Made available in DSpace on 2014-06-12T23:15:45Z (GMT). No. of bitstreams: 2 arquivo8616_1.pdf: 761655 bytes, checksum: f59752a4a137e904cfb39e15f91dc4f0 (MD5) license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) Previous issue date: 2007 / A monitoração individual avalia a exposição às fontes externas de radiação ionizante X, γ, β e n, as quais trabalhadores ocupacionais estão submetidos, para assegurar condições radiológicas aceitáveis e seguras em seus locais de trabalho. A avaliação da dose recebida por trabalhadores deve atender aos limites autorizados por organismos nacionais regulatórios. Atualmente, dois sistemas de unidades radiométricas convivem, baseados em resoluções da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e da International Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU): no sistema convencional (CNEN), as doses recebidas pelos trabalhadores são avaliadas através da dose individual Hx, onde dosímetros usados na superfície do tórax são calibrados em termos do kerma ar; no sistema recente (ICRU), as doses são avaliadas através do equivalente de dose pessoal HP(d), onde dosímetros são calibrados em termos da dose sobre um fantoma. O sistema recente aprimora a forma de avaliar, por considerar a influência do espalhamento e absorção da radiação pelo corpo humano. Este trabalho adapta um serviço de dosimetria fotográfica às recentes publicações da ICRU, para avaliação de monitores individuais em função do equivalente de dose pessoal HP(10) para radiações fortemente penetrantes. Para tal, utiliza uma metodologia baseada na Programação Linear e determina curvas de calibração para as qualidades de radiação, espectros largos (W) e estreitos (N), descritos pela International Organization for Standardization (ISO 4037-1, 1995). Estas curvas de calibração oferecem uma melhor exatidão na determinação das doses e energias, aperfeiçoando a qualidade do serviço prestado à sociedade

Made available in DSpace on 2014-06-12T23:17:09Z (GMT). No. of bitstreams: 2 arquivo9129_1.pdf: 761652 bytes, checksum: cabef595f1b56c1ee843a1cfb611768d (MD5) license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) Previous issue date: 2007 / A monitoração individual avalia a exposição às fontes externas de radiação ionizante X, γ, β e n, as quais trabalhadores ocupacionais estão submetidos, para assegurar condições radiológicas aceitáveis e seguras em seus locais de trabalho. A avaliação da dose recebida por trabalhadores deve atender aos limites autorizados por organismos nacionais regulatórios. Atualmente, dois sistemas de unidades radiométricas convivem, baseados em resoluções da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e da International Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU): no sistema convencional (CNEN), as doses recebidas pelos trabalhadores são avaliadas através da dose individual Hx, onde dosímetros usados na superfície do tórax são calibrados em termos do kerma ar; no sistema recente (ICRU), as doses são avaliadas através do equivalente de dose pessoal HP(d), onde dosímetros são calibrados em termos da dose sobre um fantoma. O sistema recente aprimora a forma de avaliar, por considerar a influência do espalhamento e absorção da radiação pelo corpo humano. Este trabalho adapta um serviço de dosimetria fotográfica às recentes publicações da ICRU, para avaliação de monitores individuais em função do equivalente de dose pessoal HP(10) para radiações fortemente penetrantes. Para tal, utiliza uma metodologia baseada na Programação Linear e determina curvas de calibração para as qualidades de radiação, espectros largos (W) e estreitos (N), descritos pela International Organization for Standardization (ISO 4037-1, 1995). Estas curvas de calibração oferecem uma melhor exatidão na determinação das doses e energias, aperfeiçoando a qualidade do serviço prestado à sociedade

Submitted by Amanda Silva (amanda.osilva2@ufpe.br) on 2015-03-03T14:54:17Z No. of bitstreams: 2 Tese Christiana Santoro.pdf: 3113485 bytes, checksum: a68c5a97a3d3526a4380012a9661d8b1 (MD5) license_rdf: 1232 bytes, checksum: 66e71c371cc565284e70f40736c94386 (MD5) / Made available in DSpace on 2015-03-03T14:54:17Z (GMT). No. of bitstreams: 2 Tese Christiana Santoro.pdf: 3113485 bytes, checksum: a68c5a97a3d3526a4380012a9661d8b1 (MD5) license_rdf: 1232 bytes, checksum: 66e71c371cc565284e70f40736c94386 (MD5) Previous issue date: 2013 / Há uma forte tendência na monitoração individual de estar sempre sendo envolvida com refinamentos, tais como a criação de novos procedimentos e equipamentos que sejam capazes de simular, com maior eficácia, a realidade em termos das condições radiológicas nas quais trabalhadores estão submetidos quando expostos às fontes externas de radiação ionizante, tais como fótons e partículas. Laboratórios de Calibração proporcionam uma série de condições de irradiação muito bem definidas e padronizadas que podem ser utilizadas em estudos de fenômenos físicos, baseadas nas recomendações estabelecidas por Comissões Internacionais: International Commission on Radiation Units and Measurements – ICRU; International Commission on Radiological Protection - ICRP e International Organization for Standardization – ISO. Elas estabelecem em seus relatórios, entre outros, requisitos necessários ao propósito da calibração, neste caso em especial, na atividade da monitoração individual. Entretanto, neste campo, muitas descobertas ainda podem vir a contribuir para condições radiológicas ideais e satisfatórias. Visando preencher uma dessas lacunas, um fantoma slab, simulador do tronco humano, foi utilizado neste trabalho, com o objetivo de avaliar o valor convencionalmente verdadeiro do equivalente de dose pessoal para dosímetros fotográficos, HP(d). O fantoma slab foi adaptado e nele foram construídos dois porta-dosímetros, que foram posicionados dentro do fantoma a uma profundidade de 11 mm da sua superfície frontal. A seguir, dosímetros fotográficos foram calibrados para o equivalente de dose pessoal HP(10), a uma profundidade d = 10 mm da superfície frontal, esta é a posição onde ocorre o equilíbrio eletrônico do sistema dosimétrico para radiações fortemente penetrantes. Desta forma, por meio do dispositivo dosimétrico desenvolvido neste trabalho, foi possível avaliar a dose HP(10), considerando-se a influência do espalhamento e da absorção da radiação ionizante produzidos pelo corpo humano. Pesquisadores têm concebido produtos que aprimoram a avaliação de doses às quais trabalhadores são expostos, construindo câmaras de ionização, dosímetros e tantos outros dispositivos que ofereçam uma melhor exatidão na determinação de doses e energias, aperfeiçoando a qualidade do serviço prestado à sociedade. Baseado neste cerne, comum a tantos especialistas, foi criado o dispositivo dosimétrico composto por fantoma slab com porta-dosímetros para avaliar HP(10). As curvas de calibração para o equivalente de dose pessoal, HP(10) foram obtidas a partir dos dados obtidos no experimento quando submetido a doses de 0,2 a 50 mSv de uma fonte radioativa de 60Co e de 137Cs, e de feixes de raios X, nas qualidades de radiação de espectros largos (W) e estreitos (N), descritos pela ISO 4037-1. Com uma metodologia fundamentada na programação linear foram determinadas curvas de calibração para as qualidades de radiação estudadas e, posteriormente, foi examinada a dependência energética e angular do dispositivo dosimétrico. A ISO/FDIS 4037-3 estabelece um procedimento para calibração em HP(10) onde os dosímetros devem ser posicionados sobre um fantoma slab no ponto de referência do campo de radiação ionizante, e então, utiliza-se coeficientes de conversão do kerma no ar, Ka, para HP(10). Desta forma, foram comparados os resultados dos dosímetros irradiados sobre o fantoma slab, com os resultados dos dosímetros irradiados dentro do fantoma slab. Os resultados mostraram que o comportamento dos dosímetros irradiados dentro do fantoma slab, nas baixas energias, é completamente diferente dos dosímetros irradiados sobre o fantoma slab, devido ao espalhamento. A partir deste estudo, o procedimento de irradiação de dosímetros dentro do fantoma slab pode ser caracterizado e implantado em Laboratórios de Calibração. O procedimento de irradiação com o dispositivo dosimétrico possibilitará, dentre outras aplicações, a realização de ensaios e de calibrações para fins de estudos científicos e prestação de serviços.

Submitted by Eduarda Figueiredo (eduarda.ffigueiredo@ufpe.br) on 2015-03-04T18:08:30Z No. of bitstreams: 2 DISSERTAÇÃO - JOSE ALMEIDA DA SILVA NETO.pdf: 1960336 bytes, checksum: da6ce93440f3f182289989e6e6fbdcd0 (MD5) license_rdf: 1232 bytes, checksum: 66e71c371cc565284e70f40736c94386 (MD5) / Made available in DSpace on 2015-03-04T18:08:30Z (GMT). No. of bitstreams: 2 DISSERTAÇÃO - JOSE ALMEIDA DA SILVA NETO.pdf: 1960336 bytes, checksum: da6ce93440f3f182289989e6e6fbdcd0 (MD5) license_rdf: 1232 bytes, checksum: 66e71c371cc565284e70f40736c94386 (MD5) Previous issue date: 2012-09-11 / CAPES / A Comissão Internacional de Proteção Radiológica recomenda a dose efetiva como relacionamento do risco de exposição humana aos limites de doses de corpo inteiro, sendo uma medida de proteção para o público e indivíduos ocupacionalmente expostos (IOE). Na rotina dos IOE onde há proximidade às fontes radioativas faz-se uso de avental de chumbo, ao qual gera heterogeneidade de exposição. Sabe-se que o uso de um único dosímetro estima a dose efetiva equivocadamente. No Brasil, a dose efetiva é estimada por uso do dosímetro na região do tórax, sobre o avental, aplicando o fator de correção de 1/10, voltado apenas para área de radiodiagnósticos. Portanto, objetivou-se o fator de correção por monitoração individual externa da rotina dos IOE no Serviço de Medicina Nuclear-Hospital das Clínicas/UFPE. O método teve como base mensurar doses sob e sobre o avental, em etapas de monitorações de rotina dos IOE periodicamente, e exposições experimentais aos radionuclídeos 99mTc e 131I. Após cada mês, nas monitorações de rotina, obteve-se a leitura dos dosímetros e fator de correção calculado na razão dose sob o avental/dose sobre o avental. Obtiveram-se na rotina os fatores de médias 0,88±0,13 (99mTc) e 0,98±0,08 (131I) (Ambos: 0,91±0,12). Experimentalmente as médias foram de 0,81 (99mTc) e 0,99 (131I). Dessa forma, sugere-se o fator 0,91±0,12, porém, se fazem necessárias análises mais abrangentes em procedimentos com outros radionuclídeos e em rotinas adicionais de exposição aos IOE, pois, o fator de correção demonstrou-se variável aos radionuclídeos.

Neste trabalho avaliamos a possibilidade de aplicar técnicas de simulação utilizando o método de Monte Carlo em dosimetria de fótons na monitoração individual externa. Para isso, simulamos experimentos com monitores de radiação contendo detectores termoluminescentes, TLD-100 e CaF2:NaCl, empregando a ferramenta computacional GEANT4. Começamos desenvolvendo um método de simulação de feixes de radiação produzidos pela incidência de elétrons em um alvo de tungstênio e filtragem pela janela de berílio e filtros adicionais para obter a radiação de qualidade desejada. Este processo, usado para simular campos de radiação de um tubo de raios X, foi validado através da comparação de características dos espectros simulados com valores de referência estabelecidos em normas internacionais, sendo estas características a camada semi-redutora, também medida experimentalmente, a energia média e a resolução espectral. Na simulação dos monitores termoluminescentes foram introduzidas aproximações na modelagem do detector para possibilitar a comparação entre os resultados experimentais e teóricos. Uma delas foi na densidade do detector de CaF2:NaCl, acrescentando 6% de ar na sua composição, tendo em vista a diferença entre o valor calculado e o obtido através de medidas. Foi também introduzida a aproximação referente à auto-atenuação de luz no detector de CaF2:NaCl no processo de leitura, empregando o coeficiente de atenuação de luz de 2,20(25) mm-1. Determinamos os coeficientes de conversão cp, do kerma no ar para o equivalente de dose pessoal, em simuladores de paralelepípedo de polimetil metacrilato (PMMA) com água, irradiados com feixes de radiação X com espectro estreito e largo, recomendados em normas [ISO 4037-1], e com os feixes implantados no Laboratório de Dosimetria. Verificamos que a intensidade de radiação retro-espalhada por este simulador é similar àquela do simulador de paralelepípedo sólido de tecido-equivalente ICRU. Na prática, isto torna o simulador de PMMA repleto de água, que além de ser barato é fácil de construir, um bom substituto para o simulador ICRU. Uma análise detalhada dos resultados obtidos mostrou que a utilização da grandeza kerma no meio na avaliação dos coeficientes de conversão cp para profundidades da ordem ou menores que 0,07 mm não é boa para feixes de fótons com energia no intervalo de 200 a 1250 keV. Nesta região, deve-se calcular o coeficiente de conversão empregando a dose absorvida. Concluise que o GEANT4 é uma ferramenta adequada não só para simular os monitores termoluminescentes e os procedimentos empregados na rotina do Laboratório de Dosimetria, mas para auxiliar na interpretação de todos os resultados experimentais obtidos na monitoração individual externa, nem sempre previstos. / In this work, we have evaluated the possibility of applying the Monte Carlo simulation technique in photon dosimetry of external individual monitoring. The GEANT4 toolkit was employed to simulate experiments with radiation monitors containing TLD-100 and CaF2:NaCl thermoluminescent detectors. As a first step, X ray spectra were generated impinging electrons on a tungsten target. Then, the produced photon beam was filtered in a beryllium window and additional filters to obtain the radiation with desired qualities. This procedure, used to simulate radiation fields produced by a X ray tube, was validated by comparing characteristics such as half value layer, which was also experimentally measured, mean photon energy and the spectral resolution of simulated spectra with that of reference spectra established by international standards. In the construction of thermoluminescent dosimeter, two approaches for improvements have been introduced. The first one was the inclusion of 6% of air in the composition of the CaF2:NaCl detector due to the difference between measured and calculated values of its density. Also, comparison between simulated and experimental results showed that the self-attenuation of emitted light in the readout process of the fluorite dosimeter must be taken into account. Then, in the second approach, the light attenuation coefficient of CaF2:NaCl compound estimated by simulation to be 2,20(25) mm-1 was introduced. Conversion coefficients cp from air kerma to personal dose equivalent were calculated using a slab water phantom with polimethyl-metacrilate (PMMA) walls, for reference narrow and wide X ray spectrum series [ISO 4037-1], and also for the wide spectra implanted and used in routine at Laboratório de Dosimetria. Simulations of backscattered radiations by PMMA slab water phantom and slab phantom of ICRU tissue-equivalent material produced very similar results. Therefore, the PMMA slab water phantom that can be easily constructed with low price can be considered a convenient practical alternative to substitute the tissue-equivalent slab. Conversion coefficients from air kerma to personal dose equivalent obtained were compared with published data. It was found that the quantity kerma in the medium commonly used for the evaluation of conversion coefficients at depths of the order or less than 0,07 mm does not provide good results for monoenergetic photon beams with energy between 200 to 1250 keV. In this range, it is necessary to consider the absorbed dose quantity. We conclude that the GEANT4 is a suitable toolkit not only to simulate thermoluminescent dosimeters and experimental procedures employed in the routine of a dosimetry laboratory, but also to shed light upon all the experimental results obtained in external individual monitoring that are not always expected.

Neste trabalho avaliamos a possibilidade de aplicar técnicas de simulação utilizando o método de Monte Carlo em dosimetria de fótons na monitoração individual externa. Para isso, simulamos experimentos com monitores de radiação contendo detectores termoluminescentes, TLD-100 e CaF2:NaCl, empregando a ferramenta computacional GEANT4. Começamos desenvolvendo um método de simulação de feixes de radiação produzidos pela incidência de elétrons em um alvo de tungstênio e filtragem pela janela de berílio e filtros adicionais para obter a radiação de qualidade desejada. Este processo, usado para simular campos de radiação de um tubo de raios X, foi validado através da comparação de características dos espectros simulados com valores de referência estabelecidos em normas internacionais, sendo estas características a camada semi-redutora, também medida experimentalmente, a energia média e a resolução espectral. Na simulação dos monitores termoluminescentes foram introduzidas aproximações na modelagem do detector para possibilitar a comparação entre os resultados experimentais e teóricos. Uma delas foi na densidade do detector de CaF2:NaCl, acrescentando 6% de ar na sua composição, tendo em vista a diferença entre o valor calculado e o obtido através de medidas. Foi também introduzida a aproximação referente à auto-atenuação de luz no detector de CaF2:NaCl no processo de leitura, empregando o coeficiente de atenuação de luz de 2,20(25) mm-1. Determinamos os coeficientes de conversão cp, do kerma no ar para o equivalente de dose pessoal, em simuladores de paralelepípedo de polimetil metacrilato (PMMA) com água, irradiados com feixes de radiação X com espectro estreito e largo, recomendados em normas [ISO 4037-1], e com os feixes implantados no Laboratório de Dosimetria. Verificamos que a intensidade de radiação retro-espalhada por este simulador é similar àquela do simulador de paralelepípedo sólido de tecido-equivalente ICRU. Na prática, isto torna o simulador de PMMA repleto de água, que além de ser barato é fácil de construir, um bom substituto para o simulador ICRU. Uma análise detalhada dos resultados obtidos mostrou que a utilização da grandeza kerma no meio na avaliação dos coeficientes de conversão cp para profundidades da ordem ou menores que 0,07 mm não é boa para feixes de fótons com energia no intervalo de 200 a 1250 keV. Nesta região, deve-se calcular o coeficiente de conversão empregando a dose absorvida. Concluise que o GEANT4 é uma ferramenta adequada não só para simular os monitores termoluminescentes e os procedimentos empregados na rotina do Laboratório de Dosimetria, mas para auxiliar na interpretação de todos os resultados experimentais obtidos na monitoração individual externa, nem sempre previstos. / In this work, we have evaluated the possibility of applying the Monte Carlo simulation technique in photon dosimetry of external individual monitoring. The GEANT4 toolkit was employed to simulate experiments with radiation monitors containing TLD-100 and CaF2:NaCl thermoluminescent detectors. As a first step, X ray spectra were generated impinging electrons on a tungsten target. Then, the produced photon beam was filtered in a beryllium window and additional filters to obtain the radiation with desired qualities. This procedure, used to simulate radiation fields produced by a X ray tube, was validated by comparing characteristics such as half value layer, which was also experimentally measured, mean photon energy and the spectral resolution of simulated spectra with that of reference spectra established by international standards. In the construction of thermoluminescent dosimeter, two approaches for improvements have been introduced. The first one was the inclusion of 6% of air in the composition of the CaF2:NaCl detector due to the difference between measured and calculated values of its density. Also, comparison between simulated and experimental results showed that the self-attenuation of emitted light in the readout process of the fluorite dosimeter must be taken into account. Then, in the second approach, the light attenuation coefficient of CaF2:NaCl compound estimated by simulation to be 2,20(25) mm-1 was introduced. Conversion coefficients cp from air kerma to personal dose equivalent were calculated using a slab water phantom with polimethyl-metacrilate (PMMA) walls, for reference narrow and wide X ray spectrum series [ISO 4037-1], and also for the wide spectra implanted and used in routine at Laboratório de Dosimetria. Simulations of backscattered radiations by PMMA slab water phantom and slab phantom of ICRU tissue-equivalent material produced very similar results. Therefore, the PMMA slab water phantom that can be easily constructed with low price can be considered a convenient practical alternative to substitute the tissue-equivalent slab. Conversion coefficients from air kerma to personal dose equivalent obtained were compared with published data. It was found that the quantity kerma in the medium commonly used for the evaluation of conversion coefficients at depths of the order or less than 0,07 mm does not provide good results for monoenergetic photon beams with energy between 200 to 1250 keV. In this range, it is necessary to consider the absorbed dose quantity. We conclude that the GEANT4 is a suitable toolkit not only to simulate thermoluminescent dosimeters and experimental procedures employed in the routine of a dosimetry laboratory, but also to shed light upon all the experimental results obtained in external individual monitoring that are not always expected.

A monitoração individual é um procedimento básico de verificação da obediência às diretrizes regulatórias de proteção radiológica. Dosímetros eletrônicos com detectores de estado sólido (DE) têm sido amplamente usados para dosimetria pessoal, inclusive em feixes pulsados de radiação onde a resposta deles ainda não é conhecida e falhas têm sido registradas. Neste trabalho, condições de radiação para testar a resposta de DE em feixes contínuos e pulsados foram estudadas na máquina de raios X de potencial constante Seifert-Pantak HS320 e na máquina de raios X médico VMI Pulsas 800 Plus. Os feixes foram caracterizados em termos de tensão no tubo, camada semirredutora, energia média e taxa de kerma no ar. A coerência metrológica do detector Xi R/F Unfors usado como referência nas medidas de kerma no ar foi verificada contra câmaras de ionização Radcal 10X6-6 a RC-6. Dosímetros eletrônicos RADOS Rad-60, Aloka PDM-111 Thermoelectron e EPD MK2 foram testados quanto ao erro intrínseco relativo e dependência energética em radiações similares às qualidades RQR e RQA da IEC e série N da ISO. Os resultados demonstraram a confiabilidade do dosímetro de estado sólido Unfors Xi R/F, embora sua resposta mostrasse ser afetada em feixes altamente filtrados. Os testes nos DE mostraram que alguns erros intrínsecos relativos em termos de equivalente de dose pessoal, Hp(10), foram maiores que os valores estabelecidos em normas para feixes contínuos. Em feixes pulsados, alguns DE não responderam adequadamente à radiação e apresentaram erros intrínsecos relativos bem altos. Este trabalho ressaltou a necessidade de testes adicionais nos DE, além de limitada calibração em feixes de 137Cs, antes de usá-los em feixes pulsados de raios X. / Personal radiation monitoring is a basic procedure to verify the compliance to regulatory requirements for radiological protection. Electronic personal dosimeters (EPD) based on solid state detectors have largely been used for personnel monitoring; including for pulsed radiation beams where their responses are not well known and deficiencies have been reported. In this work, irradiation conditions for testing the response of EPDs in both continuous and pulsed X-ray beams were studied to be established in a constant potential Seifert-Pantak and in a medical Pulsar 800 Plus VMI X-ray machines. Characterization of X-ray beams was done in terms of tube voltage, half-value layer, mean energy and air kerma rate. A Xi R/F Unfors solid state dosimeter used as reference for air kerma measurements was verified against a RC-6 and 10X6-6 Radcal ionization chambers as far its metrological coherence. Rad-60 RADOS, PDM- 11 Aloka and EPD MK2 Thermoelectron EPDs were selected to be tested in terms of relative intrinsic error and energy response in similar to IEC RQR, IEC RQA and ISO N reference radiations. Results demonstrated the reliability of the solid state Xi R/F Unfors dosimeter to be as reference dosimeter although its response was affected by heavily filtered beams. Results also showed that relative intrinsic errors in the response of the EPDs in terms of personal dose equivalent, Hp(10), were higher than the requirement established for continuous beams. In pulsed beams, some EPDs showed inadequate response and high relative intrinsic errors. This work stressed the need of performing additional checks for EPDs, besides the limited 137Cs beam calibration, before using them in pulsed X-ray beams.

Neste trabalho implementamos as grandezas operacionais no sistema de monitoração de área e individual. Determinamos a combinação ideal dos detectores termoluminescentes para constituírem os monitores de radiação como sendo: dois de fluoreto de cálcio (CaF2), um envolto em filtro de chumbo de (0,50 ± 0,05) mm e outro sem filtro e um de fluoreto de lítio TLD-100, também sem filtro. Aproveitamos a propriedade termoluminescente desses detectores, qual seja a de emissão de luz em intensidade proporcional à dose de radiação recebida, quando eles são aquecidos. A grandeza final avaliada é o equivalente de dose ambiental H*(10) e direcional H(10,) para fins de monitoração de área e o equivalente de dose pessoal Hp(10) para monitoração individual. Para tanto, estudos foram realizados irradiando os monitores no ar no primeiro caso e na frente de um fantoma de PMMA preenchido com água no segundo caso. Para avaliar o desempenho dos monitores de radiação eles foram submetidos a testes de linearidade da resposta com a dose, dependência angular e dependência energética. Uma análise detalhada dos resultados obtidos mostrou que todos os valores dos equivalentes de dose obtidos em testes de desempenho estão dentro dos limites estabelecidos por normas internacionais, com 95% de nível de confiança. Para o monitor escolhido obtivemos para a razão [H(10)determinado/H(10)nominal ± desvio] no caso de equivalente de dose ambiental e pessoal respectivamente os valores: (1,02 ± 0,11) e (0,97 ± 0,25). Os desvios foram calculados com o método t de student, considerando o intervalo que contém o valor nominal com 95% de probabilidade. / Operational quantities have been implemented to be applied in individual and area routine monitoring against external radiation exposure. This procedure is based on the use of an ideal combination of thermoluminescent detectors inside a monitor: two pellets of CaF2, one covered by a lead filter of (0,50 ± 0,05) mm and another one without filter and one TLD-100 without filter too. The operational quantities studied for area monitoring are the ambient and directional dose equivalent, H*(10) and H(10,), respectively and for individual monitoring, the personal dose equivalent, Hp(10). To evaluate the personal dose equivalent, all the experiments were performed irradiating the monitor on a slab water phantom made of PMMA walls with outer dimensions 30x30x15 cm, (a substitute of ICRU sphere four-element tissue phantom) completely full of water. Area monitors were irradiated in free air without any phantom. In general, an operational quantity H is determined from the basic physical quantity kerma free-in-air by means of conversion coefficients. The blind performance testing of monitors was performed after type testing, including analysis of the linearity of the response with the dose, the angular and energy dependence. The results of these investigations agree with the values recommended by international organisations within 95 % of confidence level. The ratios (H(10)evaluated/H(10)nominal ± deviation) obtained for ambient and personal dose equivalente are respectively (1,02 ± 0,11) and (0,97 ± 0,25), with the monitor above quoted. The error was estimated with the method of t-student, considering 95 % confidence level.

Neste trabalho implementamos as grandezas operacionais no sistema de monitoração de área e individual. Determinamos a combinação ideal dos detectores termoluminescentes para constituírem os monitores de radiação como sendo: dois de fluoreto de cálcio (CaF2), um envolto em filtro de chumbo de (0,50 ± 0,05) mm e outro sem filtro e um de fluoreto de lítio TLD-100, também sem filtro. Aproveitamos a propriedade termoluminescente desses detectores, qual seja a de emissão de luz em intensidade proporcional à dose de radiação recebida, quando eles são aquecidos. A grandeza final avaliada é o equivalente de dose ambiental H*(10) e direcional H(10,) para fins de monitoração de área e o equivalente de dose pessoal Hp(10) para monitoração individual. Para tanto, estudos foram realizados irradiando os monitores no ar no primeiro caso e na frente de um fantoma de PMMA preenchido com água no segundo caso. Para avaliar o desempenho dos monitores de radiação eles foram submetidos a testes de linearidade da resposta com a dose, dependência angular e dependência energética. Uma análise detalhada dos resultados obtidos mostrou que todos os valores dos equivalentes de dose obtidos em testes de desempenho estão dentro dos limites estabelecidos por normas internacionais, com 95% de nível de confiança. Para o monitor escolhido obtivemos para a razão [H(10)determinado/H(10)nominal ± desvio] no caso de equivalente de dose ambiental e pessoal respectivamente os valores: (1,02 ± 0,11) e (0,97 ± 0,25). Os desvios foram calculados com o método t de student, considerando o intervalo que contém o valor nominal com 95% de probabilidade. / Operational quantities have been implemented to be applied in individual and area routine monitoring against external radiation exposure. This procedure is based on the use of an ideal combination of thermoluminescent detectors inside a monitor: two pellets of CaF2, one covered by a lead filter of (0,50 ± 0,05) mm and another one without filter and one TLD-100 without filter too. The operational quantities studied for area monitoring are the ambient and directional dose equivalent, H*(10) and H(10,), respectively and for individual monitoring, the personal dose equivalent, Hp(10). To evaluate the personal dose equivalent, all the experiments were performed irradiating the monitor on a slab water phantom made of PMMA walls with outer dimensions 30x30x15 cm, (a substitute of ICRU sphere four-element tissue phantom) completely full of water. Area monitors were irradiated in free air without any phantom. In general, an operational quantity H is determined from the basic physical quantity kerma free-in-air by means of conversion coefficients. The blind performance testing of monitors was performed after type testing, including analysis of the linearity of the response with the dose, the angular and energy dependence. The results of these investigations agree with the values recommended by international organisations within 95 % of confidence level. The ratios (H(10)evaluated/H(10)nominal ± deviation) obtained for ambient and personal dose equivalente are respectively (1,02 ± 0,11) and (0,97 ± 0,25), with the monitor above quoted. The error was estimated with the method of t-student, considering 95 % confidence level.

Detectores de sulfato de cálcio ativado com cério IV e európio III utilizando o politetrafluoretileno (PTFE, Teflon®) free-flow como aglutinante (CaSO4:Ce,Eu + Teflon®) foram produzidos pelo método da estampagem, desenvolvido em colaboração com a empresa Tecnoflon, a partir de cristais crescidos de acordo com uma nova variação da rota da evaporação lenta, também apresentada nesse trabalho, com as concentrações de 0,16 mol% de Eu3+ e de 0,15 mol% de Ce4+ na solução ácida precursora. O modelo de dosímetro pessoal desenvolvido consiste em cinco detectores aderidos a um cartão de 30 x 48 mm de cloreto de polivinila (PVC) 95% opaco à luz na faixa do espectro eletromagnético que vai do infravermelho ao ultravioleta, idêntico aos cartões de identificação utilizados no IPEN, por uma tira de 10 x 35 mm de filme adesivo do mesmo material e foi submetido aos testes de aceitação descritos no regulamento técnico IRD-RT Nº 002.01/95, Desempenho de Sistemas de Monitoração Individual Critérios e Condições, sendo aprovado em todos os testes. Para a dosimetria clínica, os próprios detectores foram considerados dosímetros termoluminescentes e submetidos aos testes de aceitação descritos no código de práticas da Agência Internacional de Energia Atômica Technical Report Series Nº 398, Absorbed Dose Determination in External Beam Radiotherapy: An International Code of Practice for Dosimetry based on Standards of Absorbed Dose to Water, [TRS-398, IAEA, 2000] adotado como protocolo de dosimetria pela maioria dos hospitais, sendo igualmente aprovados nesses testes. Os dosímetros desenvolvidos podem ser utilizados para a monitoração individual externa e para dosimetria clínica, apresentando a diferenciação do tipo e da energia da radiação com que foram irradiados e a redução de custos como as principais vantagens em relação aos dosímetros termoluminescentes atualmente utilizados nessas aplicações. / Calcium sulphate activated with cerium IV and europium III using the free-flow polytetrafluoroethylene (PTFE, Teflon®) as bonder were produced by the stamping method, developed by the collaboration of Tecnoflon industries, from crystals growth according to a new variation of the slow evaporation method, also described in this study, with Eu3+ and Ce4+ concentrations of respectively 0.15 mol% and 0.16 mol% in the precursory acid solution. The developed personal dosimeter consist of five detectors adhered to a 30 x 48 mm polyvinyl chloride (PVC) card 95% mat to light in the infrared to ultraviolet wavelengths, identical to the access cards used by IPEN staff, by a 10 x 35 mm adhesive strip of the same material and it passed the acceptance tests required by Brazilian national regulatory committee for appliance in individual monitoring of external exposure services. The own detector is considered a dosimeter as far as clinical dosimetry is concerned and it passed the acceptance tests suggested by the International Atomic Energy Agency in the Technical Report Series Nº 398, Absorbed Dose Determination in External Beam Radiotherapy: An International Code of Practice for Dosimetry based on Standards of Absorbed Dose to Water, [TRS-398, IAEA, 2000] adopted as the dosimetry protocol by most hospitals. Hence, the developed dosimeters can be applied in the individual monitoring for external exposure and in the clinical dosimetry, having the radiation type and energy differentiation and the cost reduction as the key advantages over the currently used thermoluminescent dosimeters in such applications.