Made available in DSpace on 2014-06-12T23:16:52Z (GMT). No. of bitstreams: 2 arquivo9074_1.pdf: 963144 bytes, checksum: 702708cfeb22f69765ca1767954b20f3 (MD5) license.txt: 1748 bytes, checksum: 8a4605be74aa9ea9d79846c1fba20a33 (MD5) Previous issue date: 2005 / equivalente de dose ambiental, H*(10), é definido como o equivalente de dose produzido por um campo de radiação expandido e alinhado, a uma profundidade de 10 mm em uma esfera ICRU. Essa grandeza operacional é recomendada pela Comissão Internacional de Unidades e Medidas da Radiação (ICRU) para a monitoração de área. Com base na sua definição, as medidas em termos de H*(10) devem ser efetuadas com um instrumento com resposta isotrópica e com um volume sensível pequeno a fim de não perturbar o campo de radiação. Na prática, no entanto, os monitores de área geralmente encontrados são projetados para medidas de exposição ou de Kerma no ar. Por essa razão alguns equipamentos que apresentam excelente resposta em termos de exposição são inadequados para medidas em termos de H*(10). O objetivo desse trabalho é de avaliar a resposta em termos de H*(10) de diversas marcas de monitores de radiação usados no país, caracterizando a dependência energética e angular da sua resposta para medições na nova grandeza, para feixes de raios-X qualidade ISO (feixe estreito) e feixes gama do 137Cs e 60Co. Os resultados mostraram que nenhum dentre os monitores de área testados atende simultaneamente a todos os requisitos estabelecidos pela Norma IEC 60846 com relação à dependência energética e angular quando utilizados em termos de H*(10). Através dos resultados, também pôde-se verificar que há a necessidade de uma caracterização dos monitores de área disponíveis no país, antes da implementação das novas grandezas operacionais do ICRU

Counting efficiencies were determined by empirical measurement and Monte Carlo simulation for carbon-14, strontium-89, strontium-90, and yttrium-90 standards counted by low-background gas flow proportional counter for strontium carbonate precipitates in the range from 3 to 33 mg cm⁻². The maximum beta particle energies range from 0.156 MeV for carbon-14 to 2.28 MeV for yttrium-90. The parameters for estimating the counting efficiency are summarized for sources with areal thickness of 14 mg cm⁻² and over the range in strontium carbonate areal thickness from 0.1 mg cm⁻² to 33 mg cm⁻². Uncertainty budgets providing estimates of the uncertainty, sources of variability in the calibration process, and the total expanded uncertainty are presented. Information is presented for the Monte Carlo simulation regarding the composition of the detector window, the energy excluded by the amplifier discriminator of the counting system, and the physical density of materials for this analytical process. The histogram normalization routine implemented within MCNP is described and found to bias the probability distribution for beta-particle energy spectra. The difference in the specification of the probability distribution for beta-particle energy spectra in ICRU 56 Appendix D and MCNP requirements are described and a correction for the bias introduced during the normalization process for beta spectra is provided. Counting efficiencies determined by empirical measurement and Monte Carlo simulations agree within the total expanded uncertainties of the measurements and the uncertainties of the Monte Carlo simulations.

Submitted by Marco Antonio Oliveira da Silva (maosilva@ipen.br) on 2016-08-26T12:45:07Z No. of bitstreams: 0 / Made available in DSpace on 2016-08-26T12:45:07Z (GMT). No. of bitstreams: 0 / Medidas de espectroscopia gama de alta resolução têm diversas aplicações. Aplicações envolvendo medidas de radioisótopos de meia-vida curta podem apresentar problemas de baixa precisão nas contagens quando a fonte radioativa está distante do detector e de perda de acurácia por efeitos de tempo morto e empilhamento de pulsos em situação de altas taxas de contagens. Um modo de minimizar esses problemas é alterando a posição da fonte radioativa durante o processo de medição, aproximando-a do detector conforme sua atividade diminui e assim maximizando o número de contagens medidas. Neste trabalho, foi desenvolvido o Movimentador de Amostras Radioativas Automatizado (MARA), um aparato de baixo custo, feito com materiais de baixo número atômico e leve, projetado e construído para auxiliar nas medidas de espectroscopia gama, capaz de controlar a distância entre a fonte e o detector, permitindo inclusive que ocorra alteração dessa distância durante o processo de medição. Por ser automatizado ele otimiza o tempo do operador, que tem total liberdade para criar suas rotinas de medidas no dispositivo, além de evitar que o mesmo tome uma parcela da dose radioativa. Foi também feita uma interface que permite controle do MARA e a programação do sistema de aquisição de dados. Foram realizados testes para otimização da operação do sistema MARA e foi verificada a segurança de operação do MARA, não apresentando nenhuma falha durante seus testes. Foi aplicado o teste de repetitividade, por meio de medições com uma fonte calibrada de 60Co, e verificou-se que o sistema de movimentação de prateleiras automatizado reproduziu os resultados do sistema estático com confiabilidade de 95%. / Dissertação (Mestrado em Tecnologia Nuclear) / IPEN/D / Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares - IPEN-CNEN/SP