Submitted by Marcele Costal de Castro (costalcastro@gmail.com) on 2017-08-29T16:17:31Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2017-08-29T16:17:31Z (GMT). No. of bitstreams: 0 Previous issue date: 2008-03 / Tanto o domínio da tecnologia nacional para a separação de elementos de terras raras como a grande reserva desses minérios em território brasileiro motivaram o estudo de telas cintiladoras conversoras de nêutrons nacionais, empregando-se a mistura granular Gd2O3-ZnS:Ag. Três metodologias foram usadas para a confecção dessas telas, a saber: jateamento realizado com uma pistola a ar comprimido sobre uma folha de celulose tipo CD3460-3M; fusão de mistura granular, Gd 2O3 -ZnS:Ag com EVA em câmara de mistura e deposição da mistura granular sobre o substrato de EVA. Utilizou-se um fluxo de ordem de 4,46x 105 nêutrons térmicos/cm².s, provindos do canal de irradiação, J-9, do reator Argonauta/IEN/CNEN, e o filme radiográfico AA-400 Industrex Kodak. Os desempenhos das telas cintiladoras conversoras de nêutrons nacionais foram analisados e as imagens neutrongráficas obtidas com o sistema tela conversora-filme radiográfico demonstraram que as metodologias propostas são viáveis, podendo contribuir para a redução custo dessa técnica de END, embora careçam de otimização visando-se aumentar o número de fótons de luz para permitir seu uso em neutrongrafias em Tempo Real (NRTR).

O presente trabalho teve como objetivo o estudo de um sistema de coincidências 4?(PS)?-?, para a medida absoluta de atividade, empregando cintiladores plásticos, em geometria 4?. Além de experimentos no sistema de coincidências, foram feitas também simulações utilizando o Método de Monte Carlo, por meio dos programas PENELOPE e ESQUEMA. Estas simulações tiveram como objetivo estabelecer a curva de extrapolação do método de coincidência 4??-? e comparar com os dados experimentais. Uma nova geometria foi proposta para o sistema de coincidências, onde foi acrescentada uma segunda fotomultiplicadora ao sistema anterior. Este procedimento objetivou melhorar a coleção de luz do cintilador plástico, uma vez que este sistema apresentava limitações na energia mínima detectada, em razão da presença de ruído eletrônico e baixo ganho. Os resultados mostram que houve uma melhoria na relação sinal-ruído, com redução na energia mínima detectável. Além disso, observou-se um aumento na eficiência de detecção. Com estas modificações, tornou-se viável a padronização de radionuclídeos que emitem elétrons ou raios-X de baixa energia, ampliando o número de radionuclídeos padronizáveis com este tipo de sistema. / The present work was intended to study a coincidence system 4?(PS)?-? for absolute activity measurement using plastic scintillators in 4? geometry. Along with experiments on the coincidence system, simulations were also performed applying the Monte Carlo Method, by means of codes PENELOPE and ESQUEMA. These simulations were performed in order to calculate the extrapolation curve of the coincidence system 4?(PS)?-? and compare it to experimental data. A new geometry was proposed to the coincidence system adding up a second photomultiplier tube to the previous system for improving light collection from the plastic scintillator, as this system presented limitations in the minimum detected energy due to the presence of electronic noise and low gain. The results show that an improvement in the signal-to-noise ratio was obtained, as well as in the minimum detected energy. Moreover, there was an increase in the detection efficiency. With these modifications, it is now possible to calibrate radionuclides which emit low energy electrons or X-rays, increasing the number of radionuclides that can be standardized with this type of system.

O presente trabalho teve como objetivo o estudo de um sistema de coincidências 4?(PS)?-?, para a medida absoluta de atividade, empregando cintiladores plásticos, em geometria 4?. Além de experimentos no sistema de coincidências, foram feitas também simulações utilizando o Método de Monte Carlo, por meio dos programas PENELOPE e ESQUEMA. Estas simulações tiveram como objetivo estabelecer a curva de extrapolação do método de coincidência 4??-? e comparar com os dados experimentais. Uma nova geometria foi proposta para o sistema de coincidências, onde foi acrescentada uma segunda fotomultiplicadora ao sistema anterior. Este procedimento objetivou melhorar a coleção de luz do cintilador plástico, uma vez que este sistema apresentava limitações na energia mínima detectada, em razão da presença de ruído eletrônico e baixo ganho. Os resultados mostram que houve uma melhoria na relação sinal-ruído, com redução na energia mínima detectável. Além disso, observou-se um aumento na eficiência de detecção. Com estas modificações, tornou-se viável a padronização de radionuclídeos que emitem elétrons ou raios-X de baixa energia, ampliando o número de radionuclídeos padronizáveis com este tipo de sistema. / The present work was intended to study a coincidence system 4?(PS)?-? for absolute activity measurement using plastic scintillators in 4? geometry. Along with experiments on the coincidence system, simulations were also performed applying the Monte Carlo Method, by means of codes PENELOPE and ESQUEMA. These simulations were performed in order to calculate the extrapolation curve of the coincidence system 4?(PS)?-? and compare it to experimental data. A new geometry was proposed to the coincidence system adding up a second photomultiplier tube to the previous system for improving light collection from the plastic scintillator, as this system presented limitations in the minimum detected energy due to the presence of electronic noise and low gain. The results show that an improvement in the signal-to-noise ratio was obtained, as well as in the minimum detected energy. Moreover, there was an increase in the detection efficiency. With these modifications, it is now possible to calibrate radionuclides which emit low energy electrons or X-rays, increasing the number of radionuclides that can be standardized with this type of system.

A utilização de detectores de radiação é de imensa importância na área de dosimetria, pois permite a quantificação da dose absorvida no meio. Uma técnica interessante para esta finalidade é o uso de detectores por cintilação. Estudos recentes com cintiladores plásticos e líquidos demonstraram a viabilidade do uso de detecção de cintilação por uma câmera digital com sensor CCD ou CMOS. Desse modo, este trabalho tem como objetivo desenvolver um dosímetro cintilador de baixo custo para viabilidade de seu uso e, de um sistema de detecção de cintilação através de uma câmera digital, para que assim pudesse ser realizada sua caracterização dosimétrica. O sistema dosimétrico foi construído a partir de um cintilador líquido a base de antraceno. Dosimetricamente verificou-se uma linearidade de resposta para a dose de 0,1 a 25,53 Gy, para a taxa de dose de 6,66 Gy/min e uma pequena diminuição da sensibilidade do dosímetro quando aumentada a taxa de dose de irradiação. Com relação à dependência energética, foi verificado um aumento na sensibilidade do dosímetro de 10,8% ao se variar a energia de 100 a 160 kVp. Quando comparado a um cintilador comercial, apresentou uma intensidade de sinal reduzida e, em uma análise de reprodutibilidade, obteve-se uma variação máxima de 2% em relação a repetição de uma mesma medida. O cintilador líquido apresentou baixa estabilidade pré e pós-irradiação, com uma variação de cor e redução do sinal ao decorrer dos dias. Para medidas bidimensionais o sistema montado mostrou-se promissor, uma vez que em medidas de deposição de dose com a profundidade para várias energias de feixes, verificou-se o aumento da penetração da radiação com o aumento da energia do feixe e as medidas de penumbra de um feixe parcialmente blindado com 2 mmPb apresentaram um valor de 1,79 cm, considerando o tipo de tubo gerador e blindagem utilizada. Por toda a caracterização realizada o sistema dosimétrico mostrou-se aplicável para dosimetria, desde que operado considerando as características apresentadas. / The utilization of radiation detector is important in the dosimetric area, because it allow the quantification of absortion dose in the medium. An interesting tehnique for this finalitypurpose is the use of scintillation detector. Recent studies with plastic scintillators and liquid scintillators have demonstrated the feasibility of using scintillation detection by a digital camera with CCD or CMOS sensors. Thus, this study is the intent to develop a low-cost scintillation dosimeter for the feasibility of its use and detection scintillation system through by a digital camera, with the finality of dosimetric characterization. The dosimetric system was constructed from using liquid scintilator based anthracene. A linearity dose response between 0.1 to 25.53 Gy was found for the dose rate of 6.66 Gy/min and the dosimeter sensibility was decreased when the dose rate increased. When varied the energy from 100 to 160 kVp, was verified an increased of 10.8% in the dosimeter sensibility, due the energy dependence. When compared to a commercial dosimeter, it shows signal intensity decreased and, the study of reproducibility, a maximum variation of 2% was obtained in relation to the repetition of the same measure. The liquid scintillator presented low stability before and after irradiation, with a color variation and signal reduction over the days. For two-dimensional measurements the assembled system proved to be promising, since in dose deposition measurements with the depth for several beam energies, the penetration of the radiation was increased with the increase of the beam energy and the penumbra measurements of a narrow beam with 2mmPb presented a value of 1.79 cm, considering the type of generator tube and narrow used. Throughout the characterization carried out the dosimetric system proved to be applicable for dosimetry, if operated considering the characteristics presented.

A utilização de detectores de radiação é de imensa importância na área de dosimetria, pois permite a quantificação da dose absorvida no meio. Uma técnica interessante para esta finalidade é o uso de detectores por cintilação. Estudos recentes com cintiladores plásticos e líquidos demonstraram a viabilidade do uso de detecção de cintilação por uma câmera digital com sensor CCD ou CMOS. Desse modo, este trabalho tem como objetivo desenvolver um dosímetro cintilador de baixo custo para viabilidade de seu uso e, de um sistema de detecção de cintilação através de uma câmera digital, para que assim pudesse ser realizada sua caracterização dosimétrica. O sistema dosimétrico foi construído a partir de um cintilador líquido a base de antraceno. Dosimetricamente verificou-se uma linearidade de resposta para a dose de 0,1 a 25,53 Gy, para a taxa de dose de 6,66 Gy/min e uma pequena diminuição da sensibilidade do dosímetro quando aumentada a taxa de dose de irradiação. Com relação à dependência energética, foi verificado um aumento na sensibilidade do dosímetro de 10,8% ao se variar a energia de 100 a 160 kVp. Quando comparado a um cintilador comercial, apresentou uma intensidade de sinal reduzida e, em uma análise de reprodutibilidade, obteve-se uma variação máxima de 2% em relação a repetição de uma mesma medida. O cintilador líquido apresentou baixa estabilidade pré e pós-irradiação, com uma variação de cor e redução do sinal ao decorrer dos dias. Para medidas bidimensionais o sistema montado mostrou-se promissor, uma vez que em medidas de deposição de dose com a profundidade para várias energias de feixes, verificou-se o aumento da penetração da radiação com o aumento da energia do feixe e as medidas de penumbra de um feixe parcialmente blindado com 2 mmPb apresentaram um valor de 1,79 cm, considerando o tipo de tubo gerador e blindagem utilizada. Por toda a caracterização realizada o sistema dosimétrico mostrou-se aplicável para dosimetria, desde que operado considerando as características apresentadas. / The utilization of radiation detector is important in the dosimetric area, because it allow the quantification of absortion dose in the medium. An interesting tehnique for this finalitypurpose is the use of scintillation detector. Recent studies with plastic scintillators and liquid scintillators have demonstrated the feasibility of using scintillation detection by a digital camera with CCD or CMOS sensors. Thus, this study is the intent to develop a low-cost scintillation dosimeter for the feasibility of its use and detection scintillation system through by a digital camera, with the finality of dosimetric characterization. The dosimetric system was constructed from using liquid scintilator based anthracene. A linearity dose response between 0.1 to 25.53 Gy was found for the dose rate of 6.66 Gy/min and the dosimeter sensibility was decreased when the dose rate increased. When varied the energy from 100 to 160 kVp, was verified an increased of 10.8% in the dosimeter sensibility, due the energy dependence. When compared to a commercial dosimeter, it shows signal intensity decreased and, the study of reproducibility, a maximum variation of 2% was obtained in relation to the repetition of the same measure. The liquid scintillator presented low stability before and after irradiation, with a color variation and signal reduction over the days. For two-dimensional measurements the assembled system proved to be promising, since in dose deposition measurements with the depth for several beam energies, the penetration of the radiation was increased with the increase of the beam energy and the penumbra measurements of a narrow beam with 2mmPb presented a value of 1.79 cm, considering the type of generator tube and narrow used. Throughout the characterization carried out the dosimetric system proved to be applicable for dosimetry, if operated considering the characteristics presented.

O conhecimento preciso do espectro energético de fótons é de extrema importância na radioterapia no que se refere à escolha adequada das doses a que os pacientes são submetidos. Os dados de saída dos detectores de radiação são apenas espectros de altura de pulso (PHD), ao invés de espectros de energia, que correspondem a informações distorcidas sobre a fonte e seus decaimentos devido a diversos erros associados ao processo de cintilação do cristal e à eletrônica. Os resultados medidos foram obtidos com o uso de um detector cintilador de NaI(Tl) e as simulações Monte Carlo foram feitas com o uso do programa EGSnrc. A partir das características do detector obtidas experimentalmente, nossas simulações puderam ser validadas para se aproximarem o mais próximo possível do caso real em laboratório. Dessas medidas experimentais de fontes radioativas de calibração e simulações, foi montada uma matriz resposta inversa que transforma PHD em espectro de energia de fótons. Uma vez que a faixa energética das fontes radioativas medidas teve um limite de 1.6MeV, a matriz resposta também o apresenta, mas que pode ser contornado de acordo com a geometria usada para a obtenção do PHD a ser corrigido. Observa-se que a resposta do detector é diretamente proporcional à energia e assim, dependendo da energia incidente a ser estudada, dois tipos de matriz resposta inversa podem ser aplicadas. Os resultados desta transformação de PHD para espectro de energia de fótons são apresentados. / The accurate knowledge of the photon energy spectrum in radiotherapy is of extremely importance when it comes to the appropriate choice for doses whose patients are submitted. The output data from the radiation detectors is described as pulse high distributions, instead of energy spectra, that correspond to distorted information about the source and its decays due to many errors associated to the crystal scintillation process and the electronics. The measured results were obtained with a NaI(Tl) scintillation detector and Monte Carlo simulations were performed by the EGSnrc program. From the detector characteristics obtained experimentally, the simulations were validated so they could approximate the more real as possible as in laboratory. Using these simulated and experimental calibration sources, an inverse response matrix was built and transforms pulse high distributions in photons energy spectrum. Once the correction energy limit due to the radiation sources used is approximately 1.6 MeV, so the response matrix has a limit, but it can be overcame by the beam incident angle and the geometry used when the pulse high distributions to be corrected is going to be measured. One can realize that the detector response is directly proportional to the incident energy and, when it is intense as in a LINAC or weak as in a calibration source, different types of matrix can be applied. The results from these transformations are presented.

Submitted by EDER QUEIROZ BARBOSA (ederqb_eaunesp@hotmail.com) on 2017-08-25T17:41:03Z No. of bitstreams: 1 DISSERTACAO MESTRADO BARBOSA, E. Q. FINAL CORRIGIDA.pdf: 9658662 bytes, checksum: 8ed25992d35956a209ef71c55c30f430 (MD5) / Approved for entry into archive by Monique Sasaki (sayumi_sasaki@hotmail.com) on 2017-08-25T17:57:43Z (GMT) No. of bitstreams: 1 barbosa_eq_me_rcla.pdf: 9658662 bytes, checksum: 8ed25992d35956a209ef71c55c30f430 (MD5) / Made available in DSpace on 2017-08-25T17:57:43Z (GMT). No. of bitstreams: 1 barbosa_eq_me_rcla.pdf: 9658662 bytes, checksum: 8ed25992d35956a209ef71c55c30f430 (MD5) Previous issue date: 2016-10-03 / Coordenação de Aperfeiçoamento de Pessoal de Nível Superior (CAPES) / O presente trabalho descreve etapas realizadas para a viabilização de novas metodologias de calibração de sistemas radiométricos portáteis utilizados no LABIDRO (Laboratório de Isótopos e Hidroquímica) do DPM (Departamento de Petrologia e Metalogenia) do IGCE (Instituto de Geociências e Ciências Exatas) da UNESP, Campus de Rio Claro. Dentre os tópicos abordados estão a determinação de tempos de detecção de maior precisão, curvas de calibração dosimétrica e a aquisição de dados de dosimetria no ar, para ambientes indoor e outdoor, por intermédio de gamaespectrômetros portáteis. Os modelos geoestatísticos gerados a partir da conversão de dados em dose efetiva para os locais analisados nos departamentos do Curso de Geologia da UNESP de Rio Claro (SP), demonstraram que apesar de existirem alguns valores situados acima daqueles recomendados pela ICRP e norma CNEN-NN-3.01 de 1 mSv.ano-1, não há a necessidade de intervenção nos locais onde ocorreram (Museu Heinz Ebert; Litoteca do DPM) pois, não são de uso frequente e, além disso, situam-se abaixo do limite recomendado de 20 mSv.ano-1 para indivíduos ocupacionalmente expostos. / The present work describes steps undertaken for the viability of new radiometric methodologies of the portable systems calibration used in the LABIDRO (Isotopes and Hydrochemistry Laboratory) of DPM (Petrology and Metalogeny Department) of IGCE (Geoscience and Exact Sciences Institute) at UNESP, Rio Claro Campus. Among the topics covered are the determination of detection times with greater accuracy, dosimetric calibration curves and dosimetry data acquisition in the air, for indoor and outdoor environments, through gamma spectrometer detectors. Geostatistical models generated from the conversion of data, to the sites analyzed in the departments of Geology Course at UNESP, in effective dose, have shown that although there are some values set above those recommended by ICRP and by legal norm CNEN-NN-3.01 of 1 mSv.year-1, there is no need to intervene in places where it occurred (Heinz Ebert Museum; Deposit of rocks and minerals - DPM), Since these sites are of short period of visit time and, in addition, are below the recommended limit of 20 mSv.year-1 for occupationally exposed individuals. / CAPES: 00.889.834/0001-08

O conhecimento preciso do espectro energético de fótons é de extrema importância na radioterapia no que se refere à escolha adequada das doses a que os pacientes são submetidos. Os dados de saída dos detectores de radiação são apenas espectros de altura de pulso (PHD), ao invés de espectros de energia, que correspondem a informações distorcidas sobre a fonte e seus decaimentos devido a diversos erros associados ao processo de cintilação do cristal e à eletrônica. Os resultados medidos foram obtidos com o uso de um detector cintilador de NaI(Tl) e as simulações Monte Carlo foram feitas com o uso do programa EGSnrc. A partir das características do detector obtidas experimentalmente, nossas simulações puderam ser validadas para se aproximarem o mais próximo possível do caso real em laboratório. Dessas medidas experimentais de fontes radioativas de calibração e simulações, foi montada uma matriz resposta inversa que transforma PHD em espectro de energia de fótons. Uma vez que a faixa energética das fontes radioativas medidas teve um limite de 1.6MeV, a matriz resposta também o apresenta, mas que pode ser contornado de acordo com a geometria usada para a obtenção do PHD a ser corrigido. Observa-se que a resposta do detector é diretamente proporcional à energia e assim, dependendo da energia incidente a ser estudada, dois tipos de matriz resposta inversa podem ser aplicadas. Os resultados desta transformação de PHD para espectro de energia de fótons são apresentados. / The accurate knowledge of the photon energy spectrum in radiotherapy is of extremely importance when it comes to the appropriate choice for doses whose patients are submitted. The output data from the radiation detectors is described as pulse high distributions, instead of energy spectra, that correspond to distorted information about the source and its decays due to many errors associated to the crystal scintillation process and the electronics. The measured results were obtained with a NaI(Tl) scintillation detector and Monte Carlo simulations were performed by the EGSnrc program. From the detector characteristics obtained experimentally, the simulations were validated so they could approximate the more real as possible as in laboratory. Using these simulated and experimental calibration sources, an inverse response matrix was built and transforms pulse high distributions in photons energy spectrum. Once the correction energy limit due to the radiation sources used is approximately 1.6 MeV, so the response matrix has a limit, but it can be overcame by the beam incident angle and the geometry used when the pulse high distributions to be corrected is going to be measured. One can realize that the detector response is directly proportional to the incident energy and, when it is intense as in a LINAC or weak as in a calibration source, different types of matrix can be applied. The results from these transformations are presented.

Medidas da radiação gama ambiental foram feitas em algumas regiões da cidade de Ribeirão Preto-SP, de forma a contribuir para o conhecimento acerca dos níveis desse tipo de radiação no estado de São Paulo e no território brasileiro. Escolheu-se determinar as médias anuais de dose efetiva e dose efetiva coletiva, uma vez que estas grandezas levam em conta o risco de possíveis efeitos biológicos associados a exposição à radiação ionizante. Para determinar os valores dessas grandezas, os diversos setores censitários das regiões selecionadas foram mapeados e avaliados individualmente, de acordo com a taxa de dose média absorvida no ar e número de habitantes de cada setor. Utilizou-se um sistema de detecção da radiação gama baseado em cintilador plástico e GPS, que possibilitaram a medida da taxa de dose absorvida no ar a cada segundo, para as coordenadas geográficas selecionadas. Embora este sistema tenha sido desenvolvido para a detecção de fontes artificiais perdidas, ou seja, não tem o objetivo principal de fazer medidas dosimétricas da radiação gama natural, teve seus modos de leitura calibrados e comparados com resultados da literatura (com uma incerteza média de 8,7 %). Dos resultados obtidos, dos mapeamentos realizados nas regiões consideradas, as médias anuais da dose efetiva e dose efetiva coletiva para ambientes ao ar livre foram encontradas com os valores 0,034 ± 0,004 mSv/ano e 25,62 ± 9,25 homem.mSv/ano respectivamente, sendo a primeira cerca da metade da média mundial da dose efetiva recomendada pela UNSCEAR. As médias obtidas são baixas quando comparadas às encontradas em outros estudos sobre dose de radiação gama ao ar livre no estado de São Paulo e em outras regiões do território brasileiro (sendo, de 1,7 até 5,6 vezes menor). / Gamma environmental radiation measurements were done for some urban regions in the city of Ribeirão Preto-SP, in order to contribute with this knowledge on the annual ambiental values of this type of radiation in the São Paulo state and in the Brazilian territory. The quantities chosen were effective dose and effective collective dose, once they take into account the possible biologic damage related to the ionizing radiation energy absorbed. For the assessments of these quantities, selected census sectors were initially mapped out, regarding their average absorbed dose in air and the number of inhabitants living in each one of the sectors. The detector system used is based on an organic plastic scintillator and a GPS, that allows to obtain the absorbed dose rate for each second and their respective geographic coordinates. Even though this system was developed to detect missing artificial gamma sources, in other words, its main function is not for dosimetric measurements, both display modes were calibrated in exposure rate (R/h) and absorbed dose rate (Gy/h) and their readings were compared to results from the literature (with an average uncertainty of 8.7%). From the mapping results of the selected regions, the annual average effective dose and effective collective dose for outdoor environments were obtained, respectively as 0.034 ± 0.004 mSv/year and 25.62 ± 9.25 man.mSv/year. The value for the first average dose is lower (about half) than the worldwide average value published by the United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation (UNSCEAR), also lower than the values from other regions in the national territory, regarding the gamma dose rate in outdoor environments (from 1.7 up to 5.6 times lower).

Medidas da radiação gama ambiental foram feitas em algumas regiões da cidade de Ribeirão Preto-SP, de forma a contribuir para o conhecimento acerca dos níveis desse tipo de radiação no estado de São Paulo e no território brasileiro. Escolheu-se determinar as médias anuais de dose efetiva e dose efetiva coletiva, uma vez que estas grandezas levam em conta o risco de possíveis efeitos biológicos associados a exposição à radiação ionizante. Para determinar os valores dessas grandezas, os diversos setores censitários das regiões selecionadas foram mapeados e avaliados individualmente, de acordo com a taxa de dose média absorvida no ar e número de habitantes de cada setor. Utilizou-se um sistema de detecção da radiação gama baseado em cintilador plástico e GPS, que possibilitaram a medida da taxa de dose absorvida no ar a cada segundo, para as coordenadas geográficas selecionadas. Embora este sistema tenha sido desenvolvido para a detecção de fontes artificiais perdidas, ou seja, não tem o objetivo principal de fazer medidas dosimétricas da radiação gama natural, teve seus modos de leitura calibrados e comparados com resultados da literatura (com uma incerteza média de 8,7 %). Dos resultados obtidos, dos mapeamentos realizados nas regiões consideradas, as médias anuais da dose efetiva e dose efetiva coletiva para ambientes ao ar livre foram encontradas com os valores 0,034 ± 0,004 mSv/ano e 25,62 ± 9,25 homem.mSv/ano respectivamente, sendo a primeira cerca da metade da média mundial da dose efetiva recomendada pela UNSCEAR. As médias obtidas são baixas quando comparadas às encontradas em outros estudos sobre dose de radiação gama ao ar livre no estado de São Paulo e em outras regiões do território brasileiro (sendo, de 1,7 até 5,6 vezes menor). / Gamma environmental radiation measurements were done for some urban regions in the city of Ribeirão Preto-SP, in order to contribute with this knowledge on the annual ambiental values of this type of radiation in the São Paulo state and in the Brazilian territory. The quantities chosen were effective dose and effective collective dose, once they take into account the possible biologic damage related to the ionizing radiation energy absorbed. For the assessments of these quantities, selected census sectors were initially mapped out, regarding their average absorbed dose in air and the number of inhabitants living in each one of the sectors. The detector system used is based on an organic plastic scintillator and a GPS, that allows to obtain the absorbed dose rate for each second and their respective geographic coordinates. Even though this system was developed to detect missing artificial gamma sources, in other words, its main function is not for dosimetric measurements, both display modes were calibrated in exposure rate (R/h) and absorbed dose rate (Gy/h) and their readings were compared to results from the literature (with an average uncertainty of 8.7%). From the mapping results of the selected regions, the annual average effective dose and effective collective dose for outdoor environments were obtained, respectively as 0.034 ± 0.004 mSv/year and 25.62 ± 9.25 man.mSv/year. The value for the first average dose is lower (about half) than the worldwide average value published by the United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation (UNSCEAR), also lower than the values from other regions in the national territory, regarding the gamma dose rate in outdoor environments (from 1.7 up to 5.6 times lower).