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UNIVERSIDADE FEDERAL DE MINAS GERAIS ESCOLA DE ENGENHARIA DEPARTAMENTO DE ENGENHARIA NUCLEAR PROGRAMA DE CIÊNCIAS E TÉCNICAS NUCLEARES DETERMINAÇÃO DOS COEFICIENTES DE ATENUAÇÃO LINEAR E MÁSSICO PARA Pb, Cu, Al e PMMA NA ENERGIA DA RADIAÇÃO GAMA DO 241Am INSTRUMENTAÇÃO NUCLEAR RELATÓRIO DE AULA PRÁTICA – 4 PROFESSOR: CLEMENTE PAULO MÁRCIO CAMPOS DE OLIVEIRA PETERSON LIMA SQUAIR MAIO DE 2006 2 1. Resumo Os coeficientes de atenuação linear e mássico do chumbo, cobre, alumínio e acrílico (PMMA) foram obtidos com um detector cintilador de Iodeto de Sódio (NaI) para a energia da radiação gama de uma fonte de amerício 241, através da curva de atenuação de cada material. Com os dados adquiridos foi possível a determinação do valor da meia-espessura para cada situação. Os valores encontrados apresentam diferença de até 24% quando comparados com os valores do National Institue of Standards and Technology – NIST. 2.Introdução A interação das Radiações com a matéria depende do tipo de radiação, da energia e do material no qual ela interage. Para as radiações eletromagnéticas, raios-x e gama, há basicamente três processos de maior importância, que são o efeito fotoelétrico, o Compton e a produção de pares. Entretanto, para fótons com energias inferiores a 1,022 MeV podem ocorrer apenas o efeito fotoelétrico e o Compton. O coeficiente de atenuação total mede a parcela de radiação efetivamente removida do feixe por espalhamento e absorção e é dado em função de sua energia (E), do número atômico do material utilizado (Z) e de sua densidade (ρ). O coeficiente de atenuação linear e mássico total dos materiais é a soma dos coeficientes relativos a todas as formas de interação. A atenuação gama segue a lei exponencial dada pela equação 1: xeII ⋅−⋅= µ0 (1) onde: I0 representa a intensidade inicial de um feixe de raios gama; I representa a intensidade final (após a atenuação) de um feixe de raios gama; x representa a espessura do material absorvedor; µ representa o coeficiente de atenuação linear característico do material. A espessura do material necessária para reduzir a intensidade do feixe pela metade é chamada de “meia-espessura” (X1/2) e é calculada à partir da equação 2: µ 2ln 2/1 =X (2) 3. Materiais e Métodos Utilizou-se um detector cintilador de iodeto de sódio – NaI (Figura 1) conectado a uma placa de aquisição de dados Accuspect FMS de 8192 canais da Camberra e atenuadores de diversos materiais (chumbo, cobre, alumínio e acrílico) de várias espessuras. A fonte de radiação utilizada foi de amerício-241 que emite radiação gama em maior abundância na energia de 59,5 keV. 3 Figura 1. Sistema de posicionamento fonte – detector cintilador. 3.1. Determinação do Coeficiente de Atenuação Linear e Mássico Foram realizadas leituras da intensidade da radiação gama sem a adição de atenuadores. Em seguida foram adicionadas espessuras conhecidas destes materiais e registrados os valores de contagens. Com estes dados foram feitas curvas de atenuação para cada material atenuador (Figuras 1, 2, 3 e 4). O coeficiente de atenuação linear de cada material, para a energia gama de 59,5 keV foi calculada à partir de uma variação da equação 1, que é dada pela equação 3: x I I0ln =µ (3) onde: I0 representa a intensidade inicial de um feixe de raios gama; I representa a intensidade final (após a atenuação) de um feixe de raios gama; x representa a espessura do material absorvedor; µ representa o coeficiente de atenuação linear característico do material. O coeficiente de atenuação mássico foi calculado através da utilização da equação 4: ρ µµ =Mássico (4) Simultaneamente aos cálculos dos coeficientes de atenuação linear e mássico, foi calculada a meia-espessura de todos os atenuadores através da equação 2. 4 4. Resultados À partir dos dados obtidos durante a realização do experimento foram feitos os seguintes gráficos, que representam a curva de atenuação de cada material atenuador para a energia da radiação gama do amerício-241: Curva de Atenuação - Chumbo 0,0 20,0 40,0 60,0 80,0 100,0 0 0,02 0,04 0,06 0,08 0,1 Espessura (cmPb) In te n s id a de da R a di a çã o (% ) Figura 1. Curva de atenuação do chumbo. Curva de Atenuação - Alumínio 30,0 40,0 50,0 60,0 70,0 80,0 90,0 100,0 0 0,2 0,4 0,6 0,8 1 1,2 1,4 1,6 1,8 Espessura (cmAl) In te n si da de da R a di a çã o (% ) Figura 3. Curva de atenuação do alumínio. Curva de Atenuação - Cobre 0,0 20,0 40,0 60,0 80,0 100,0 0 0,05 0,1 0,15 0,2 0,25 0,3 0,35 Espessura (cmCu) In te n s id a de da R a di a çã o (% ) Figura 2. Curva de atenuação do cobre. Curva de Atenuação - Acrílico 50,0 60,0 70,0 80,0 90,0 100,0 0 1 2 3 4 5 6 Espessura (cmPMMA) In te n s id ad e da R a di a çã o (% ) Figura 4. Curva de atenuação do acrílico. Os coeficientes de atenuação linear e mássico para cada atenuador, bem como o valor de sua meia- espessura estão dispostos na tabela 1. É apresentada uma comparação entre os valores experimentais divulgados pelo NIST (National Institute of Standards and Technology) e os calculados em relação aos coeficientes de atenuação. Tabela 1. Comparação entre os coeficientes de atenuação linear e mássico com os dados do NIST para cada atenuador. Material � � (NIST) � �/� �/� (NIST) Diferença X1/2 Atenuador (cm-1) (cm-1) (g/cm3) (cm2/g) (cm2/g) (%) (cm) Chumbo 47,07 58,06 11,34 4,15 5,12 -18,94 0,015 Cobre 11,12 14,57 8,94 1,24 1,63 -23,67 0,062 Alumínio 0,62 0,76 2,70 0,23 0,28 -17,70 1,110 Acrílico 0,11 0,10 1,19 0,09 0,09 4,33 6,417 5 5. Conclusões Através da realização do experimento pode-se confirmar que os valores do coeficiente de atenuação linear e mássico de um material é proporcional ao seu número atômico e à sua densidade. É importante salientar que as diferenças entre os coeficientes de atenuação apresentadas entre os valores do NIST e os valores calculados neste experimento podem ter origem nas incertezas com relação às espessuras, densidade e pureza de cada material atenuador. 6. Referências Bibliográficas 1. Price, W.J.: Nuclear Radiation Detection, 2ª ed., McGraw-Hill Book Conpany, Inc., New York, 1964. 2. Mafra, O.Y.: Técnicas e Medidas Nucleares, 1ª ed., Edgard Blücher Ltda – Editora da Universidade de São Paulo, São Paulo, 1973. 3. KNOLL, G.F.: Radiation Detection and Measurement, 3ª ed., New York, NY: John Wiley, 2000. 4. Departamento de Física da Faculdade de Lund - Suécia, The Lund/LBNL Nuclear Data Search, conteúdo extraído do site: http://nucleardata.nuclear.lu.se/nucleardata/toi em 22/05/2006. 5. Laboratório de Física do NIST (National Institute of Standards and Technology), Physical Reference Data, conteúdo extraído do site: http://physics.nist.gov/cgi-bin/Xcom/xcom2 em 22/05/2006.
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