência
As câmaras de ionização de ar livre (free-air chamber) e as câmara de ionização
cavitária (cavity chamber) são os principais tipos desse detector (6). Ressalta-se que neste
trabalho todas as câmaras de ionização utilizadas são do tipo cavidade. Está informação
será de suma importância no desenvolvimento desta dissertação.
37
3 FUNDAMENTAÇÃO TEÓRICA
3.1 DECAIMENTO RADIATIVO
Para calibração e dosimetria por radiação gama, a condição de referência de
energia do fóton é relacionada ao isótopo do elemento césio, de número de massa 137 e
número atômico 55 (13755 Cs) (35). Para estabilizar este radionuclídeo (9), que possui um
núcleo excitado com excesso de nêutrons, ocorre o processo de desintegração do tipo beta
menos (0−1β) (36). Ou seja, por ser radioativo, o Césio-137 elimina radiação para atingir
estabilidade, através do fenômeno conhecido como decaimento radioativo.
Devido ao excesso de nêutrons no núcleo, um desses é convertido em um próton e
uma partícula beta menos. Esta radiação possui as mesmas características dos elétrons
atômicos, porém tem origem no núcleo. Ao eliminar a partícula beta menos, o radionuclídeo-
pai se transmuta no radionuclídeo-filho de número de massa 137 e número atômico 56,
característico do isótopo do elemento bário (13756 Ba) (Figura 11).
Figura 11 – Esquema de decaimento radioativo do Césio-137 (22).
Como ilustrado na Figura 11, este radionuclídeo tem decaimento fracionado. Em
somente 6 % dos decaimentos o Bário-137 encontra-se em estado fundamental (Equação 3.1)
(5).
137
55 Cs → 0−1β + 13756 Ba (3.1)
Já com probabilidade relativa de 94 %, este radionuclídeo-filho é instável, pois
encontra-se em seu estado excitado (Equação 3.2). A fim de transformar-se em um isótopo
estável, há a emissão de radiação gama (00γ) como representado na Equação 3.3 (5). Devidos
as suas características ondulatórias, a liberação de radiação gama não transmuta o elemento
químico.
Capítulo 3. Fundamentação Teórica 38
137
55 Cs → 0−1β + 13756 Ba* (instável) (3.2)
137
56 Ba
* (instável) → 00γ + 13756 Ba (estável) (3.3)
Esta radiação γ oriunda do Césio-137 detém como propriedade bem definida
sua energia de 661,7 keV (9)(35). Tal característica pode prontamente identificar este
radionuclídeo no espectro de uma amostra pela presença do fotopico com determinada
energia, conforme exemplificado na Figura 12.
Figura 12 – Espectro de energia de uma amostra apontando fotopico característico do
Césio-137 (5).
Para o Césio-137, a cada 11018,3 dias (aproximadamente 30,0 anos) metade de
quantidade inicial sofre decaimento radiativo (37) como assistido na Figura 13. Essa
grandeza é chamada meia-vida e será definida na subseção 3.2.1.
Figura 13 – Redução da quantidade inicial do Césio-137 devido ao decaimento radioativo
no decorrer do tempo (2).
Capítulo 3. Fundamentação Teórica 39
3.2 GRANDEZAS E UNIDADES PARA RADIAÇÃO IONIZANTE
3.2.1 GRANDEZAS DE RADIOATIVIDADE
Grandezas de radioatividade são grandezas associadas às transformações que
ocorrem em materiais radioativos (38).
• Atividade (Activity): A
É o quociente dN por dt, de uma quantidade de núcleos radioativos num estado de
energia particular, onde dN é o valor esperado do número de transições nucleares
espontâneas deste estado de energia no intervalo de tempo dt (Equação 3.4):
A = dN
dt
(3.4)
A unidade no SI1 para atividade é recíproca do segundo (s-1), especialmente denomi-
nada becquerel (Bq) que representa uma desintegração por segundo.
• Meia-vida (Half-life): T1/2
É o intervalo de tempo necessário para que o número inicial de núcleos radioativos
de uma amostra, num determinado estado energético, se reduza à metade como
resultado de um processo de decaimento radioativo.
Como a atividade está diretamente relacionada à quantidade de átomos radioativos,
a cada intervalo de tempo igual á meia-vida a atividade é reduzida à metade (25).
A unidade no SI para meia-vida é segundo (s), contudo pode também ser expressa
em unidades fora do SI: minuto (min), hora (h), dia (d) e ano (a), sendo: 1 min =
60 s, 1 h = 60 min, 1 d = 24 h, 1 a = 365,25 d.
3.2.2 GRANDEZAS DOSIMÉTRICAS
Grandezas dosimétricas são produtos das grandezas radiométricas, que estão as-
sociadas com o campo de radiação, e dos coeficientes de interação que caracterizam os
processos de interação da radiação com a matéria (38).
• Exposição (Exposure): X
É o quociente dQ por dm, onde dQ é o valor absoluto da carga total de íons de um
dado sinal produzidos em uma massa dm de ar, quando todos os elétrons (negativos
1 A unidade anterior, não do SI, o curie (Ci), equivale a 3,7×1010 Bq. O Curie foi originalmente definido
como equivalente ao número de desintegrações pelas quais um grama de Rádio-226 sofrerá em um
segundo.
Capítulo 3. Fundamentação Teórica 40
e positivos) são liberados pelos fótons completamente freados no ar (Equação 3.5):
X = dQdm (3.5)
A unidade no SI para exposição é coulomb por kilograma (C/kg).
• Dose absorvida (Absorbed dose): D
É o quociente de dε por dm, onde dε é a energia média depositada pela radiação
ionizante na matéria de massa dm num ponto de interesse (Equação 3.6).
D = dε
dm
(3.6)
A unidade no SI para dose absorvida é joule por kilograma (J/Kg), especialmente
denominada de gray (Gy).
• Kerma (Kerma): K
O kerma (acrônimo para Kinect Energy Released per unit MAss) é o quociente
dEtr por dm, onde dEtr é a soma de todas as energias cinéticas iniciais de todas as
partículas carregadas liberadas por partículas neutras ou fótons, incidentes em um
material de massa dm (Equação 3.7). O kerma também é medido no SI em gray
(Gy).
K = dEtr
dm
(3.7)
• Kerma no ar (Air kerma): Ka
É a grandeza fundamental no domínio de radioproteção na qual os padrões de
radiação de fótons devem ser calibrados sem qualquer fantoma ou simulador presente,
ou seja, livre no ar. O kerma no ar também é medido no SI em gray (Gy).
A taxa de kerma no ar é a variação temporal desta grandeza (Equação 3.8) e é
medida em gray por hora (Gy/h).
K̇a =
dKa
dt
(3.8)
A medição da grandeza kerma no ar (taxa) pode ser realizada por determinação
direta com uma câmara-padrão de ionização apropriada, calibrada em termos de
kerma no ar (taxa) (33).
A partir da grandeza kerma no ar podem-se determinar indiretamente todas as
grandezas operacionais de uso corrente na proteção radiológica fazendo uso do
coeficiente de conversão apropriado da grandeza relacionada (35).
Capítulo 3. Fundamentação Teórica 41
3.2.3 GRANDEZAS DE RADIOPROTEÇÃO
3.2.3.1 GRANDEZAS LIMITANTES PARA RADIAÇÃO EXTERNA
Grandezas limitantes de radioproteção são aquelas recomendadas pela ICRU (In-
ternational Comission on Radiation Units and Measurements) pela ICRP (International
Commission on Radiological Protection) utilizadas em normas para indicar o risco humano
da exposição à radiação ionizante (38).
• Fator de peso da radiação (Radiation weighting factor): wR
É o fator de ponderação de cada radiação R que permite converter a dose absorvida
DT,R no tecido T, em dose equivalente no tecido T, devido à radiação do tipo R
(Equação 3.9). Esta grandezaé adimensional (8).
HT,R = wR · DT,R (3.9)
Para radiação gama com fótons de todas as energias, o fator de peso da radiação é
igual à 1 (39).
• Dose equivalente (Equivalent dose): H T
É o valor médio da dose absorvida DT,R em um órgão ou tecido T, obtido sobre todo
este, devido à radiação R (Equação 3.10) (8).
HT =
∑
R
(wR · DT,R) (3.10)
A unidade no SI para dose equivalente é joule por kilograma (J/Kg), especialmente
denominada de sievert (Sv) (7).
• Dose efetiva (Effective dose): E
É a soma ponderada das doses equivalentes em todos os tecidos e órgãos do corpo
humano (Equação 3.11):
E =
∑
T
(wT · HT) (3.11)
sendo wT o fator de peso do tecido T e H T a dose equivalente a ele atribuída (7).
Este wT representa a contribuição relativa de determinado órgão ou tecido T para o
detrimento da saúde total resultante da irradiação uniforme do corpo humano (dose
efetiva para o corpo inteiro), tal que (Equação 3.12):
∑
T
wT = 1 (3.12)
A dose efetiva também é medida no SI em sievert (Sv) (39).
Capítulo 3. Fundamentação Teórica 42
3.2.3.2 GRANDEZAS OPERACIONAIS DE RADIOPROTEÇÃO
Grandezas operacionais de radioproteção são aquelas definidas para uso nas práticas
de monitoração de área e monitoração individual para medidas de exposição à radiação
externa.
Foram definidas pela ICRU para estimar as grandezas limitantes de modo con-
servativo. Portanto, a existência destas grandezas operacionais deve-se ao fato de que as
grandezas limitantes não são mensuráveis ou de fácil estimativa.A unidade no SI para as
grandezas operacionais de radioproteção também é o sievert (Sv) (38).
Estas grandezas para monitoração externa utilizam o fator de qualidade de radiação
[Q(L)]2 como fator de peso, em lugar dos fatores de peso de radiação (wR) (40).
Os fatores de qualidade de radiação são dados em função do LET (Linear Energy
Transfer). Para feixes aos quais estamos potencialmente expostos (raios X, gama e elétrons)
o fator de qualidade da radiação Q(L) é igual à 1 (38) (7).
• Equivalente de dose ambiente (Ambient dose equivalent): H *(d)
É o valor do equivalente de dose em um ponto P de um campo de radiação que seria
produzido pelo correspondente campo expandido e alinhado na esfera ICRU3 a uma
profundidade d, no raio que se opõe ao campo alinhado como esboçado na Figura 14.
Figura 14 – Representação de geometria utilizada para determinação do H *(d) em um
ponto arbitrário P a uma profundidade d na esfera ICRU exposta a um campo
de radiação expandido e alinhado (2).
2 O Q(L) foi substituído pelo wR na definição de dose equivalente, mas ainda é empregado no cálculo
das grandezas operacionais definidas para monitoramentos (10)
3 Trata-se de uma esféra de 30 cm de diâmetro, tecido-equivalente e densidade de 1 g/cm3 como um
simulador do tronco humano, baseado no fato de que quase todos os órgãos sensíveis à radiação,
poderiam ser nela englobados. A sua composição química, em massa, é de 76,2 % de oxigênio, 11,1 %
de carbono, 10,1 % de hidrogênio e 2,6 % de nitrogênio. Todos os valores utilizados como referência
para as grandezas operacionais devem ter a esfera da ICRU como corpo de prova de medição. Isto
significa que um valor obtido por medição nessa esfera deve ser considerado como sido medido no
corpo humano (41).
Capítulo 3. Fundamentação Teórica 43
A grandeza H*(d) pode ser obtida pelo produto da dose absorvida em um ponto pelo
fator de qualidade da radiação (Equação 3.13), correspondente ao que seria produzido
em uma esfera de tecido equivalente de 30 cm de diâmetro, na profundidade d (40).
H∗(d) = Q(L) · D (na profundidade d) (3.13)
Adota-se esta grandeza para monitoração de área para avaliação das condições de
trabalho e verificar se há presença radioativa. Os resultados das medidas efetuadas
com os monitores da área devem ser comparados com os limites primários ou
derivados, a fim de se tomar ações para garantir a proteção necessária. (42).
Para avaliação de órgãos superficiais e controle de dose equivalente expostos à radiação
externa fracamente penetrante são utilizadas profundidades de 0,07 mm para a pele
e 3 mm para o cristalino, simbolizadas por H *(0,07) e H *(3), respectivamente. Os
valores obtidos podem ser usados para estimar a dose equivalente na pele e nas
extremidades, nesta ordem (40).
Para radiação externa fortemente penetrante (como a γ), é admitida a profundidade
de 10 mm, H *(10), e o valor obtido pode ser usado como estimativa conservativa
da dose efetiva (E) (40).
A taxa de equivalente de dose ambiente é a variação temporal desta grandeza
(Equação 3.14) e é medida em sievert por hora (Sv/h) (43).
Ḣ*(10) = dH
*(10)
dt
(3.14)
De acordo com a ISO 4037-3 (35), o H *(10) é medido de forma indireta e calculado
a partir do kerma no ar, K a, multiplicado pelo coeficiente de conversão recomendado
de kerma no ar para equivalente de dose ambiente, h*K(10) (Equação 3.15).
H*(10) = h*K(10) × Ka (3.15)
Analogamente suas respectivas taxas relacionam-se com o mesmo comportamento,
conforme exposto Equação 3.16.
Ḣ*(10) = h*K(10) × K̇a (3.16)
Para um feixe monoenergético de Césio-137 (661,7 keV) (9), o coeficiente de conversão
h*K(10) é igual a 1,21 Sv/Gy (ver Anexo A) (35).
• Equivalente de dose individual (Personal dose equivalent): Hp(d)
Para avaliar a exposição ocupacional a grandeza adotada para monitoração individual
definida é o equivalente de dose individual, H p(d), em tecido mole (geralmente
Capítulo 3. Fundamentação Teórica 44
interpretado como a esfera ICRU) em uma profundidade apropriada d, abaixo de um
ponto especificado sobre o corpo humano (43). Procura-se estimar a dose recebida
pelo trabalhador durante as suas atividades envolvendo radiação ionizante. As doses
equivalentes são determinadas pela utilização de um ou vários dosímetros que devem
ser usados na posição que forneça uma medida representativa da exposição nas partes
do corpo expostos à radiação (44) (45).
A grandeza Hp(d) é pode ser obtida pelo produto da dose absorvida em um ponto,
na profundidade d do corpo humano, pelo fator de qualidade da radiação nesse ponto
(Equação 3.17) (40):
Hp(d) = Q(L) · D (na profundidade d) (3.17)
Para avaliação de órgãos superficiais e controle de dose equivalente expostos à radiação
fracamente penetrante são utilizadas profundidades de 0,07 mm para a pele e 3 mm
para o cristalino. Para a avaliação dos órgãos profundos ou radiações fortemente
penetrantes (controle da dose efetiva), é escolhida a profundidade de 10 mm (46).
Tais grandezas são simbolizadas por H p(0,07), H p(3) e H p(10), respectivamente.
Os monitores de radiação devem ser calibrados em termos dessas grandezas operaci-
onais, visto que estas são facilmente mensuráveis diferentemente das grandezas limitantes e
dosimétricas (10). Na radioproteção, os valores dessas grandezas operacionais são tomados
como uma avaliação suficientemente precisa da dose efetiva (limitante de dose no corpo
inteiro), em particular se seus valores estiverem abaixo dos limites de proteção (8). Os
vínculos numéricos entre essas grandezas operacionais e a dose efetiva são representados
por coeficientes de conversão conservativos, definidos para uma pessoa de referência (35).
Observa-se que quanto mais confiável for a medição dosimétrica das grandezas de
radioproteção, melhor é a realização da estimativa de dose efetiva (43) (40). Deste modo, a
busca por maior exatidão na dosimetria justifica-se pela consequente melhoria no processo
de calibração dos monitores de radiação (42) (10).
3.3 CORREÇÃO PARA VARIAÇÃO DE TEMPERATURA E PRES-
SÃO DO AR PARA CÂMARAS DE IONIZAÇÃO NÃO SELA-
DAS
Registra-se que, segundo a ABNT NBR ISO 4037-2, é necessário introduzir um
fator de correção para temperatura ambiente e pressão atmosférica CT,p (adimensional)
(33) entre as condições de ensaio e as condições de referência (33), conforme descrito na
Equação 3.18:
CT,p =
p0 × (T + 293, 15)
p × T0
(3.18)
Capítulo 3. Fundamentação Teórica 45
onde p é a pressão atmosférica (em kPa) durante o ensaio (podendo variar de 86 kPa a
1106 kPa), T é a