Metodologia para caracterização da radiação gama espalhada em laboratórios de calibração

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MINISTÉRIO DA DEFESA 
EXÉRCITO BRASILEIRO 
DEPARTAMENTO DE CIÊNCIA E TECNOLOGIA INSTITUTO 
MILITAR DE ENGENHARIA 
CURSO DE MESTRADO EM ENGENHARIA NUCLEAR 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
ANA CAROLINA DOS ANJOS DA CRUZ IZIDÓRIO 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
METODOLOGIA PARA CARACTERIZAÇÃO DA RADIAÇÃO GAMA 
ESPALHADA EM LABORATÓRIOS DE CALIBRAÇÃO 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
Rio de Janeiro 
 
2018
INSTITUTO MILITAR DE ENGENHARIA 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
ANA CAROLINA DOS ANJOS DA CRUZ IZIDÓRIO 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
METODOLOGIA PARA CARACTERIZAÇÃO DA RADIAÇÃO GAMA 
ESPALHADA EM LABORATÓRIOS DE CALIBRAÇÃO 
 
 
 
 
 
 
Dissertação de Mestrado apresentada ao Curso de 
Mestrado em Engenharia Nuclear do Instituto Militar de 
Engenharia, como requisito parcial para a obtenção do 
título de Mestre em Ciências em Engenharia Nuclear. 
 
Orientadores: Profº. Domingos D’Oliveira Cardoso D.Sc. 
 Prof°. Mario Cesar Viegas Balthar - D.Sc. 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
Rio de Janeiro 
2018
2 
 
c2018 
 
INSTITUTO MILITAR DE ENGENHARIA 
Praça General Tibúrcio, 80 – Praia Vermelha 
Rio de Janeiro – RJ CEP: 22.290-270 
 
 
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feita a referência bibliográfica completa. 
 
 
Os conceitos expressos neste trabalho são de responsabilidade do(s) autor(es) e do(s) 
orientador(es). 
 
 
 
 
 
621.48 Izidório, Ana Carolina dos Anjos da Cruz 
I98m Metodologia para caracteização da radiação gama 
espalhada em laboratórios de calibração / Ana Carolina dos 
Anjos da Cruz Izidório; orientada por Domingos D’Oliveira 
Cardoso, Mario Cesar Viegas Balthar – Rio de Janeiro: Instituto 
Militar de Engenharia, 2018. 
 
118p.: il. 
 
Dissertação (Mestrado) – Instituto Militar de Engenharia, 
Rio de Janeiro, 2018. 
 
1. Curso de Engenharia Nuclear – teses e dissertações. 2. 
Espectometria. I. Cardoso, Domingos D’Oliveira. II. Balthar, 
Mario Cesar Viegas. III. Instituto Militar de Engenharia. 
 
 
3 
 
INSTITUTO MILITAR DE ENGENHARIA 
ANA CAROLINA DOS ANJOS DA CRUZ IZIDÓRIO 
METODOLOGIA PARA CARACTERIZAÇÃO DA RADIAÇÃO GAMA 
ESPALHADA EM LABORATÓRIOS DE CALIBRAÇÃO 
 
Dissertação de Mestrado apresentada ao Curso de Mestrado em Engenharia Nuclear do 
Instituto Militar de Engenharia, como requisito parcial para a obtenção do título de Mestre em 
Ciências em Engenharia Nuclear. 
 
Orientadores: Prof°. Domingos D’Oliveira Cardoso - D.Sc. 
 Prof°. Mario Cesar Viegas Balthar - D.Sc. 
 
Aprovada em 08 de fevereiro de 2018 pela seguinte Banca Examinadora: 
 
 
 
Prof
o
. Domingos D’Oliveira Cardoso - D.Sc. do IME Presidente 
 
 
 
Prof°. Sérgio Gavazza - Ph.D. do IME 
 
 
 
Prof
o
. Gladson Silva Fontes - D.Sc. do IME 
Prof
o
. Mario Cesar Viegas Balthar - D.Sc. do CTEx 
Prof
a
. Aneuri de Souza Amorim - D.Sc. do CTEx 
Profº. Luciano Santa Rita Oliveira - M.Sc. do CTEx 
 
 
Profº. Claudio de Carvalho Conti - D.Sc. do IRD 
 
 
Rio de Janeiro 
2018
4 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
Dedico este trabalho a minha família, meus amigos 
e a todos que de alguma forma estiveram ao meu 
lado me apoiando e incentivando.
5 
 
AGRADECIMENTOS 
 
 
 
 
Agradeço primeiramente a Deus, pois sem Ele nada seríamos, a minha família, que é 
minha base e meu refúgio junto ás pessoas mais importante da minha vida, que sempre 
estiveram ao meu lado não só nessa jornada, mas em tudo o que me propus realizar, me 
apoiando, incentivando e aconselhando. Sem eles, com certeza, eu não teria chegado até aqui. 
Ao professor Domingos que não só me orientou, mas me acolheu, ensinou, incentivou e 
acreditou em mim em todos os momentos. 
A equipe do IDQBRN que me recebeu de braços abertos, toda a equipe, sempre disposta 
a ajudar no que fosse preciso, em especial ao Mario, Aneuri, Paulo e Luciano que não só 
acompanharam cada fase de meu crescimento acadêmico e profissional como também 
estiveram presentes e sempre solícitos em cada fase do desenvolvimento deste e de outros 
trabalhos, sempre muito dedicados e atenciosos. Em especial, agradeço ao Luciano a quem 
levarei como um verdadeiro mestre, obrigada pelos ensinamentos, paciência, carinho, 
dedicação e principalmente por acreditar que eu era capaz, levarei seus ensinamentos para 
vida. 
Ao IME e em especial a Seção de Engenharia Nuclear - SE/7 e a CAPEs pelo apoio e 
incentivo financeiro, muito obrigada pela colaboração. 
A todos os amigos, funcionários e professores, os meus sinceros agradecimentos, foi uma 
fase de grande aprendizado ao qual amadureci profissionalmente e pessoalmente e devo isso a 
vocês. 
 
6 
 
 
 
 
 
 
 
“Sempre se deve ajudar a quem precisa, 
mais ainda quando se tem certeza que ele 
não agradecerá a ajuda, pois você já está 
em condição de dar, mas ele ainda não 
consegue pedir.” 
LUCIANO SANTA RITA OLIVEIRA 
 
 
 
 
 
 
“O futuro pertence àqueles que acreditam 
na beleza de seus sonhos.” 
ELEONOR ROOSEVELT 
 
 
 
 
“A diferença entre um homem de sucesso e outro 
orientado para o fracasso é que um está aprendendo 
a errar, enquanto o outro está procurando aprender 
com os seus próprios erros.” 
CONFÚCIO 
 
“Deus é bom o tempo todo! O tempo todo Deus é bom!”. 
DOMINGOS D’OLIVEIRA CARDOSO 
 
https://www.pensador.com/autor/confucio/
7 
 
SUMÁRIO 
 
 
LISTA DE ILUSTRAÇÕES..................................................................................................11 
LISTA DE TABELAS............................................................................................................15 
LISTA DE ABREVIATURAS E SÍMBOLOS.....................................................................16 
LISTA DE SIGLAS................................................................................................................17 
 
1. INTRODUÇÃO ...................................................................................................... 20 
1.1. Objetivo ...................................................................................................................... 22 
1.1.1. Objetivo secundário ................................................................................................... 22 
1.2. Justificativa ................................................................................................................ 22 
1.2.1. Relevância .................................................................................................................. 22 
 
2. FUNDAMENTAÇÃO TEÓRICA ........................................................................ 23 
2.1. Laboratórios de calibração ........................................................................................ 23 
2.1.1. Calibração de detectores ........................................................................................... 23 
2.1.2. Padrões radioativos gama para calibração ............................................................... 24 
2.1.3. Radiação de fundo – background (bg) ..................................................................... 25 
2.2. Atenuação da radiação gama .................................................................................... 26 
2.3. Decaimento radioativo .............................................................................................. 27 
2.4. Séries radioativas naturais......................................................................................... 28 
2.5. Grandezas(definições) .............................................................................................. 29 
2.5.1. Grandeza de radioatividade ...................................................................................... 29 
2.5.1.1. Atividade (A) ............................................................................................................. 29 
2.5.2. Grandezas dosimétricas ............................................................................................. 30 
2.5.2.1. Kerma no ar incidente (Ka,i) ...................................................................................... 30 
2.5.2.2. Dose absorvida (D) .................................................................................................... 30 
2.5.2.3. Dose equivalente (Ht) ................................................................................................ 30 
2.5.2.4. Dose efetiva (E) ......................................................................................................... 31 
2.5.3. Grandezas operacionais de radioproteção ................................................................ 31 
2.5.3.1. Equivalente de dose ambiente H*(d) ....................................................................... 31 
2.5.3.2. Taxa equivalente de dose ambiente Ḣ*(d) ............................................................... 31 
8 
 
2.5.4. Relacão entre Ka,i e H*(d) ......................................................................................... 32 
2.6. Detector de radiação gama ........................................................................................ 32 
2.6.1. Detectores cintiladores .............................................................................................. 32 
2.6.1.1. Fotomultiplicadora .................................................................................................... 33 
2.6.1.2. Eficiência de cintilação ............................................................................................. 34 
2.6.1.3. Emissão de luz em materiais cintiladores inorgânicos ............................................ 34 
2.6.2. Detectores semicondutores ....................................................................................... 35 
2.6.2.1. Detectores utilizando materiais semicondutores ..................................................... 36 
2.6.3. Junção PN .................................................................................................................. 37 
2.6.4. Região de depleção .................................................................................................... 38 
2.6.5. Detector HPGe (germânio de alta pureza) ............................................................... 38 
2.6.5.1. HPGe coaxial ............................................................................................................. 39 
2.6.5.2. Criostato e recipiente para armazenamento de NL2 ................................................ 40 
2.6.6. Camada morta ............................................................................................................ 41 
2.6.7. Tempo morto ............................................................................................................. 42 
2.6.8. Fatores que influenciam nas medições ..................................................................... 43 
2.6.8.1. Efeito geometrico ...................................................................................................... 44 
2.6.8.1.1 Efeito do meio entre a fonte e o detector ................................................................. 44 
2.6.8.1.2 Ângulo sólido............................................................................................................. 45 
2.6.8.2. Efeitos da fonte .......................................................................................................... 46 
2.6.8.3. Efeito do detector ...................................................................................................... 46 
2.6.8.3.1. Espalhamento e absorção devido a janela do detector ............................................ 46 
2.6.8.4. Eficiência do detector ................................................................................................ 47 
2.6.8.4.1. Eficiência de detecção ............................................................................................... 48 
2.6.8.4.2. Eficiência intrínseca .................................................................................................. 48 
2.6.8.4.3. Eficiência absoluta .................................................................................................... 49 
2.7. Espectrometria ........................................................................................................... 49 
2.7.1. Resolução em energia de um sistema de detecção .................................................. 49 
2.7.1.1. Resolução em energia em semicondutores e cintiladores ....................................... 51 
2.7.1.2. Determinação da resolução em energia – função de resposta ................................ 52 
2.7.2. A importância de uma boa resolução em energia .................................................... 53 
2.7.3. Modo soma coincidência ou pico soma ................................................................... 55 
2.7.3.1. Efeito soma coincidência .......................................................................................... 56 
9 
 
2.8. Programas (softwares) ............................................................................................... 56 
 
3. MATERIAIS .................................................................................................... 57 
3.1. Laboratório de Calibração......................................................................................... 57 
3.2. Fontes padrão de radiação gama ............................................................................... 58 
3.3. Sistema de irradiação portátil ................................................................................... 58 
3.4. Atenuadores de chumbo ............................................................................................ 59 
3.5. Sistema de detecção................................................................................................... 60 
3.6. Monitor eletrônico portátil ........................................................................................ 60 
3.7. Identificadores radiológicos portáteis (IRP) ............................................................ 61 
3.8. Software maestro ....................................................................................................... 61 
3.9. Software SMI ............................................................................................................. 62 
3.10. Software GENIE 2000 .............................................................................................. 63 
 
4. METODOLOGIA ................................................................................................... 64 
4.1. Calibração do sistema hpge e ajustes da instrumentação nuclear utilizada ........... 64 
4.2. Avaliação do ponto de saturação do sistema de espectrometria ............................. 66 
4.2.1. Justificativa do uso dos identificadores cintiladores ............................................... 68 
4.3. Identificação e quantificação das energias presentes em um laboratório de 
calibração...............................................................................................................68 
4.4. Caracterização da influência do feixe do irradiador nas áreas líquidas das energias 
identificados ............................................................................................................... 71 
4.5. Análise por simetria de área líquida e tempo morto ................................................74 
 
5. RESULTADOS E DISCUSSÕES ......................................................................... 75 
5.1. Curva de calibração em energia................................................................................ 75 
5.1.2. Curva de calibração em energia com ajuste R²........................................................ 76 
5.1.3. Curva de eficiência em energia ................................................................................ 76 
5.2. Avaliação do ponto de saturação do sistema de espectrometria ............................. 77 
5.2.1. Distância de medição e uso de atenuadores ............................................................. 78 
5.3. Identificação e quantificação das energias presentes em um laboratório de 
calibração........................................................................................................................79 
5.3.1. Tempo de medição para a obtenção dos espectros para análise ............................. 80 
10 
 
5.4. Caracterização da influência do feixe do irradiador nas áreas líquidas das energias 
identificados ............................................................................................................... 81 
5.4.1. Análise da influência do irradiador em operação nas áreas líquidas das energias 
identificadas ............................................................................................................... 82 
5.5. Medições realizadas com a fonte de 60Co do laboratório de calibração ................ 98 
 
6. CONCLUSÃO ........................................................................................................ 100 
 
7. SUGESTÕES PARA TRABALHOS FUTUROS ............................................. 102 
 
8. REFERÊNCIAS BIBLIOGRAFICAS ............................................................... 103 
 
9. ANEXOS ................................................................................................................. 106 
9.1. Anexo I ..................................................................................................................... 107 
9.2. Anexo II ................................................................................................................... 111 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
11 
 
LISTA DE ILUSTRAÇÕES 
 
 
FIG. 2.1: Blindagem de um detector de germânio para diminuição de BG (KNOLL, 
1999)......................................................................................................................26 
FIG. 2.2: Esquema de decaimento do 
60
Co (LARAWEB, 2017) ......................................... 27 
FIG. 2.3: Esquema de decaimento do 
137
Cs (LARAWEB, 2017) ........................................ 28 
FIG. 2.4: Série radioativa do 
232
Th ..................................................................................... 29 
FIG. 2.5: Elementos básicos de uma válvula fotomultiplicadora (KAKOY, 2013) ............. 34 
FIG. 2.6: Estrutura de bandas de energias em um cintilador cristalino ativado (TAHUATA, 
2013)......................................................................................................................35 
FIG. 2.7: Estrutura de bandas em um material (TAHUATA, 2013). ................................... 36 
FIG. 2.8: (a) Uma junção p-n sem tensão externa. (b) Uma tensão inversa aplicada 
externamente, aumentando o potencial e a profundidade x com campo elétrico 
existente (TSOUFANIDIS, 1995) ....................................................................... 37 
FIG. 2.9: (Superior – corte transversal de um cristal cilindrico): três formas de detectores 
coaxiais de grande volume. (Inferior - seções transversais perpendiculares ao eixo 
cilíndrico do cristal): O material do HPGe pode ser de alta pureza tipo p ou n 
(KNOLL, 1999).................................................................................................. 40 
FIG. 2.10: Detector de germânio de alta pureza ................................................................... 41 
FIG. 2.11: Comportamento de dois tipos de tempo morto para detectores de radiação 
(KNOLL, 1999).................................................................................................. 42 
FIG. 2.12: Fonte isotrópica pontual contada por um sistema de contagem do tipo pulso 
(TSOUFANIDIS, 1995). .................................................................................... 43 
FIG. 2.13: O meio entre a fonte e o detector pode espalhar e/ou absorver partículas emitidas 
pela fonte. (TSOUFANIDIS, 1999) .................................................................... 45 
FIG. 2.14: A fração de partículas emitida por uma fonte pontual isotrópica que entra no 
detector. Definida pelo ângulo sólido (TSOUFANIDIS, 1995) ........................... 45 
FIG. 2.15: A janela do detector pode espalhar e/ou absorver algumas das partículas emitidas 
pela fonte (TSOUFANIDIS, 1995). .................................................................... 47 
FIG. 2.16: As partículas detectadas são as que interagem dentro do detector e produzem um 
pulso maior que o nível discriminador (TSOUFANIDIS, 1995) .......................... 48 
12 
 
FIG. 2.17: (a) Espectro de energia de uma fonte monoenergética. (b) Distribuição de altura de 
pulso obtida com cintilação NaI (T1). (TSOUFANIDIS, 1995) .......................... 50 
FIG. 2.18: Resolução em energia do detector dada pela largura Γ ou pela relação Γ/E. 
(TSOUFANIDIS, 1995) ..................................................................................... 51 
FIG. 2.19: Espectro de altura de pulso comparativo de um cintilador de NaI(Tl) e um detector 
de Ge, com fonte gama (KNOLL, 1999). ............................................................ 52 
FIG. 2.20: Espectro constituído por duas fontes distintas (TSOUFANIDIS, 1995) ............... 53 
FIG. 2.21: Espectro medido para o Caso I: 2Γ < E2 - E1 (TSOUFANIDIS, 1995) ............... 53 
FIG. 2.22: Espectro medido para o Caso II: 2Γ = E2 - E1 (TSOUFANIDIS, 1995) ................ 54 
FIG. 2.23: Espectro medido para o caso III: Γ = E2 - E1 (TSOUFANIDIS, 1995) ................. 54 
FIG. 2.24: Espectros de altura de pulso, raios gama de 835 keV, medidos com detector de 
germânio em operação normal (esquerda) e operado em modo de soma 
coincidência (direita) (KNOLL, 1999) ................................................................ 55 
FIG. 3.1: Laboratório de calibração IDQBRN, tendo 5,8 m de largura, 7 m de comprimento, 
e 4 m de altura.................................................................................................57 
FIG. 3.2: Geometria das fontes padrão de 
137
Cs, 
60
Co e 
152
Eu (IRD, 2017) ......................... 58 
FIG. 3.3: Sistema de irradiação composto por: Fonte de 
137
Cs, blindagem e atenuadores de 
chumbo...................................................................................................................59 
FIG. 3.4: Atenuadores de chumbo (50 mm, 40 mm, 15 mm e 5 mm) ................................. 59 
FIG. 3.5: Sistema de detecção ............................................................................................ 60 
FIG. 3.6: Monitor eletrônico portátil .................................................................................. 60 
FIG. 3.7: IRP com cintilador de NaI(Tl) e de LaBr3(Ce) (MIRION, 2017) ......................... 61 
FIG. 3.8: Software para aquisição de dados Maestro .......................................................... 62 
FIG. 3.9: Software para aquisição de dados SMI ................................................................ 62 
FIG. 3.10: Software para tratamento de dados GENIE 2000 ................................................ 63 
FIG. 4.1: Arranjo experimental de medição - NaI(Tl) e LaBr3(Ce) .................................... 67 
FIG. 4.2: Arranjo experimental de medição– HPGe .......................................................... 67 
FIG. 4.3: Aparato experimental de mediçao - Laboratório de Calibração ........................... 69 
FIG. 4.4: Aparato experimental de medição – Irradiador. ................................................... 70 
FIG. 4.5: Critério de contribuição ...................................................................................... 73 
FIG. 4.6: Simetria entre os pontos de medição ................................................................... 74 
FIG. 5.1: Curva de calibração em energia .......................................................................... 76 
FIG. 5.2: Curva de eficiência ............................................................................................. 77 
13 
 
FIG. 5.3: Espectro de BG, obtido no feixe central – Trilho (mesa) ..................................... 83 
FIG. 5.4: Espectro com a fonte de 
137
Cs exposta, obtido no feixe central Trilho (mesa) ...... 83 
FIG. 5.5: Espectro de BG, obtido no Ponto (PC) ................................................................ 86 
FIG. 5.6: Espectro com a fonte de 
137
Cs exposta, obtido no Ponto (PC) .............................. 86 
FIG. 5.7: Espectro de BG, obtido no Ponto (PA) ................................................................ 87 
FIG. 5.8: Espectro com a fonte de 
137
Cs exposta, obtido no Ponto (PA) ............................. 88 
FIG. 5.9: Espectro de BG, obtido no Ponto (P4) ................................................................. 89 
FIG. 5.10: Espectro com a fonte de 
137
Cs exposta, obtido no Ponto (P4) .............................. 89 
FIG. 5.11: Espectro de BG, obtido no Ponto (PD) ................................................................ 93 
FIG. 5.12: Espectro com a fonte de 
137
Cs exposta, obtido no Ponto (PD) ............................. 93 
FIG. 5.13: Simetria entre pontos de medição evidenciando desvio ....................................... 97 
FIG. 5.14: Espectro com a fonte de 
60
Co exposta no feixe central - trilho (mesa) a 2 m, tempo 
morto alto 67,65% .............................................................................................. 98 
FIG. 9.1: Espectro de BG, obtido no Ponto (PE) .............................................................. 107 
FIG. 9.2: Espectro com a fonte de 
137
Cs exposta, obtido no Ponto (PE) ............................ 107 
FIG. 9.3: Espectro de BG, obtido no Ponto (PG) .............................................................. 108 
FIG. 9.4: Espectro com a fonte de 
137
Cs exposta, obtido no Ponto (PG) ........................... 108 
FIG. 9.5: Espectro de BG, obtido no Ponto (P6) ............................................................... 109 
FIG. 9.6: Espectro com a fonte de 
137
Cs exposta, obtido no Ponto (P6) ............................ 109 
FIG. 9.7: Espectro de BG, obtido no Ponto (P1) ............................................................... 110 
FIG. 9.8: Espectro com a fonte de 
137
Cs exposta, obtido no Ponto (P1) ............................ 110 
FIG. 9.9: Espectro de BG, obtido no feixe central Trilho (mesa) ...................................... 111 
FIG. 9.10: Espectro com a fonte de 
137
Cs exposta, obtido no feixe central Trilho (mesa) .... 111 
FIG. 9.11: Espectro de BG, obtido no Ponto (PF) .............................................................. 112 
FIG. 9.12: Espectro com a fonte de 
137
Cs exposta, obtido no Ponto (PF) ............................ 112 
FIG. 9.13: Espectro de BG, obtido no Ponto (PH) .............................................................. 113 
FIG. 9.14: Espectro com a fonte de 
137
Cs exposta, obtido no Ponto (PH) ........................... 113 
FIG. 9.15: Espectro de BG, obtido no Ponto (P7) ............................................................... 114 
FIG. 9.16: Espectro com a fonte de 
137
Cs exposta, obtido no Ponto (P7) ............................ 114 
FIG. 9.17: Espectro de BG, obtido no Ponto (PB) .............................................................. 115 
FIG. 9.18: Espectro com a fonte de 
137
Cs exposta, obtido no Ponto (PB) ............................ 115 
FIG. 9.19: Espectro de BG, obtido no Ponto (P5) ............................................................... 116 
FIG. 9.20: Espectro com a fonte de 
137
Cs exposta, obtido no Ponto (P5) ............................ 116 
14 
 
FIG. 9.21: Espectro de BG, obtido no Ponto (P3) ............................................................... 117 
FIG. 9.22: Espectro com a fonte de 
137
Cs exposta, obtido no Ponto (P3) ............................ 117 
FIG. 9.23: Espectro de BG, obtido no Ponto (P2) ............................................................... 118 
FIG. 9.24: Espectro com a fonte de 
137
Cs exposta, obtido no Ponto (P2) ............................ 118 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
15 
 
LISTA DE TABELAS 
 
 
TAB. 4.1: Energia, canal e probabilidade de emissão da fonte de 
152
Eu (LARAWEB, 2017; 
ELABORAÇÃO PRÓPRIA) .............................................................................. 65 
TAB. 4.2: Características do detector e dos IRP utilizados (MIRION, 2017; CANBERRA, 
2017)......................................................................................................................66 
TAB. 4.3: Etapas para a realização das medições a 2 m ....................................................... 70 
TAB. 4.4: Etapas para a realização das medições a 3 m ....................................................... 71 
TAB. 4.5: Relação de simetria ............................................................................................. 74 
TAB. 5.1: Energias registradas pelo HPGe no BG do laboratório de calibração ................... 80 
TAB. 5.2: Dados referentes ao feixe central (trilho) a 2 m de distância (fonte – HPGe)........ 82 
TAB. 5.3: Dados referentes ao ponto PE a 2 m de distância ................................................. 84 
TAB. 5.4: Dados referentes ao ponto PG a 2 m de distância................................................. 84 
TAB. 5.5: Dados referentes ao ponto P6 a 2 m de distância ................................................. 85 
TAB. 5.6: Dados referentes ao ponto PC a 2 m de distância ................................................. 85 
TAB. 5.7 : Dados referentes ao ponto PA a 2 m de distância................................................. 87 
TAB. 5.8: Dados referentes ao ponto P4 a 2 m de distância ................................................. 88 
TAB. 5.9: Dados referentes ao ponto P1 a 2 m de distância ................................................. 90 
TAB. 5.10: Dados referentes ao feixe central (trilho) a 3 m de distância ............................... 90 
TAB. 5.11: Dados referentes ao ponto PF a 3 m de distância ................................................ 91 
TAB. 5.12: Dados referentes ao ponto PH a 3 m de distância ................................................ 91 
TAB. 5.13: Dados referentes ao ponto P7 a 3 m de distância ................................................ 92 
TAB. 5.14: Dados referentes ao ponto PD a 3 m de distância ................................................ 92 
TAB. 5.15: Dados referentes ao ponto PB a 3 m de distância ................................................ 94 
TAB. 5.16: Dados referentes ao ponto P5 a 3 m de distância ................................................ 94 
TAB. 5.17: Dados referentes ao ponto P3 a 3 m de distância ................................................ 95 
TAB. 5.18: Dados referentes ao ponto P2 a 3 m de distância ................................................ 95 
TAB. 5.19: Simetria do percentual de tempo morto entre os pontos no BG e com as fontes 
expostas .............................................................................................................96 
TAB. 5.20: Tempo morto 60Co. ........................................................................................... 99 
 
 
 
16 
 
LISTA DE ABREVIATURAS E SÍMBOLOS 
 
ABREVIATURAS 
 
Cryostat - Criostato 
Dewar - Recipiente para armazenamento de nitrogênio líquido 
Ge(Li) - Germânio Lítio 
HPGe - Germânio de Alta Pureza 
LaBr3(Ce) - Brometo de lantânio dopado com cério 
NaI(Tl) - Iodeto de sódio dopado com tálio 
NL2 - Nitrogênio líquido 
ROI - Região de interesse 
STRIP - Função do Maestro 
 
 
SÍMBOLOS 
 
cm - centímetro 
eV - eletrons-volt 
GBq - giga Becquerel 
Ḣ*(10) - taxa equivalente de dose ambiente a 10 mm de profundidade 
K - Kelvin 
KBq - quilo Becquerel 
keV - quilo eletrons-volt 
kV - quilovolt 
m - metro 
MeV - um milhão de elétrons volt 
min. minutos 
s - segundos 
mm - milímetro 
μs - micro segundos 
μSv/h - micro Sievert/hora 
 
17 
 
LISTA DE SIGLAS 
 
 
BG Background – Radiação de fundo 
CTEx Centro Tecnológico do Exército 
EB Exército Brasileiro 
IDQBRN Instituto de Defesa Química Biológica Radiológica e Nuclear 
INMETRO Instituto Nacional de Metrologia, Normalização e Qualidade Industrial 
IOE Indivíduo ocupacionalmente exposto 
IRD Instituto de Radioproteção e Dosimetria 
IRP Identificador radiológico portátil 
LNMRI Laboratório Nacional de Metrologia das Radiações Ionizantes 
SMI Software Mirion Technologies 
 
 
 
 
 
 
 
18 
 
RESUMO 
 
 
Este trabalho foi realizado no Instituto de Defesa Química, Biológica, Radiológica e 
Nuclear – IDQBRN situado no Centro Tecnológico do Exército – CTEx e vem com a 
proposta de desenvolver uma metodologia que possibilite fazer o levantamento dos espectros 
de radiação gama espalhada no interior do laboratório de calibração e por meio destes, 
identificar e quantificar as energias existentes na radiação de fundo - background (BG) do 
laboratório, utilizando a técnica de espectrometria gama de alta resolução, que contribuem no 
aumento de contagem durante o processo de calibração de medidores e identificadores de 
radiação ionizante, de forma a caracterizar o laboratório quando está operacional. Para 
alcançar o objetivo foram utilizados: um detector semicondutor de germânio de alta pureza – 
HPGe, fora de sua blindagem, o que tornou viável a caracterização do BG do laboratório de 
calibração, ao qual foram identificadas energias dos filhos do 
232
Th e 
40
K; dois identificadores 
radiológicos com cintiladores – NaI(Tl) e LaBr3(Ce), que contribuíram para conhecimento do 
valor de Ḣ*(10) na qual o HPGe não saturasse, e para determinar as distância e os pontos de 
medição para a obtenção dos espectros de radiação gama espalhada no Laboratório de 
Calibração; fontes de 
137
Cs e 
60
Co; e atenuadores de chumbo. A metodologia elaborada para 
este trabalho possibilitou a identificação de todas as energias presente nos espectros de BG do 
laboratório e a definição de suas áreas líquidas, quantificando a influência da operação do 
laboratório nestas energias. 
 
 
 
19 
 
ABSTRACT 
 
 
This work was carried out at the Institute of Chemical, Biological, Radiological and 
Nuclear Defense - IDQBRN located in the Technological Center of the Army - CTEx and 
with a proposal of development a methodology that makes possible the survey of the spectra 
of gamma radiation scattered inside the laboratory of calibration and through them, to identify 
and quantify the energies in the background (BG) of the laboratory using the high - resolution 
gamma spectrometry technique, which contribute to the increase in counting during the 
calibration process of meters and ionizing radiation identifiers, in order to characterize the 
laboratory when it is operational. For achieve the objective were used: a Germanium 
semiconductor detector of high purity - HPGe, outside its shield, which made feasible the 
characterization of the BG of the calibration laboratory, to which the energies of 
232
Th and 
40
K children were identified; two radiological identifiers with scintillators - NaI(Tl) and 
LaBr3(Ce), which contributed to value of Ḣ*(10) in which the HPGe did not saturate, and to 
determine the distance and the measurement points to obtain the spectra of gamma radiation 
spread in the Calibration Laboratory; sources of 
137
Cs and 
60
Co; and lead attenuators. The 
methodology elaborated for this work allowed the identification of all the energies present in 
the BG spectra of the laboratory and the definition of its liquid areas, quantifying the 
influence of the laboratory operation on these energies. 
 
 
 
 
20 
 
1. INTRODUÇÃO 
 
 
A radiação ionizante é amplamente utilizada em processos de irradiação para diferentes 
aplicações podendo ainda, causar danos aos átomos dos materiais e, aos núcleos das células, 
como: em produtos alimentícios, permitindo a desinfecção por meio da eliminação de 
microorganismos patogênicos e elevando sua vida útil; na esterilização de equipamentos 
médicos e também para tratamento de câncer, em radioterapia. Sua utilização seja na saúde, 
na indústria ou na pesquisa, é empregada para benefício da sociedade. Entretanto, o risco à 
exposição e seu controle, ou seja, a forma de garantir que a exposição do indivíduo 
ocupacionalmente exposto (IOE) esteja dentro dos limites de dose, são pontos de grande 
preocupação dos profissionais e das autoridades. 
Por conta desta vasta gama de aplicações, as quais podem ocorrer situações anômalas, no 
Brasil, no âmbito do Exército Brasileiro (EB) existe o Centro Tecnológico (CTEx), 
departamento de pesquisa que tem por missão não só dar suporte nas atividades de aplicação 
em Defesa Radiológica e Nuclear (DRN), em conjunto com o órgão fiscalizador Comissão 
Nacional de Energia Nuclear (CNEN), mas também em suas atividades de pesquisa, análise 
de uso de detectores de radiação para a quantificação, identificação e confiabilidade de 
resposta dos equipamentos e assessoramento técnico/científico. 
A demanda na procura de detectores, monitores e identificadores de radiação ionizante, 
visando à proteção radiológica (controle e monitoramento de área), vem crescendo com o 
passar do tempo, tanto para a proteção do público como um todo, quanto para os IOE. 
Tendo em vista que equipamentos medidores, sejam eles quais forem, precisam estar 
devidamente calibrados, para que possam ter confiabilidade de resposta e de medidas, 
indicando sua real grandeza e quantidade medidas, quando se trata de equipamentos 
medidores e identificadores de radiação, o processo de calibração precisa ser um pouco mais 
apurado, pois no ambiente de um laboratório de calibração, a radiação presente não é somente 
a do feixe principal (feixe primário) ao qual, os equipamentos estão sendo expostos para 
calibração, são também, provenientes de espalhamentos que aumentam suas incertezas de 
resposta. 
Os raios gama espalhados, chamados “secundários”, não são provenientes do feixe 
principal emitido pela fonte utilizada para calibrar os equipamentos, e sim proveniente de 
interações com a matéria, tal como espalhamento Compton, ou por energias do decaimento 
21 
 
radioativo (filhos) do 
232
Th, facilmente encontrados no ambiente por ser em elemento natural, 
entre outras influências do meio. Porém as energias presentes nesse espalhamento, por 
menores que sejam, podem contribuir para um aumento na radiação de fundo e na incerteza 
do processo de calibração. Equipamentos medidores e identificadores precisam ser calibrados 
anualmente e quanto mais preciso é seu processo de calibração, mais confiabilidade há em sua 
resposta nas grandezas calibradas. 
Este trabalho foi realizado no Laboratório de Calibração do Instituto de Defesa Química, 
Biológica,Radiológica e Nuclear (IDQBRN/CTEx) e vem com a proposta de desenvolver 
uma metodologia que permita mensurar e quantificar a contribuição de diferentes energias 
provenientes do feixe primário, quando o laboratório está operacional, e junto a isso, 
identificar as energias presentes no “background”, permitindo assim a caracterização do 
ambiente por meio da técnica de espectrometria gama de alta resolução. 
Foram utilizados um detector germânio de alta pureza (HPGe) que permitiu, por meio da 
técnica de espectrometria gama de alta resolução, a identificação e quantificação das energias 
usando suas áreas líquidas; dois identificadores radiológicos portáteis (IRP) com cintiladores 
de NaI(Tl) e LaBr3(Ce), que operam na grandeza taxa equivalente de dose ambiente à 10 mm 
de profundidade (Ḣ*(10)) e foram usados a fim de definir os pontos de trabalho do HPGe, aos 
quais as medições iriam ser realizadas no laboratório de calibração e as espessuras dos 
atenuadores utilizados no irradiador; um monitor eletrônico portátil, também operando na 
grandeza Ḣ*(10), para medição no centro do volume ativo do detector HPGe, pois o mesmo 
foi utilizado fora de sua blindagem; e atenuadores de chumbo, para medição do valor da 
Ḣ*(10) o mais próximo do local ao qual o centro do volume ativo do HPGe seria posicionado, 
a fim de não saturar o detector. A contribuição dessas energias para a radiação gama 
espalhada foi analisada por meio das áreas líquidas das energias observadas nos espectros, 
tornando possível a identificação e quantificação dessas energias, que influenciam no 
processo de calibração, dos equipamentos medidores e identificadores de radiação, realizado 
no laboratório. 
Os resultados obtidos possibilitaram a identificação das energias, por meio dos espectros, 
que contribuem para esse aumento de área líquida e consequentemente na incerteza de 
medição no processo de calibração, apresentando contribuição em contagem e em percentual 
das áreas líquidas dessas energias. 
 
 
 
22 
 
1.1. OBJETIVO 
 
Desenvolver uma metodologia que permita mensurar a radiação gama espalhada no 
interior de um laboratório de calibração, identificar as energias presentes no background 
(BG), utilizando a técnica de espectrometria gama de alta resolução com o detector HPGe e 
estabelecer procedimento que discrimine e quantifique quais das energias identificadas no BG 
promovem aumento de contagem em suas áreas líquidas, devido ao efeito fotoelétrico, tanto 
na área de abrangência do feixe primário quanto fora dele, quando o laboratório está 
operacional. 
 
 
1.1.1. OBJETIVO SECUNDÁRIO 
 
Determinar os pontos de trabalho do HPGe no laboratório de calibração, apresentando a 
ocorrência de saturação dos espectros fazendo uso de identificadores radiológicos portáteis 
(IRP) com cintiladores de NaI(Tl) e LaBr3(Ce), a fim de minimizar o tempo de trabalho. 
 
 
1.2. JUSTIFICATIVA 
 
O trabalho pretende identificar e quantificar a radiação espalhada presente em 
laboratórios de calibração, tanto na área de abrangência do feixe primário quanto fora dele, 
por meio da técnica de espectroscopia gama de alta resolução. O que possibilita avaliar se há 
contribuição desta radiação espalhada no processo de calibração de monitores de radiação 
gama realizado nesses laboratórios. 
 
 
1.2.1. RELEVÂNCIA 
 
A relevância deste trabalho está relacionada à otimização do processo de calibração de 
equipamentos medidores e identificadores de radiação ionizante que, devido á radiação gama 
espalhada, influência na calibração, aumentando a incerteza do processo. 
 
23 
 
2. FUNDAMENTAÇÃO TEÓRICA 
 
 
2.1. LABORATÓRIOS DE CALIBRAÇÃO 
 
No Brasil, existem atualmente sete laboratórios credenciados para calibração de 
instrumentos medidores de radiação ionizante e a demanda deste serviço vem aumentando 
cada vez mais. Esses laboratórios são rastreados pelo Instituto Nacional de Metrologia, 
Normalização e Qualidade Industrial (INMETRO), por meio de contínuas calibrações dos 
padrões nacionais em relação aos padrões internacionais, programas de comparação 
interlaboratorial e de manutenção de padrões. 
Laboratórios de calibração são de extrema importância para a calibração de detectores 
que são utilizados a fim de garantir a segurança radiológica, seja em grandes eventos, em 
inspeções realizadas pelo orgão fiscalizador Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), 
treinamentos, testes, preparação de pessoal, ou em casos de emergencias radiológicas: na 
súde, na indústia, etc, pois estes precisam apresentar confiabilidade de resposta e medição, o 
que é alcançado somente no processo de calibração, garantindo as características de detecção. 
A legislação, hoje, aplicada no Brasil exige que a calibração de equipamentos medidores 
e identificadores de radiação seja realizada uma vez por ano, tendo em vista a utilização 
destes equipamentos em campo. (BALTHAR, 2017) 
 
 
2.1.1. CALIBRAÇÃO DE DETECTORES 
 
Devido às propriedades das radiações ionizantes, os resultados das medições devem 
conter grandezas confiáveis e correspondentes para cada área de aplicação e uso das radiações 
ionizantes. O que é difícil de obter devido à quantidade de grandezas para radiações 
ionizantes utilizadas nas inúmeras aplicações e à ampla gama de radiações e energias 
produzidas pelos diversos radioisótopos e dispositivos geradores de radiações. 
Os detectores utilizados em campo sofrem mudanças em seu funcionamento e, por isso, 
precisam ser calibrados, a fim de garantir a manutenção de suas características de resposta e 
confiabilidade de medição. 
24 
 
A calibração de detectores é feita comparando suas características de medição com 
equipamentos padrões, sob condições controladas que são estabelecidas nos laboratórios da 
rede de calibração, ou seja, a base de qualquer calibração é um padrão de referência calibrado 
por um laboratório nacional credenciado, o que permite caracterizar um determinado feixe de 
radiação em condições bem controladas de distância, temperatura, pressão, etc. 
Como a calibração de detectores é realizada por meio de feixes de radiação e energias 
especificas e conhecidas, a utilização de um detector para condições diferentes daquelas em 
que foi calibrado somente deve ser feita utilizando fatores de conversão adequados 
(TAUHATA, 2013). 
Basicamente a calibração significa configurar o padrão de referência e o equipamento a 
ser calibrado no feixe e fazer uma medida de comparação (PTW, 2016). 
 
 
2.1.2. PADRÕES RADIOATIVOS GAMA PARA CALIBRAÇÃO 
 
Na espectrometria de raios gama com detectores de germânio de alta resolução, a escala 
de altura de pulso deve ser calibrada em energia de raios gama, para que os vários fotopicos 
no espectro possam ser devidamente identificados. Em muitas aplicações os raios gama que 
aparecem em um espectro já são conhecidos e seus fotopicos correspondentes são facilmente 
identificados. Porém existem aplicações, nas quais os raios gama presentes nos espectros são 
desconhecidos, pois não apresentam uma calibração em energia conhecida. Nestes casos, 
energias de fontes de calibração gama são usadas separadamente para fornecer energias 
conhecidas no espectro. A calibração envolve o uso de fontes padrão emissoras de radiação 
gama com energias dentro da faixa de energia de interesse de trabalho ou uma fonte padrão 
com várias energias dentro da faixa de interesse, que serão medidas no espectro a ser 
analisado. Nesse aspecto, torna-se útil ter vários fotopicos de calibração em pontos distintos 
ao longo da faixa de energia medida para controlar essas não linearidades. 
A precisão do centróide (ponto de maior contagem de um fotopico referente ao centro da 
distribuição de contagens da energia, FIG. 2.20) de um fotopico em um espectro de altura de 
pulso faz com que sua localização dependa da resolução do sistema do espectrômetro e de sua 
estabilidade no tempo de medição (KNOLL, 1999).25 
 
2.1.3. RADIAÇÃO DE FUNDO – BACKGROUND (BG) 
 
Por causa da radiação cósmica que irradia constantemente a atmosfera terrestre e a 
presença de radioatividade natural no meio ambiente, todos os detectores de radiação 
registram algum sinal de fundo, o que denominamos radiação de fundo ou simplesmente 
background (BG). A natureza desta medição varia com o tamanho, tipo de detector e com a 
extensão da blindagem que pode, ou não, ser colocada em seu entorno. A taxa de contagem 
do BG pode ser tão alta quanto milhares de contagens por segundo para cintiladores de grande 
volume e para algumas contagens por dia em algumas aplicações, pois a magnitude do fundo 
determina o nível mínimo de radiação detectável, e se torna mais relevante nas aplicações que 
envolvem fontes de radiação de baixa atividade. No entanto, a maioria dos detectores de 
radiação são fabricados com algum grau de blindagem externa para efetuar uma redução no 
nível de BG medido. 
A importância dos componentes do BG muda muito com a circunstância. Nos detectores 
de raios gama sem blindagem, o componente do raio cósmico é predominante. Quando a 
blindagem é significativa, tanto o fluxo cósmico quanto o BG causados por fontes ambientais 
de raios gama são diminuídos e a presença natural de radioniclídeos nos materiais estruturais 
e de proteção ao redor do detector se tornam uma fração importante. 
O comportamento do BG, em uma série de detectores de grande volume de germânio que 
possui blindagem, como mostrado na FIG. 2.1, é composto por uma contribuição de 30% da 
radiação cósmica, 60% da presença de radionuclídeos nos materiais de proteção e 10% de 
radioatividade dentro do próprio detector e de fontes não identificadas. 
O critério de seleção se baseia em escolher um tamanho de detector que maximize a 
proporção de S
2
/B, na qual: S é a taxa de contagem devido a fonte; e B é a taxa de contagem 
devido ao BG. Esta mesma configuração pode ser usada para outros parâmetros operacionais, 
como o nível de discriminação, para um experimento de contagem de baixo nível (KNOLL, 
1999). 
26 
 
 
FIG. 2.1: Blindagem de um detector de germânio para diminuição de BG 
(KNOLL, 1999) 
 
 
2.2. ATENUAÇÃO DA RADIAÇÃO GAMA 
 
A diminuição da intensidade da radiação gama ocorre em função de suas interações com 
o material absorvedor. As principais interações da radiação com a matéria ocorrem como: 
efeito fotoelétrico, efeito Compton e produção de pares. 
A atenuação da energia das radiações ocorre exponencialmente em função da espessura 
do material absorvedor, que quanto mais espesso menor é a energia da radiação que deixa o 
material após atravessá-lo (se atravessá-lo). Entretanto, quanto maior a energia dos fótons da 
radiação incidente, menor será seu comprimento de onda, consequentemente maior é sua 
capacidade de penetração, embora também aumente a probabilidade das interações ocorrerem, 
pois a radiação se propaga por uma distância maior e consequentemente, interage mais. 
Matematicamente, a atenuação da radiação é representada pela EQ. (2.1): 
 
I = I0e
−μx EQ. (2.1) 
 
Na qual: I0 é a intensidade da radiação incidente; I é a intensidade da radiação que 
emerge do material; x é a espessura do material absorvedor; e μ é o coeficiente de atenuação 
linear total em relação à probabilidade dos fótons serem absorvidos. (TAUHATA, 2013) 
 
27 
 
2.3. DECAIMENTO RADIOATIVO 
 
O esquema de decaimento de um radionuclídeo é a forma gráfica de representar todas as 
transições e estados excitados do núcleo, com os valores de parâmetros que os caracterizam. 
O esquema de decaimento do 
60
Co, onde estão definidos seus valores da meia vida, as 
energias e as meia vidas dos estados excitados, as transições beta e gama, e as intensidades 
relativas de cada radiação emitida, é mostrado na FIG. 2.2. 
As transições, beta são associadas ao núcleo pai, isto é, se emitidas pelo 
60
Co 
denominam-se de radiações beta do 
60
Co. Enquanto as transições gama são oriundas das 
transições do núcleo filho (ex: 
60
Ni) e denominam-se radiações gama do núcleo pai, ou seja, 
do 
60
Co. A ocorrência mais comum de emissão de raios gama é em desintegração radioativa. 
 
 
FIG. 2.2: Esquema de decaimento do 
60
Co (LARAWEB, 2017) 
 
Os esquemas de decaimento apresentados são dos radionuclídeos de interesse para a 
realização deste trabalho. 
Para estabilizar um núcleo excitado que possui excesso de nêutrons, ocorre o processo de 
desintegração do tipo beta menos (β
-
). Se o excesso for de prótons podem ocorrer três 
processos para estabilizá-lo, são eles: desintegração beta mais (β
+
), captura eletrônica e 
desintegração alfa (α) para núcleos pesados, com excesso de 2 prótons e 2 nêutrons ao mesmo 
tempo. 
A FIG. 2.3, apresenta a desexcitação nuclear completa do átomo de 
l37
Cs por β
- 
(estado 
fundamental) gerando um átomo de 
137
Ba no estado excitado, que por sua vez emite um raio 
gama com energia de 661,6 keV. 
28 
 
 
FIG. 2.3: Esquema de decaimento do 
137
Cs (LARAWEB, 2017) 
 
 
2.4. SÉRIES RADIOATIVAS NATURAIS 
 
Existem na natureza elementos radioativos que realizam transmutações ou desintegrações 
sucessivas, até que seu núcleo atinja a estabilidade, ou seja, após um decaimento radioativo o 
núcleo ainda não possui uma organização interna estável, sendo assim, ele realiza outra 
transmutação, e se mesmo assim não conseguir, prossegue realizando transmutações até que 
atinja o equilíbrio. 
Os radionuclídeos emitem radiações dos tipos alfa, beta e/ou gama, em cada decaimento, 
e cada novo núcleo é mais organizado que o anterior ou até mesmo um núcleo estável. Essas 
sequências de núcleos são as chamadas séries radioativas. 
Existem apenas três séries ou famílias radioativas naturais, são elas: série do Urânio, série 
do Actínio e serie do Tório e todas terminam em isótopos de chumbo estáveis (CARDOSO, 
2017). 
A série de interesse para a realização deste trabalho é a série do Tório. Na FIG. 2.4, estão 
apresentados os filhos do 
232
Th mensurados, pois as energias de suas desintegrações 
contribuíram nos espectros de caracterização do ambiente, porém, existem em algumas 
transições elementos que não são mostrados na FIG.. 
 
29 
 
 
FIG. 2.4: Série radioativa do 
232
Th (ELABORAÇÃO PRÓPRIA, 2018) 
 
 
2.5. GRANDEZAS (DEFINIÇÕES) 
 
Para um melhor entendimento se faz necessário a definição de algumas grandezas. 
 
 
2.5.1. GRANDEZA DE RADIOATIVIDADE 
 
Grandezas de radioatividade são grandezas associadas às transformações que ocorrem em 
materiais radioativos (LNMRI, 2011). 
 
 
2.5.1.1. ATIVIDADE (A) 
 
É o quociente dN/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, dado pela EQ. 2.2. Sua unidade no Sistema 
Internacional (SI) é denominada Becquerel (Bq=s
-1
) (LNMRI, 2011). 
 
A =
dN
dt
 EQ. (2.2) 
 
 
30 
 
2.5.2. GRANDEZAS DOSIMÉTRICAS 
 
Grandezas dosimétricas são produtos das grandezas radiométricas que estão associadas 
com o campo de radiação e dos coeficientes de interação que caracterizam os processos de 
interação da radiação com a matéria (LNMRI, 2011). 
 
 
2.5.2.1. KERMA NO AR INCIDENTE (Ka,i) 
 
É o kerma no ar no eixo central do feixe incidente à distância foco-superfície da pele, ou 
seja, no plano de entrada da pele. Inclui apenas o feixe primário incidente no paciente ou 
simulador e nenhuma radiação retroespalhada. Sua unidade no SI é denominada J.kg
-1
 = Gray 
(Gy) (LNMRI, 2011). 
 
 
2.5.2.2. DOSE ABSORVIDA (D) 
 
É o quociente de dƐ por dm, onde dƐ é a energia média depositada pela radiação 
ionizante na matéria de massa dm, num ponto de interesse, dada peça EQ. 2.3.Sua unidade no 
SI é denominada Gray (Gy=Jkg
-1
) (LNMRI, 2011). 
 
𝐷 =
𝑑Ɛ 
𝑑𝑚
 EQ. (2.3) 
 
 
2.5.2.3. DOSE EQUIVALENTE (HT) 
 
É o valor médio da dose adsorvida DT,R num tecido ou órgão T, obtido sobre todo o 
tecido ou órgão T, devido à radiação R, dada pela EQ. 2.4. Sua unidade no SI é denominada 
Sievert (Sv = J Kg
-1
) – norma CNEN NN 3.01 (LNMRI, 2011). 
 
HT = WR . DT,RR EQ. (2.4) 
 
Onde WR é o fator de peso da radiação R. 
31 
 
2.5.2.4. DOSE EFETIVA (E) 
 
É a soma ponderada das doses equivalentes em todos os tecidos ou órgãos do corpo, dada 
pela EQ. 2.5. Sua unidade no SI é denominada Sievert (Sv = J Kg
-1
) (LNMRI, 2011). 
 
𝐸 = 𝑊𝑇𝐻𝑇𝑇 EQ. (2.5) 
 
Onde WT é o fator de peso para o tecido T e HT é a dose equivalente a ele atribuída. 
 
 
2.5.3. GRANDEZAS OPERACIONAIS DE RADIOPROTEÇÃO 
 
Grandezas operacionais de radioproteção são aquelas definidas para uso nas práticas de 
monitoração de área e monitoração individual. A existência destas grandezas deve-se ao fato 
de que as grandezas limitantes não são mensuráveis ou facilmente estimáveis (LNMRI, 2011). 
 
 
2.5.3.1. EQUIVALENTE DE DOSE AMBIENTE H*(d) 
 
É o valor do equivalente de dose em um ponto de um campo de radiação, que seria 
produzido pelo correspondente campo expandido e alinhado na esfera ICRU na profundidade 
d, no raio que se opõe ao campo alinhado (LNMRI, 2011). 
 
 
2.5.3.2. TAXA EQUIVALENTE DE DOSE AMBIENTE Ḣ*(d) 
 
É o equivalente de dose ambiente por unidade de tempo (Ḣ*(d) = H*(d)/t), esta grandeza 
é expressa pelos IRP com cintiladores de NaI(Tl) e LaBr3(Ce), utilizados neste trabalho. 
 
 
 
 
 
32 
 
2.5.4. RELACÃO ENTRE Ka,i E H*(d) 
 
Para rotina de calibração, o kerma no ar incidente (Ka,i) é medido em um ponto no ar ao 
qual o Equivalente de dose ambiente H*(10) é o mesmo, sendo então multiplicado por um 
fator de conversão, dado pela EQ. 2.6, para urna energia E adequada do fotón ou elétron. 
(LIMA, 2017). 
 
Ef,e =
H∗ 10 
Ka,i
 EQ. (2.6) 
 
 
2.6. DETECTOR DE RADIAÇÃO GAMA 
 
Detectores de radiação são dispositivos que, quando colocado em um meio onde exista 
um campo de radiação gama é sensível a sua presença, identificando-a. São vários os 
processos aos quais diferentes radiações podem interagir com o meio material utilizado, seja 
para medir ou indicar características dessas radiações. Dentre esses processos, destacam-se, 
por serem os mais utilizados os que envolvem: geração de cargas elétricas; geração de luz; 
sensibilização de películas fotográficas; criação de traços (buracos) no material; geração de 
calor; e alterações da dinâmica de alguns processos químicos. Normalmente um detector de 
radiação é constituído de um elemento ou material sensível à radiação e de um sistema que 
transforma esses efeitos em um valor relacionado a uma grandeza de medição dessa radiação 
(TAUHATA, 2013). 
 
 
2.6.1. DETECTORES CINTILADORES 
 
A utilização de materiais cintiladores em detectores de radiação é uma técnica antiga, 
porém até hoje continua sendo uma das mais usadas para detecção e espectroscopia das 
radiações. 
Os materiais cintiladores apresentam algumas características que os tornam ideal para 
cintilação, que são: a transformação de toda energia cinética da radiação incidente ou dos 
produtos da interação em luz detectável; a luz produzida é proporcional à energia depositada; 
33 
 
é transparente ao comprimento de onda da luz visível que produz; tem boa qualidade ótica, 
com índice de refração próximo ao do vidro (aprox. 1,5); é disponível em peças grandes que 
servem para construção de detectores; e é facilmente moldável e/ou usinável para construção 
de geometrias adequadas de detectores. 
Embora não seja fácil encontrar um material com todas essas características, alguns 
materiais as reúnem (TAUHATA, 2013). 
 
 
2.6.1.1. FOTOMULTIPLICADORA 
 
Um dispositivo essencial para a utilização de detectores cintiladores é a 
fotomultiplicadora, que transforma os sinais luminosos produzidos pela radiação, que 
normalmente são muito fracos, em sinais elétricos com intensidade suficiente para 
processamento em um sistema de contagem ou de espectroscopia. 
O esquema de uma fotomultiplicadora na qual os dois principais elementos são o 
fotocatodo e a estrutura de multiplicação de elétrons é apresentado na FIG. 2.5. O fotocatodo 
acoplado ao detector onde ocorre a cintilação (cristal detector) tem a função de transformar 
em elétrons os sinais luminosos produzidos pela interação com a radiação. 
Como, os fótons produzidos no cristal por uma interação são apenas algumas centenas, o 
número de elétrons gerados pelo fotocatodo é pequeno, em função disso, o sinal gerado é tão 
pequeno que não consegue ser processado. O número de elétrons produzidos no fotocatodo 
pelos fótons é então multiplicado pelo conjunto de dinodos que são dispostamente arranjados 
e funcionam como elementos de multiplicação nos quais o elétron que sai de um dinodo é 
acelerado para o dinodo seguinte, ganhando energia, e ao colidir com a superfície do próprio, 
arrancam um maior número de elétrons que são atraídos e acelerados para o próximo dinodo e 
assim sucessivamente. 
Um conjunto típico de dinodos consegue a multiplicação por um fator de 10
5
 a 10
6
, com a 
produção de 10
7
 a 10
9
 elétrons, carga essa que ao ser coletada pelo anodo pode gerar um pulso 
de tensão. O fenômeno de multiplicação de elétrons é também conhecido como emissão 
secundária (TAUHATA, 2013). 
 
34 
 
 
FIG. 2.5: Elementos básicos de uma válvula fotomultiplicadora (KAKOY, 2013) 
 
 
2.6.1.2. EFICIÊNCIA DE CINTILAÇÃO 
 
A eficiência de um cintilador é definida como sendo a fração da energia de todas as 
partículas incidentes que são transformadas em luz visível. Existem várias interações da 
radiação com o material cintilador com transferência de energia e a desexcitação não ocorre 
por meio da emissão de luz, mas sim sob a forma de calor (TAUHATA, 2013). 
 
 
2.6.1.3. EMISSÃO DE LUZ EM MATERIAIS CINTILADORES INORGÂNICOS 
 
O mecanismo de cintilação em materiais inorgânicos depende dos estados de energia 
definidos pela rede cristalina do material. Os elétrons, dentro dos materiais isolantes ou 
semicondutores, podem ocupar apenas algumas bandas de energia. A banda de valência é 
representada pelos elétrons essencialmente ligados aos sítios da rede cristalina, enquanto que 
a banda de condução é representada pelos elétrons mais energéticos que migram livremente 
através do cristal, e a banda proibida é representada pelos elétrons de energia intermediária, 
porém nessa banda não deveriam existir elétrons. Introduzindo determinadas substâncias no 
cristal, são criados, dentro da banda proibida, sítios especiais na rede cristalina, como 
apresentado na FIG. 2.6. (TAUHATA, 2003) 
 
35 
 
 
FIG. 2.6: Estrutura de bandas de energias em um cintilador cristalino ativado 
(TAUHATA, 2013) 
 
Os elétrons da banda de valência do material principal do detector podem receber energia 
da radiação e, em função dessa energia adicional ocupam os níveis metaestáveis de sua banda 
proibida e, ao se desexcitarem essa energia pode excitar os elétrons do ativador, e ao se 
desexcitarem retornam aos níveis de valência, emitindo a energia referente à diferença dos 
níveis, na forma de fótons, que assim, se propagam pela estrutura cristalina. A produção dos 
fótons é proporcional à energia da radiação, e a eficiência de detecção varia conforme 
radiação e material utilizado como cintilador (TAUHATA, 2013). 
 
 
2.6.2. DETECTORES SEMICONDUTORES 
 
Os detectores semicondutores são dispositivos de estado sólido que funcionam de modo 
que os elétrons e íons não são os transportadoresde carga, como nos balcões de gás, mas sim, 
elétrons e lacunas. Atualmente, os detectores semicondutores de melhor performance são 
feitos de silício e germânio. 
A principal vantagem dos detectores semicondutores, em comparação a outros tipos de 
medidores de radiação, é a sua melhor resolução em energia: a capacidade do detector de 
discriminar as energias dos fótons em um espectro de multiplas energias. 
Outras vantagens: resposta linear (altura de pulso x energia dos fótons) em vasto alcance 
de energia; maior eficiência para um determinado tamanho, devido ao sólido de alta 
densidade, em relação ao gás; possibilidade de configurações geométricas especiais; 
crescimento rápido do pulso (em relação aos medidores à gás); capacidade de operar no 
vácuo; insensibilidade a campos magnéticos. 
36 
 
As propriedades de um detector semicondutor dependem não somente do tipo do material 
utilizado, Si ou Ge, mas também do modo como o semicondutor é moldado e tratado. Tipo, 
tamanho, forma e tratamento do cristal, exercem um papel importante na operação e no 
desempenho do detector (TSOUFANIDIS, 1995). 
 
 
2.6.2.1. DETECTORES UTILIZANDO MATERIAIS SEMICONDUTORES 
 
Em materiais cristalinos, existem três bandas de energia em relação à condutividade de 
elétrons, são elas: a banda de valência, de energia mais baixa, onde os elétrons se encontram 
em um estado não excitado; a banda de condução, onde os elétrons migram livres pelo cristal; 
e a banda proibida, onde os elétrons não podem permanecer. Regiões apresentadas na FIG. 
2.7. A largura em energia da banda proibida caracteriza os materiais, isolante, semicondutor e 
condutor. 
Quando a largura de banda é grande (maior que 5 eV), o material é um isolante, no qual 
os elétrons têm pouca possibilidade de alcançar a banda de condução e, o material 
disponibiliza uma alta resistência a passagem de corrente. Quando a largura da banda é 
pequena, o material é um condutor, no qual até mesmo a agitação térmica a temperatura 
ambiente faz com que os elétrons tenham energia para alcançar a banda de condução. E em 
alguns casos quando a energia da banda proibida não é nem tão grande nem tão pequena, (da 
ordem de 1 eV), o material é um semicondutor, no qual em algumas situações fazem com que 
os elétrons hajam de modo a alcançar a banda de condução e o material se comporta como 
condutor (TAHUATA, 2013). 
 
 
FIG. 2.7: Estrutura de bandas em um material (TAHUATA, 2013). 
37 
 
2.6.3. JUNÇÃO PN 
 
Nos detectores semicondutores, o campo elétrico é definido por um processo que depende 
das propriedades dos semicondutores tipo n e p, o qual pode ser chamado junção p-n. Um 
semicondutor do tipo n tem excesso de portadores de elétrons e um semicondutor do tipo p 
tem excesso de lacunas. 
Se um semicondutor do tipo p e um tipo n se unem, os elétrons e as lacunas se movem 
por dois motivos, são eles: ambos se moverão de áreas de alta concentração para áreas de 
baixa concentração, difusão; e sob influência de um campo elétrico, ambos se moverão em 
direções opostas, pois sua carga é negativa (elétron) e positiva (lacuna). 
Sejam dois semicondutores, tipo-p e tipo-n em contato, sem campo elétrico externo, 
como apresentado na FIG. 2.8 (a), o semicondutor tipo n tem alta concentração de elétrons e o 
tipo p tem alta concentração de lacunas. Os eletrons se difundirão do tipo n para o tipo p e as 
lacunas se difundirão na direção oposta. 
Essa difusão gera um equilíbrio de concentrações de elétrons e lacunas, porém altera o 
equilíbrio da carga. Depois que o equilíbrio é estabelecido, a diferença de potencial entre os 
dois tipos p e n constitui uma junção p-n. 
O potencial V, na FIG. 2.8 (b) envolve as concentrações de elétron-lacuna e quando uma 
tensão externa Vb é aplicada com o polo positivo conectado ao n, o potencial total através da 
junção torna-se Vo + Vb. O que denomina-se polarização reversa (TSOUFANIDIS, 1995). 
 
 
FIG. 2.8: (a) Uma junção p-n sem tensão externa. (b) Uma tensão inversa aplicada 
externamente, aumentando o potencial e a profundidade x com campo elétrico existente 
(TSOUFANIDIS, 1995) 
 
38 
 
2.6.4. REGIÃO DE DEPLEÇÃO 
 
A junção de uma região n com uma região p provoca inicialmente o transporte das cargas 
negativas para a região p, tendo como resultado a criação de uma região com carga líquida 
negativa na região p e uma região com carga líquida positiva na região n, evitando novos 
transportes e criando equilíbrio energético na região, mesmo que sem equilíbrio de carga. 
Essa região de desequilíbrio de carga é chamada região de depleção e se estende por toda 
junção, sendo responsável pela aceitação do transporte de cargas em um único sentido. As 
cargas formadas nessa região pela interação com a radiação são rapidamente coletadas, sendo 
esse o verdadeiro volume ativo do detector (TAUHATA, 2013). 
 
 
2.6.5. DETECTOR HPGe (GERMÂNIO DE ALTA PUREZA) 
 
Os detectores de germânio são produzidos pelo processo de deriva de lítio, e recebem a 
designação Ge(Li). Eles ficaram disponíveis no mercado, no início da década de 1960 e 
serviram como detector de germânio de grande volume por duas décadas. A grande 
disponibilidade de germânio de alta pureza no início dos anos 80 proporcionou uma 
alternativa à derivação de lítio, e os fabricantes descontinuaram a produção de detectores 
Ge(Li) a favor dos detectores tipo HPGe (KNOLL, 1999). 
A principal vantagem dos detectores HPGe contra os de Ge(Li) é que o HPGe pode ser 
armazenado e mantido em temperatura ambiente e resfriado até a temperatura do nitrogênio 
líquido (77 K) somente quando em uso, já o detector Ge(Li) deve ser mantido continuamente 
resfriado. 
O resfriamento do detector, quando em uso, se faz necessário pois o germânio tem um 
espaço de energia parcialmente estreito e a temperatura ambiente ou maior a uma corrente de 
vazamento devido aos transportadores de carga termicamente gerados, induz ruído que destroi 
a resolução em energia do dispositivo (TSOUFANIDIS, 1995). 
Em geral, as características de desempenho importantes, como eficiência de detecção e 
resolução de energia são basicamente idênticos aos detectores Ge(Li) e HPGe de mesmo 
tamanho (KNOLL, 1999). 
Os detectores de germânio são fabricados em varias geometrias, oferecendo assim, 
dispositivos adaptáveis às necessidades específicas de medição (TSOUFANIDIS, 1995). 
39 
 
Os detectores HPGe são universalmente equipados com um bloqueio de alta tensão, a 
menos que tenha atingido uma temperatura baixa, a alta tensão não pode ser aplicada. Esse 
bloqueio se faz necessário pois qualquer aplicação impensada de alta tensão pode levar a uma 
alta corrente de vazamento que certamente destruirá o FET (dentro do criostato) de entrada do 
pré-amplificador (parte do pacote criostático do HPGe) (KNOLL, 1999). 
 
 
2.6.5.1. HPGe COAXIAL 
 
Um detector com volume ativo ideal para a espectroscopia de raios gama, é construído 
em geometria cilíndrica ou coaxial, como apresentado na FIG. 2.10, no qual possui um 
eletrodo na superfície exterior de um longo cristal cilíndrico de germânio e uma conexão 
cilíndrica move o núcleo do cristal colocando em contato sobre a superfície interna. 
Uma vantagem do coaxial é a geometria que, com um diâmetro interno pequeno, permite 
a fabricação de detectores de grande volume ativo com capacitância inferior a que seria 
possível na geometria planar. Uma configuração em que apenas parte do núcleo central é 
removido e o eletrodo externo é estendido sobre uma extremidade plana do cristal cilíndrico, 
é apresentada na FIG. 2.9, e é chamada configuração coaxial fechada. 
A configuração fechada é a mais usual para os detectores HPGe, já que sobre uma 
geometria coaxial evita as complicações com correntes de fuga na superfície frontal. Além 
disso, essa configuração fornece uma superfície frontal plana que serve como janela de 
entrada para radiações pouco penetrantes, pois é constituídade um fino contato elétrico. 
Expandindo o canal central para se aproximar da superfície frontal e manter as linhas de 
campo perto, alguns fabricantes arredondam os cantos frontais do cristal e do buraco para 
ajudar a eliminar as regiões de campo baixo. Os detectores HPGe coaxiais também estão 
disponíveis em configurações em que a caixa é adaptada para permitir o acesso externo ao 
canal central, sendo assim, pequenas fontes podem ser colocadas no interior do poço para 
medidas as quais a fonte está quase toda rodeada pelo germânio tornando alta a eficiência de 
detecção (KNOLL, 1999). 
 
40 
 
 
FIG. 2.9: (Superior – corte transversal de um cristal cilindrico): três formas de detectores 
coaxiais de grande volume. (Inferior - seções transversais perpendiculares ao eixo cilíndrico 
do cristal): O material do HPGe pode ser de alta pureza tipo p ou n (KNOLL, 1999). 
 
 
2.6.5.2. CRIOSTATO E RECIPIENTE PARA ARMAZENAMENTO DE NL2 
 
Devido a pequena largura de banda proibida (0,7 eV), operações com detectores de 
germânio de qualquer tipo, á temperatura ambiente, é utópico, o que resultaria em uma grande 
corrente de vazamento termicamente induzida. Em vez disso, os detectores de germânio 
precisam ser refrigerados para reduzir a corrente de vazamento ao ponto em que o ruído 
associado não estrague sua ótima resolução de energia. A temperatura é reduzida a 77 K, 
como dito anteriormente, por meio de um recipiente para armazenamento (dewar) 
termicamente isolado. 
O detector deve ser encapsulado em um criostato a vácuo com o objetivo de inibir a 
condutividade térmica entre o cristal e o ar circundante, uma janela de extremidade fina 
normalmente está localizada perto do cristal a fim de minimizar a atenuação dos raios gama 
antes de entrarem em contato com o germânio. Para evitar a necessidade de reabastecimento 
do dewar com uma freqüência maior do que semanal, sua capacidade é de cerca de 30 litros. 
Devido à possível condensação de gases de impurezas na superfície do detector, existe 
uma vantagem em se determinar condições de alto vácuo no criostato. Vazamento de vapor de 
água e gases por meio dos selos de vácuo imperfeitos é a causa mais comum de defeito em 
41 
 
detectores de germânio operados por longos períodos de tempo. A contaminação superficial 
leva a aumentos na corrente de vazamento do detector, eventualmente prejudicando sua 
resolução em energia, por isso é importante dar atenção ás técnicas de vedação a vácuo que 
podem manter a corrente de fuga em picoamperes, necessária para preservar as especificações 
de performance originais do detector. 
A existência de água e de outros contaminantes nos arredores do detector, são mais 
relevantes quando o detector é aquecido até a temperatura ambiente. Por esse motivo, é 
aconselhavel manter os detectores de germânio, como mostra FIG. 2.10, constantemente à 
temperatura do nitrogênio líquido como precaução e para assegurar uma vida útil mais longa 
(KNOLL, 1999). 
 
 
FIG. 2.10: Detector de germânio de alta pureza (ELABORAÇÃO PRÓPRIA, 2018) 
 
 
2.6.6. CAMADA MORTA 
 
O volume ativo de um detector de germânio é basicamente a região entre os contatos n+ e 
p+. Porém, esses contatos podem ter espessuras consideráveis e podem representar uma 
camada morta na superfície do cristal por meio da qual a radiação incidente deve atravessar. 
Para raios gama com cerca de 200 keV de energia ou mais, a atenuação em tais camadas 
normalmente é insignificante, e a eficiência de detecção dos raios gama não é afetada pela 
existência da camada morta. Porém, se raios gama ou raios X de energias menores precisarem 
42 
 
ser medidos, deve ser evitada a existência de camadas dessa espessura com a finalidade de se 
evitar a atenuação. 
A camada de superfície morta em detectores de germânio pode sofrer lenta variação ao 
longo de períodos de tempo devido à formação dos canais de superfície, nos quais o campo 
elétrico e a eficiência de coleta de cargas são reduzidos. Por isso, é recomendável que as 
medidas de eficiência sejam repetidas periodicamente, principalmente em energias de raios 
gama menores, onde esses efeitos serão mais relevantes (KNOLL, 1999). 
 
 
2.6.7. TEMPO MORTO 
 
Na maioria dos sistemas de detecção, há um tempo mínimo que separa dois eventos para 
que sejam gravados como dois pulsos distintos. Em alguns casos, a limitação desse tempo é 
determinada por processos do próprio detector e, em outros casos, essa limitação pode surgir 
por conta da sua eletrônica associada. Esta separação de tempo mínimo é denominada tempo 
morto, ou tempo de resolução do sistema de contagem. A FIG. 2.11 apresenta o 
comportamento de dois diferentes tipos de tempo morto para detectores de radiação. 
(KNOLL, 1999). 
 
 
FIG. 2.11: Comportamento de dois tipos de tempo morto para detectores de radiação 
(KNOLL, 1999). 
 
O tempo morto consiste no tempo necessário para a formação de um pulso no detector e 
para processamento de seu sinal por meio do (pré amplificador – amplificador – 
discriminador – escalador) ou (préamplificador – amplificador – MCA). 
43 
 
Por conta do tempo morto, pode acontecer de alguns fótons não serem processados pelo 
detector, não produzindo pulsos. Os pulsos não são produzidos pois o detector estará 
"ocupado" com a formação de um sinal gerado pelos fótons que chegaram antes. A perda de 
contagem de fótons é especialmente importante no caso de altas taxas de contagem. 
Obviamente, a taxa de contagem deve ser corrigida pela perda de contagens devido ao tempo 
morto (TSOULFANIDIS, 1995). 
 
 
2.6.8. FATORES QUE INFLUENCIAM NAS MEDIÇÕES 
 
São diversos os fatores que influenciam nas medições de radiação e que devem ser 
considerados. 
Seja uma fonte de partículas colocada a uma dada distância de um detector que está 
conectado a um sistema de contagem de pulsos, como mostra FIG. 2.12. (TSOUFANIDIS, 
1995). 
 
 
FIG. 2.12: Fonte isotrópica pontual contada por um sistema de contagem do tipo pulso 
(TSOUFANIDIS, 1995). 
 
Admitindo que a taxa de contagem r tenha sido corrigida tanto para o tempo morto 
quanto para a radiação de fundo, se assim necessárias. A relação entre r medido e S é definida 
pela EQ. 2.7: 
 
r = f1f2f3 … fnS EQ. (2.7) 
 
44 
 
Na qual S é o número de partículas emitidas por segundo pela fonte; r é o numero de 
partículas registradas por segundo pelo detector; e f os fatores que representam os efeitos do 
arranjo experimental das medição, e que podem ser agrupados em três diferentes categorias. 
Efeitos de geometria: referente ao tamanho e forma da fonte (ponto, feixe paralelo, disco, 
retangular); da abertura do detector (cilíndrica, retangular, etc.); e da distância entre a fonte e 
o detector. 
Efeitos de origem: referente ao tamanho e a forma como a fonte é feita podendo ter efeito 
na medida. Se a fonte é de material sólido ou depósito fino evaporado em folha de metal pode 
fazer diferença. O efeito da espessura da fonte é diferente para partículas carregadas, gammas 
e nêutrons. 
Efeitos do detector: referente ao tamanho e a espessura da janela do detector que 
determinam quantas partículas entram no detector e a quantidade de energia por elas perdidas, 
enquanto penetram a janela; e as partículas que entram no detector que não serão 
necessariamente contadas (TSOUFANIDIS, 1995). 
Os efeitos acima citados são de extrema importância para o entendimento das análises das 
medições obtidas na realização deste trabalho, e por este motivo, serão discutidas 
separadamente. 
 
 
2.6.8.1. EFEITO GEOMETRICO 
 
A geometria pode afetar a medida de duas formas. São elas: quando o meio entre a fonte 
e o detector pode ser espalhado e também pode absorver algumas partículas; e quando o 
tamanho e forma tanto da fonte quanto do detector e a distância que os separa determinam a 
fração de partúculas que interagem no detector e tem a possibilidade