No mundo de hoje, onde o uso da radiação de diversas naturezas está generalizado, a quantificação da energia depositada por essas diferentes radiações se tornou uma atividade de grande importância, principalmente quando a faixa de energia é considerada elevada, estas altas energias de radiação estão presentes, geralmente, em aceleradores de partículas, reatores nucleares e em irradiadores industriais, por exemplo. Este trabalho tem como objetivo medir altas doses de radiação de raios gama, feixes de elétrons e feixes de prótons utilizando duas variedades de um silicato natural (água-marinha e goshenita) e medir altas doses de nêutrons epitérmicos de alta fluência utilizando dosímetros de Fluoreto de Lítio dopados com Mg, Cu e P (MCP). A técnica utilizada para medir a dose absorvida por esses materiais foi a termoluminescência. As irradiações com raios- γ provenientes de fontes de 60Co foram de 100 kGy a 2000 kGy para a água-marinha e de 600 kGy a 2000 kGy para a goshenita, os resultados de intensidade TL vs Dose mostram que a partir de certa dose - 250 kGy e 1234,8 kGy para água-marinha e goshenita, respectivamente - o sinal TL começa a decrescer. Foi observado neste trabalho que, estes materiais quando irradiados com tais doses e posteriormente irradiados com doses baixas de alguns Gys até cerca de 400-500 Gy, o sinal TL decresce regularmente, podendo ser utilizado na dosimetria das radiações nessa faixa de dose. Para a irradiação de feixe de prótons e de feixe de elétrons foram utilizados dosímetros em placa de goshenita e dosímetros de pastilhas de água-marinha, a carga do feixe de prótons vai de 20 a 216 μC e a dose do feixe de elétrons vai de 10 kGy a 70 kGy. As irradiações com nêutrons epitérmicos utilizando LiF: Mg, Cu, P foram realizadas no reator IEA-R1/IPEN com fluências de 1014 a 1017 n/cm² e a quantificação das doses absorvidas foram realizadas utilizando o método UHTR (Ultra High Temperature Ratio). / In the present days the usage of ionizing radiation from several different sources is spread all over the world. The measurement of the absorbed energy from these radiations became a very important task, mainly when the dose range is considered being in a very high level. These high energies of radiation are associated with particles accelerators, nuclear reactors and industrial irradiators, for example. This work is concerned for measuring high-doses of gamma radiation, electron beams and proton beams using two varieties of a natural silicate (aqua-marine and goshenite) and measuring effects of high-fluence neutrons using LiF: Mg, Cu, P (MCP) detectors. Thermoluminescence was employed to measure the absorbed dose for irradiations with gamma rays ranging from 100 kGy up to 2000 kGy for aquamarine and from 600 kGy and 2000 kGy for goshenite. The TL intensity reaches maximum at 250 kGy in aquamarine and at 1234 kGy for goshenite; this means that for doses larger than 250 kGy in aquamarine and 1234 kGy in goshenite the TL intensity drops. However, the descending part can be used in very high dose dosimetry. Furthermore, has been observed in this study that starting with aquamarine irradiated with 250 kGy and goshenite with 1234 kGy, the subsequent irradiation with doses from low to 400-500 Gy produces a regularly decreasing TL intensity, so that it can be used in radiation dosimetry from low to 400-500 Gy doses. For proton beams, goshenite were used. The beam charge ranges from 20 a 216 μC. For electron beams small pressed pellets of aquamarine were used. The dose ranges from 10 kGy to 70 kGy. The epithermal neutron irradiation was performed at IEA-R1 research reactor at IPEN and MCP-LiF detectors were used to measure the absorbed dose. A method called UHTR (Ultra High Temperature Ratio) was employed for calculating the amount of energy absorbed by the dosimeter. The fluence of epithermal neutrons ranges from 1014 a 1017 n/cm².

Esse trabalho avalia a metodologia utilizada pelo Laboratório de Monitoração in vivo (LMIV) do IPEN na calibração dos detectores de NaI(Tl) pelo código PENELOPE- penEasy, baseado no Método de Monte Carlo. Inicialmente, foram realizadas simulações sem o simulador antropomórfico com o objetivo de encontrar uma geometria que representasse adequadamente os detectores para exames de corpo inteiro e de tireoide. A aquisição dos dados experimentais foi realizada pelo software GENIE, que é utilizado na rotina do laboratório e as áreas dos fotopicos foram calculadas pelos softwares GENIE e GNUPLOT e pelo método descrito no Ciemat Technical Report, que também fornece os valores de eficiência de fotopico. Fontes de 60Co, 137Cs, 152Eu, 207Bi e 241Am calibradas foram utilizadas nas medições. Os resultados mostraram que o software GENIE é apropriado para ser utilizado nas calibrações de rotina e fontes que possuam picos isolados e definidos pelo detector de NaI(Tl), são ideais para serem utilizadas nas calibrações em eficiência. A simulação MC indica que é possível substituir calibrações experimentais por simulações utilizando uma geometria simplificada do detector de NaI(Tl), mas as grandezas relevantes como a fonte, o detector e o sistema eletrônico devem ser conhecidos com detalhes para que as fontes de erros sistemáticos sejam as menores possíveis. / The calibration methods of NaI(Tl) detectors of the in vivo Monitoring Laboratory (LMIV) of IPEN were analyzed by comparing experimental results with simulations performed with the PENELOPE- penEasy Monte Carlo radiation program. The first simulations were performed without the anthropomorphic simulator aiming to find a simplified detector geometry that could represent the whole body and thyroid detectors. The data acquisition was performed with the GENIE software, which is used in the laboratory routine, and the photopeak areas were calculated with the GENIE and GNUPLOT softwares as well as using the method described on the Ciemat Technical Report. Standard sources of 60Co, 137Cs, 152Eu, 207Bi and 241Am were used in the measurements. The results show that GENIE is a suitable software to be used in the laboratory routine and ideal sources are those that present isolated and well-defined photopeaks in the spectra measured with NaI(Tl) detectors. The Monte Carlo study reveals that the simplified models of the NaI detectors are able to provide a full- energy peak efficiency curve but it is necessary to know all details of the significant quantities as the source, the detector and the electronics in order to minimize sources of systematic errors.

Neste trabalho, medidas microdosimétricas foram realizadas usando um contador proporcional equivalente à tecido - TEPC. com uma cavidade esférica de diâmetro de 1.27 cm. O TEPC foi preenchido com gás propane puro, C3HS, à pressão de 5,6 kPa (42 Torr), que é equivalente a 1,3 μm em diâmetro de unidade de densidade do tecido. O instrumento de medida microdosimétrica foi irradiado com radiação de nêutrons rápidos do reator de pequisa do Nuclear Science Center da Texas A&M University, em College Station,-Texas. Os feixes de nêutrons rápidos foram emitidos com três diferentes valores de potência. 0,5, 1,0, e 2,0 kVV, durante 1 hora para alto ganho e o mesmo tempo para baixo ganho, totalizando 2 horas para cada potência, com 0,0083 Gy/min de taxa de dose. O neutron foi filtrado usando o sistema de irradiação de néutrons rápidos fortemente nitrados (FNIS). do Nuclear Science Center, para obter uma redução da contaminação da radiação de neutron por radiação gama e assim obter espectros microdosimetricos de neutrons como, distribuição de freqüência de energia lineal e distribuição de dose de energia lineal, com boa precisão, e outras grandezas como, freqüência média de energia lineal, dose média de energia lineal, dose absorvida, dose equivalente e fator de qualidade médio de neutron rápido. Os resultados obtidos foram satisfatórios, com os espectros microdosimetricos de nêutrons mostrando uma contaminação de radiação gama abaixo de 5 %, especialmente para distribuição de dose de energia lineal. Os resultados obtidos neste trabalho foram comparados com outros da literatura científica, que usaram outros procedimentos para a redução da contaminação do neutron por radiação gama. estando em concordância com eles. / In this work, microdosimetric measurements were performed using a Wall-less Tissue Equivalent Proportional Counter - TEPC was filled with spherical cavity with an inner diameter of 1.27 cm. The TEPC was tilled with pure propane gas, C3H8 at 5.6 kPa (42 Torr) pressure, which is equi\\alent to 1.3μm in diameter of unit density tissue. The microdosimetric measurement device was irradiated with fast neutron radiation from Texas A&M University Nuclear Science Center research reactor, in College Station, Texas. The fast neutron beams were emitted with three different power values, 0.5, 1.0 and 2.0 kW. during Ih for both high gain and low gain, totalizing two hours for each power with 0.0083 Gy/min of dose rate. The neutron was filtered using the heavily filtered fast neutron irradiation s\\stem (FNIS). from Nuclear Science Center, to obtain a decrease of neutron radiation contamination by gamma ray and so, to gain the neutron microdosimetric spectra as. frequency distribution of lineal energy, dose distribution of lineal energy with good precision, and another quantities as frequency-mean of lineal energy, dose- mean of lineal energy, absorbed dose, equivalent dose and average quality factor of fast neutron. The obtained results were satisfactory, with the neutron microdosimetric spectra showing a gamma ray contamination under 5 %, especially to dose distribution of lineal energy. The results obtained in this work were in agreement when compared with another results from scientific literature, which used another procedure to reduce the neutron contamination by gamma ray.

Com o avanço tecnológico dos equipamentos utilizados em radioterapia tornaram-se possíveis o uso de alguns campos de radiação nomeados como campos pequenos em algumas modalidades especiais de radioterapia. Com isso, a dosimetria dos feixes de radiação também teve de ser revista, pois com estes novos tamanhos de campos, não há condição de referência como aquela dita nos protocolos e diretrizes de dosimetria. Neste trabalho foi realizado um estudo completo sobre os campos pequenos, bem como sua dosimetria, mostrando o comportamento dos detectores nessa nova condição de dosimetria através de uma comparação entre os detectores utilizados e dados já publicados na literatura. Além disso, os dados obtidos experimentalmente puderam ser validados através de comparação com dados publicados por outros autores. Na caracterização do detector de diamante o mesmo apresentou-se apropriado em todos os parâmetros para medidas com campos pequenos. Na análise do fator de qualidade Q os resultados experimentais obtidos nesta investigação mostraram diferenças percentuais de 1,8%; 4,0% e 4,9% para câmara do tipo CC01, CC13 e diodo estereotáxico respectivamente. Na avaliação de PDP e TMR foi possível observar a dificuldade nas medições com campos pequenos bem como na comparação de diferentes detectores, para PDP a maior diferença foi de 2,6% e para TMR 2,7%. / With the technological equipment used in radiotherapy became possible use of some radiation fields named small fields in some special forms of radiotherapy. Thus, the dosimetry of radiation fields also had to be revised, as with these new sizes of fields, there is no reference condition such as that expressed in dosimetry protocols and guidelines. This work represents a complete study of small fields and its dosimetry, showing the behavior of the detectors in this new condition of dosimetry through a comparison between the detectors used and data already published. Moreover, the experimental data can be validated by comparison with data published by others authors. In the characterization of the same diamond detector has been considered appropriate in all parameters measured with small fields. The analysis of the beam quality factor (Q) the experimental results obtained in this study showed differences in percentages of 1.8%, 4.0% and 4.9% for chamber-type CC01, CC13 and stereotactic diode respectively. In evaluating PDP and TMR was possible to observe the difficulty in measurements with small fields and the comparison of different detectors, the biggest difference for PDP was 2.6% and 2.7% for TMR.

Tumores carcinoides (neoplasias bem diferenciadas) são tumores neuroendócrinos que podem surgir em diferentes locais anatômicos. Na população a prevalência dos tumores carcinoides é de aproximadamente 10 casos para um milhão de habitantes e sua incidência é maior na quinta e sexta década de vida. Este trabalho propõe um modelo cinético baseado na teoria da análise compartimental em humanos com tumores carcinoides que se submeterão ao tratamento com o radiofármaco [177Lu-DOTA0,Tyr3]Octreotato. Imagens cintilográficas dinâmicas planares, obtidas imediatamente à injeção de 370 MBq (10 mCi) do radiofármaco, foram obtidas com o tomógrafo SPECT (Single Photon Emission Computed Tomography). Por meio da seleção de regiões de interesse (ROI) os resultados foram digitalizados e aplicados ao modelo cinético aqui proposto. A primeira fase do estudo (atividade de 370 MBq) teve como objetivo conhecer os parâmetros cinéticos e subsequentemente, o paciente foi submetido ao protocolo de tratamento radioterápico, a critério médico, aos quatro ciclos de 7,4 GBq (200 mCi) do radiofármaco. Desta forma, foi possível estimar previamente as constantes cinéticas ki,j da biodistribuição do 177Lu-DOTATATO no corpo, sendo ki,j a fração de transferência do i-ésimo compartimento (tecido ou órgão) para o j-ésimo compartimento a partir das ROI demarcadoras dos órgãos de maior captação, a saber: fígado, rins, região vascularizada e tumores carcinoides. A partir das constantes cinéticas ki,j a estimativa de dose absorvida em 26 órgãos foi estimada pelo método MIRD. Os resultados dosimétricos foram compatíveis com outras metodologias descritas na literatura. Para um paciente adulto de 73,6 kg, em termos médios seus rins (sem os protetores renais) recebem a maior intensidade de dose (2,39 mGy/MBq) seguido do fígado (0,70 mGy/MBq). Observou-se que tumores com aproximadamente 100g recebem dose da ordem de 0,52 mGy/MBq independentemente da posição a que se encontram no corpo. Este achado se deve à predominância do dano devido às partículas beta quando comparado à radiação gama que possui pouco rendimento de emissão no processo de decaimento do 177Lu. Portanto, os parâmetros cinéticos que promovem a captação do 177Lu nas células são os principais responsáveis pela composição da dose no tumor e demais órgãos. / Carcinoid tumors (well differentiated neoplasms) are neuroendocrine tumors that may arise in different anatomical locations. The population prevalence of carcinoid tumors is approximately 10 cases per one million inhabitants. Its incidence is higher in the fifth and sixth decade of life. This paper proposes a kinetic model in humans with carcinoid tumors who will underwent treatment with the radiopharmaceutical [177Lu-DOTA0,Tyr3 ]OCTREOTATE based on the theory of compartmental analysis. Dynamic planar scintigraphic images acquired immediately upon injection of 370 MBq (10 mCi) of the radiopharmaceutical were obtained with the SPECT (Single Photon Emission Computed Tomography) tomography. Samples from regions of interest (ROI) were used for the kinetic study applying the kinetic proposed model. The first phase of the study (activity 370 MBq) was aimed to evaluate the kinetic parameters. Subsequently, the patient underwent the [177Lu-DOTA0,Tyr3 ]OCTREOTATE radiotherapy protocol, under the physician\'s prescription (up to four cycles of 7.4 GBq (200 mCi)). Thus, it was possible to previously estimate the kinetic constants ki,j relative to biodistribution of [177Lu-DOTA0,Tyr3 ]OCTREOTATE in the body. The ki,j is the transfer fraction from the ith compartment (a tissue or an organ) to the jth compartment. Only few organs showed significant ROI radioactivity count level, among them: the liver, kidney, blood and carcinoid tumors. The MIRD method and the kinetic constants ki,j were used to estimate the absorbed dose in 26 body organs. The absorbed dose D(mGy/MBq) was comparable to other methods described in the literature. For an adult patient of 73.6 kg, on average, the kidneys (without amino acid protectors) showed the highest dose (2.39 mGy/MBq) followed by liver (0.70 mGy / MBq) and tumor (0.52 mGy/MBq) with a tissue size of approximately 100 g. It was observed that tumors receive the same absorbed dose D(mGy/MBq) regardless their position in the body. This finding is due to the predominance of the tissue radiation damage of beta particles compared to gamma radiation that has little yield emission in the 177Lu decay scheme. Therefore, the kinetic parameters ki,j that promote the uptake of 177Lu in cells are primarily responsible for the absorbed D dose in the tumor and other organs.

O Radônio tem despertado o interesse da saúde pública pelo fato deste gás ser responsável, em média, por 45% da dose radioativa natural a que as populações estão normalmente expostas. Nas últimas décadas, novas técnicas de medida para o radônio tem tido demanda crescente, principalmente para operação em ambientes restritos públicos, privados, minerações ou em áreas de beneficiamento de minérios com associação tório-uranifera, onde esta dose pode ter ordens de grandeza acima da média. Este trabalho descreve o projeto de um dos subsistemas de um equipamento que está sendo desenvolvido para esse fim no INPE. O equipamento é um monitor de radônio que permite a quantificação precisa, contínua e em tempo real dos isótopos Rn220 e Rn222. A técnica de medida utiliza o processo de captura eletrostática do Polônio, isótopos Po218, Po216, Po214, Po212, seguido de sua espectrometria alfa. O trabalho descreve detalhadamente a técnica de medida, os subsistemas e a calibração do monitor de radônio, assim como o desenvolvimento e os testes de avaliação do subsistema de medida e aquisição de dados.São apresentados os resultados dos testes de linearidade, estabilidade térmica e resolução deste subsistema. Os bons resultados indicam que é possível se desenvolver um equipamento de boa qualidade a um baixo custo e com dimensões reduzidas, com possibilidade de atender o interesse da iniciativa privada para sua posterior industrialização e comercialização em um mercado de demanda crescente.

Vidros com composição de aluminofosfato vêm sendo estudados por apresentarem elevada durabilidade química. O objetivo do presente trabalho foi estudar as propriedades térmicas e estruturais do sistema vítreo xKPO3 - (100-x)Al(PO3)3, para x = 10, 30 e 50 (% em mol), a fim de determinarmos uma composição que apresentasse uma boa resposta termoluminescente (TL) quando dopada com íons de manganês. As matrizes vítreas não dopadas apresentaram uma boa estabilidade vítrea frente a devitrificação. As fases cristalizadas no sistema foram determinadas por difração de raios X e espectroscopia micro-Raman como KAIP2O7 e AI(PO3)3. A composição KAI(PO3)4 (x = 50 %) apresentou elevada durabilidade química e o menor ponto de fusão, o que facilitou o processo de preparação. Essa composição foi então utilizada para as dopagens com íons de manganês. A composição com 1,0 % em mol de MnO2 apresentou a melhor resposta TL. As propriedades dosimétricas estudadas mostraram que o vidro possui uma resposta linear para raios X no intervalo de dose de 2 mGy a 80 Gy, podendo então ser utilizado em dosimetria clínica e pessoal / Aluminophosphate glasses have been studied because of their good chemical resistance. The main purpose of this work was to investigate the structural and thermal properties of glasses in the system xKPO3 - (100-x)AI(PO3)3, with x = 10, 30 e 50 (mol %). The goal was to determine a composition which provided a good thermoluminescence response (TL) when doped with manganese ions. The undoped vitreous matrixes showed a good thermal stability against devitrification. The crystalline phases were identified by X ray diffraction and micro-Raman spectroscopy as KAIP2O7 and Al(PO3)3. The composition KAI(PO3)4 (x = 50 %) showed high chemical resistance and lower melting point. This composition was used for doping with manganese ions. The composition of 1,0 mol % of MnO2 showed the best TL response. The dosimetric properties showed that this glass has a linear response for X-rays in the dose interval of 2 mGy to 80 Gy, and it is a promising material for application as a TLD dosimeter

A tomografia computadorizada (CT) representa a maior fonte de exposição aos raios X médicos e seu uso continua crescendo rapidamente, devido aos aparelhos de última geração com alta resolução de contraste. Uma avaliação dos parâmetros que influenciam a dose absorvida na tomografia asseguram o controle de qualidade e aceitação do equipamento. Os protocolos de CT utilizam câmara de ionização e filme radiográfico para esta avaliação e pela primeira vez, neste trabalho, o dosímetro químico Fricke Benzóico Xilenol Gel (FBXG) foi utilizado. Este dosímetro ao ser irradiado, produz um complexo colorido (Fe^{+3}-AX) possível de ser medido através de técnicas ópticas, acústicas e de ressonância magnética. A leitura do filme e FBXG por fotografia, também foi empregada pela primeira vez neste trabalho indicando ser adequada. Da utilização do FBXG para avaliação do CT, foi possível obter os parâmetros de espessura de corte, homogeneidade de campo e curvas de isodose, além da promissora indicação dos índices de dose em tomografia. / Computed tomography now represents the single largest source of medical exposure and its use is increasing rapidly, because of new generation units and hight contrast image. The acceptance and quality control tests of this equipment can be inferred through some parameters that influence the absorbed dose, such as axial and transaxial dose profile and CT dose indexes. Although ionization chamber and radiographic films are indicated by protocols for these evaluations, in this present work, beside this two dosimeters, we use the chemical dosimeter Fricke Benzoic Xylenol Gel (FBXG). This dosimeter when irradiated produces a colored complex (Fe^{+3}-XO), that in this work was measured photographically to obtain the parameters, once this technique as well the FBXG are linearly dependent on the absorbed dose. This reading technique was adequate to obtain the calibration curve, the axial and transaxial dose profile for the FBXG, besides to let us visualize the future acquiring of tomographic dose indexes.

O presente trabalho teve por objetivo o estudo da viabilidade de utilização de soluções de poli[2-metóxi,5-(2-etil-hexiloxi)-p-fenileno vinileno] (MEH-PPV), em diversos solventes tais como CHCl3 (Clorofórmio), diclorometano (CH2Cl2), bromofórmio (CHBr3), dibromometano (CH2Br2), uma mistura de diclorometano (CH2Cl2) e diiodometano (CH2I2) e tolueno (C6H5CH3), como dosímetros de radiações ionizantes. A novidade está no fato de que estes dosímetros têm como principal característica a variação da cor, proporcionando uma medida visual e direta da radiação recebida. Além disso, a sensibilidade dos dosímetros pode ser ajustada por meio da variação da concentração das soluções do polímero. Neste trabalho, foi utilizada a radiação gama, 60Co, para os estudos de viabilidade deste dosímetro. Quando submetidos a certas doses de radiação gama, o polímero estudado sofre alterações em suas propriedades óticas e em sua estrutura molecular. Para avaliar as alterações óticas, foram utilizadas medidas de espectroscopia de absorção UV-Visível (UV-Vis) e fotoluminescência. Também foram avaliadas as alterações na estrutura molecular, como conseqüência da exposição à radiação gama por meio de técnicas como ressonância magnética nuclear (RMN) e cromatrografia de permeação de gel (GPC). Os Resultados obtidos mostraram que a radiação gama, 60Co, promove, de forma indireta, a diminuição do comprimento efetivo da conjugação do polímero, mais provavelmente em decorrência da quebra da cadeia principal do polímero devido às reações com as espécies reativas, possivelmente nos grupamento vinil. Estas quebras resultam em um deslocamento dos picos máximos dos espectros de absorção para regiões de maior energia (blueshift). Estes deslocamentos dependem não somente da dose de irradiação, mas também do solvente utilizado em da concentração da solução. / The present work aims the study of the viability of using solutions of poly[2-methoxy-5-(2\'-ethyl-hexyloxy)-1,4-phenylene vinylene] (MEH-PPV), in several solvents such as chloroform (CHCl3), dichloromethane (CH2Cl2), bromoform (CHBr3), dibromomethane (CH2Br2), a mix of dichloromethane (CH2Cl2) and diiodomethane (CH2I2), and toluene (C6H5CH3) as ionizing radiation dosimeters, gamma, in this case. The novelty is in the fact of the dosimeter main characteristic is color change, allowing a visual and direct received radiation measurement. Besides, the sensibility of the dosimeter can be adjusted by the polymer solution concentration variation. In this work, it was used the gamma radiation, 60Co, for the dosimeter viability studies. When exposed to certain doses of this kind of radiation, the studied polymer suffers changes in its optic properties and in its molecular structure. In order to evaluate the optical changes, UV-VIS absorption and photoluminescence spectroscopy measures were performed. Besides, the molecular structure changes, as a consequence of the exposure to gamma radiation, were evaluated by nuclear magnetic resonance (NMR) and Gel Permeation Chromatography (GPC). The results show that the gamma radiation, 60Co, promotes, indirectly, the decrease of the polymer conjugation length probably due the backbone scission caused by reactions with reactive species, probably in the vinyl side groups. These scissions resulted in a blueshift of the absorption spectra maximum peaks. Theses blueshifts depend on the irradiation dose, the used solvent and the solution concentration.

Esse trabalho avalia a metodologia utilizada pelo Laboratório de Monitoração in vivo (LMIV) do IPEN na calibração dos detectores de NaI(Tl) pelo código PENELOPE- penEasy, baseado no Método de Monte Carlo. Inicialmente, foram realizadas simulações sem o simulador antropomórfico com o objetivo de encontrar uma geometria que representasse adequadamente os detectores para exames de corpo inteiro e de tireoide. A aquisição dos dados experimentais foi realizada pelo software GENIE, que é utilizado na rotina do laboratório e as áreas dos fotopicos foram calculadas pelos softwares GENIE e GNUPLOT e pelo método descrito no Ciemat Technical Report, que também fornece os valores de eficiência de fotopico. Fontes de 60Co, 137Cs, 152Eu, 207Bi e 241Am calibradas foram utilizadas nas medições. Os resultados mostraram que o software GENIE é apropriado para ser utilizado nas calibrações de rotina e fontes que possuam picos isolados e definidos pelo detector de NaI(Tl), são ideais para serem utilizadas nas calibrações em eficiência. A simulação MC indica que é possível substituir calibrações experimentais por simulações utilizando uma geometria simplificada do detector de NaI(Tl), mas as grandezas relevantes como a fonte, o detector e o sistema eletrônico devem ser conhecidos com detalhes para que as fontes de erros sistemáticos sejam as menores possíveis. / The calibration methods of NaI(Tl) detectors of the in vivo Monitoring Laboratory (LMIV) of IPEN were analyzed by comparing experimental results with simulations performed with the PENELOPE- penEasy Monte Carlo radiation program. The first simulations were performed without the anthropomorphic simulator aiming to find a simplified detector geometry that could represent the whole body and thyroid detectors. The data acquisition was performed with the GENIE software, which is used in the laboratory routine, and the photopeak areas were calculated with the GENIE and GNUPLOT softwares as well as using the method described on the Ciemat Technical Report. Standard sources of 60Co, 137Cs, 152Eu, 207Bi and 241Am were used in the measurements. The results show that GENIE is a suitable software to be used in the laboratory routine and ideal sources are those that present isolated and well-defined photopeaks in the spectra measured with NaI(Tl) detectors. The Monte Carlo study reveals that the simplified models of the NaI detectors are able to provide a full- energy peak efficiency curve but it is necessary to know all details of the significant quantities as the source, the detector and the electronics in order to minimize sources of systematic errors.