Estudo da Radiação Natural em Parques do Grande ABCD e Mauá

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1 Departamento de Física Relatório final de Iniciação Científica Estudo da Radiação Natural em Parques do Grande ABCD e Mauá Orientadora: Professora Dra. Marcilei A. Guazzelli da Silveira 1 1 Centro Universitário da FEI, São Bernardo do Campo. Aluno: Bruno Silva Bellini Nº de matrícula: Agosto de 2010

2 SUMÁRIO RESUMO Homogeneização OBJETIVO Pesagem REVISÃO BIBLIOGRÁFICA Armazenamento A vida e a radiação natural Aquisições de dados Radiações terrestres Sistema de detecção do LAFIR Exposição externa Energias provenientes dos decaimentos radioativos Formas de interação da radiação com a matéria Calibração Efeito Foto-elétrico Radiações de fundo Efeito Compton Atividades Produção de Pares elétronpósitron Amostras padrão Riscos da radiação gama Cálculo da atividade das amostras padrão Danos nas moléculas de DNA Áreas das amostras padrão Mutações gênicas Cálculos das atividades das amostras Quebras de moléculas de 3.12 Cálculo da dose absorvida... DNA Câncer radioinduzido Cálculo da dose efetiva Efeitos da radio exposição de um ser humano Cálculo da dose biológica equivalente Detectores de Radiação Cálculo das concentrações de radionuclideos Detectores Cintiladores Cálculo das concentrações utilizando o método matricial Resolução em energia RESULTADOS Tempo de coleta Atividades Detectores Semicondutores x Cintiladores Doses absorvidas PROCEDIMENTO EXPERIMENTAL Doses efetivas Coletas de amostras Concentrações Locais de coleta CONCLUSÕES Santo André ETAPA FUTURA São Caetano do Sul BIBLIOGRAFIA Diadema ANEXO A Análise granulométrica Mauá ANEXO B Cálculo das concentrações utilizando o método matricial Secagem... 24

3 RESUMO Todos os seres vivos do planeta estão expostos diariamente às radiações ionizantes presentes no meio ambiente. Um dos tipos de radiação ionizante é a radiação gama, ou seja, trata-se de uma radiação que tem energia suficiente para ionizar átomos e moléculas. As radiações ionizantes estão presentes no planeta terra desde a sua formação, portanto trata-se de um fenômeno natural. Elementos radioativos podem ser encontrados em tudo o que nos cerca, em gases, na água dos oceanos, em seres vivos, plantas, rochas e solos, e é interessante conhecer sua concentração a fim de detectar possíveis locais onde a atividade seja elevada e talvez prejudicial à saúde da população residente [4]. Este projeto visa o estudo da distribuição dos radionuclídeos 40 K, 238 U e 232 Th em solos de parques e praças na região do Grande ABCD e Mauá, utilizando a técnica de espectroscopia de raios gama. Para este estudo foi utilizado um detector cintilador de NaI(Tl), localizado no Laboratório de Física das Radiações, no Centro Universitário de FEI.

4 1. OBJETIVO Este projeto visa o estudo da taxa de distribuição da atividade de radiação gama natural proveniente de radionuclídeos presentes nos solos de parques da região metropolitana do Grande ABCD e Mauá, a fim de quantificar a dose efetiva de radiação gama a que a população está sujeita diariamente. Foram estudadas as doses efetivas produzidas particularmente pelo isótopo 40 K e pelos elementos das séries do 232 Th e 238 U. Os valores encontrados foram comparados com o valor médio internacional de dose efetiva devido à exposição externa aos raios gama, 0,48 msv/ano, provenientes dos elementos naturais terrestres [1]. 2. REVISÃO BIBLIOGRÁFICA 2.1 A vida e a radiação natural Em todo o planeta, estamos diariamente expostos às radiações ionizantes. Os dois principais contribuintes para esta exposição são: partículas de raios cósmicos de alta energia incidentes na atmosfera terrestre e núcleos radioativos originários da crosta terrestre. A concentração de radionuclídeos 1 varia de acordo com a região e com a formação rochosa da mesma. A interferência humana contribui de forma relevante para essa diferença de concentração através de processos minerais e suas utilizações, como por exemplo, a produção de fertilizantes com fosfato e a queima de combustíveis fósseis [1]. Estudos na área de espectrometria de raios gama, especificamente a radiação gama natural, tem como objetivo mapear a concentração de radionuclideos, determinar suas respectivas atividades e as doses absorvidas e efetivas a que a população local fica exposta diariamente. 2.2 Radiações terrestres As principais fontes de radiação terrestre são as radiações gama emitidas pelos núcleos das séries de decaimento do 238 U e do 232 Th e do 40 K, isso porque a vida média desses elementos é da ordem da idade do planeta Terra. Existem vários outros radionuclideos em nosso planeta, mas suas concentrações são muito baixas, por isso não causam efeitos significantes em nossa existência, alguns exemplos de outros 1 Radionuclideos: Átomos com núcleos instáveis, que emitem radiação.

5 radionuclideos são: 87 Rb, 138 La, 147 Sm, 176 Lu e os núcleos da série de decaimento do 235 U [1] Exposição externa Neste projeto são estudados solos de parques e praças na região do Grande ABCD e Mauá, e para isso é necessário entender como funciona a exposição externa devido a radiações gama. Os grandes níveis de radiação gama são associados à presença de rochas ígneas, como o granito, e níveis baixos são relacionados a rochas sedimentares [1]. Porém, existem algumas exceções, como alguns xistos e rochas de fosfato, que tem uma concentração relativamente alta de radionuclideos [1]. Para os radionuclideos das cadeias de decaimento do urânio e do tório, não podemos assumir que eles estejam em equilíbrio radioativo 2. Os isótopos 238 U e 234 U estão num equilíbrio próximo, à medida que estão separados apenas por dois radionuclideos de meia-vidas curtas, o 234 Th e 234 Pa [1]. O processo de decaimento por si só, pode permitir algumas dissociações dos radionuclideos do decaimento provenientes do material da fonte, facilitando por sua vez a transferência para o meio ambiente. Por isso, o 234 U pode existir em menor quantidade no solo, e em maior quantidade em rios, mares e oceanos. O 226 Ra nesta série de decaimento pode ter uma concentração ligeiramente diferente da concentração do 232 U, pois a separação pode ocorrer entre seu pai 230 Th e o urânio, além do fato de que rádio tem uma grande mobilidade no meio ambiente [1]. Entre os produtos do decaimento do 226 Ra está o gás radônio, que se difunde no solo, reduzindo a taxa de exposição da série do 238 U. Nesta série, o radônio presente é o 222 Rn, que tem uma vida média de somente alguns dias, mas que tem dois produtos de decaimento com tempos de meia vida muito elevados, o 210 Pb e o 210 Po, os quais são importantes na avaliação de doses. Na figura 1 podemos visualizar a série de decaimento do 238 U [1]. 2 Equilíbrio radioativo: Equilíbrio que se estabelece entre diversos membros de uma família radioativa, no qual cada um deles depende da existência do membro anterior [1].

6 (α) Decaimento alfa (β) Decaimento beta *Todos os tempos indicados são tempos de meia-vida dos átomos. Figura 1 Esquema representativo da série de decaimento do 238 U. Fonte: Autor Para a série de decaimento do 232 Th podemos fazer considerações similares, o radionuclideo 228 Ra possui uma meia vida longa o suficiente para permitir alguma separação de seu pai 232 Th. O elemento gasoso da cadeia, o 220 Rn, tem uma meia vida muito curta, assim como seus produtos [1]. A concentração de atividade do 40 K tem uma ordem de magnitude maior do que o 238 U e o 232 Th. Este elemento por sua vez, decai principalmente por β - para o núcleo estável 40 Ca, mas também pode decair por captura eletrônica e emissão gama para o núcleo estável 40 Ar, sendo muito encontrado em solos e minerais, isso se deve ao fato de sua meia-vida ser da ordem de 10 9 anos (vide figura 2). (EC) Captura eletrônica (β - ) Decaimento beta negativo *Todos os tempos indicados são tempos de meia-vida dos átomos. Figura 2 Esquema representativo do decaimento radioativo do 40 K. Fonte: Autor

7 2.3 Formas de interação da radiação com a matéria Para entender o efeito da radiação gama no nosso dia-a-dia, é preciso primeiro compreender de que forma a radiação interage com a matéria. A radiação gama é dita radiação ionizante, pois tem energia suficiente para retirar um elétron da superfície, transformando o átomo momentaneamente em um íon positivo. Por sua vez, o elétron (íon negativo), impulsionado pela energia cinética adquirida, desloca-se pelo meio. Esta energia é dissipada pela interação do elétron com elétrons e núcleos de outros átomos. O processo é interrompido somente quando o elétron (e suas cargas negativas) acaba sendo capturado por moléculas do meio [2]. A interação entre a radiação eletromagnética e a matéria, portanto da radiação gama, acontece principalmente através de três processos: o efeito foto-elétrico, o efeito Compton e a produção de pares elétron-pósitron [2] Efeito Foto-elétrico Um dos três tipos de interação da radiação eletromagnética com a matéria, o efeito foto-elétrico, pode ser descrito da seguinte maneira. Quando um fóton incide na superfície de um material, sua energia é absorvida por um elétron que, por sua vez, é ejetado da superfície com uma energia cinética E. Essa energia é dada pela equação (1). onde h é a constante de Planck, ν é a freqüência do fóton incidente e W é a função trabalho do material. A função trabalho nada mais é a energia que o elétron precisa absorver antes de ser ejetado da superfície do material, caso a energia total do fóton incidente (hν), seja menor do que a função trabalho, o efeito foto-elétrico não ocorre. A figura 3 descreve de forma ilustrativa o efeito foto-elétrico no átomo [2].

8 Elétron ejetado Fóton incidente (λ) Figura 3 - Efeito foto-elétrico no átomo Fonte: Photoelectric_Effect_Schematic-de.svg Efeito Compton No efeito Compton, a radiação eletromagnética incidente se comporta como uma partícula. O efeito é como uma colisão elástica, onde o fóton se choca com o elétron da superfície e sai numa trajetória diferente, mas com conservação de energia e momentum. A figura 4 ilustra o efeito [2]. Elétron ejetado Fóton incidente (λ) Fóton (λ ) Figura 4 - Espalhamento Compton Fonte: Compton_Effect_Schematic-de.svg A energia do fóton após o espalhamento pode ser descrita pela expressão abaixo [2]

9 onde: ν 0 é a freqüência do fóton antes do espalhamento, α = hν 0 / m e c 2 e φ é o ângulo de espalhamento. De forma que, a energia do elétron é simplesmente: 3 A equação pode ser simplificada para: Desta forma, quando o ângulo de espalhamento (φ) for de 180, a energia do fóton é totalmente absorvida pelo elétron, logo, a energia cinética do elétron é máxima. Por sua vez, quando o φ ~ 0, o fóton praticamente não perde energia, e o elétron é ejetado com velocidade praticamente nula na direção perpendicular à do fóton incidente [2] Produção de Pares elétron-pósitron O terceiro modo de interação entre a radiação eletromagnética e a matéria é a produção de pares elétron-pósitron. Esse processo consiste na transformação de um fóton em um elétron e uma nova partícula positiva, ou seja, é a materialização da energia. Como a energia de repouso do elétron é de 0,51 MeV [3], para que haja a produção de pares, o fóton deve ter ao menos energia suficiente para se converter nas massas de dois elétrons, ou seja, 1,02 MeV. Um fóton nunca pode se transformar em um único elétron ou pósitron, pois isso violaria a lei da conservação eletrônica [3]. A produção de pares só ocorre na presença de um campo magnético muito intenso, ou seja, ocorre nas proximidades do núcleo. Devido a este fato, o pósitron criado é repelido com uma energia bem maior do que o elétron atraído. Quando um pósitron encontra um elétron, eles se aniquilam, transformando-se em um fóton com a energia mínima de 1,02 MeV. Na figura 5 podemos visualizar como ocorre a formação de um par elétronpósitron.

10 Figura 5 Formação de um par elétron-pósitron. Fonte: Riscos da radiação gama Quando a radiação gama interage com a matéria (das formas descritas acima), arrancando aleatoriamente um elétron de um átomo do meio, ela rompe, mesmo que momentaneamente, o equilíbrio entre as cargas positivas e negativas do átomo. Para que o equilíbrio seja atingido novamente, é preciso que haja um rearranjo dos elétrons dos outros átomos e moléculas do meio [4]. As propriedades químicas dos elementos vêm da sua configuração eletrônica, quando um átomo perde um elétron, toda sua estrutura pode ser comprometida pelo rearranjo de elétrons, na busca por uma configuração mais estável. Esta busca pode acarretar em uma perda de identidade química da molécula envolvida. Por exemplo, suponhamos uma proteína, que tem uma função específica no corpo humano, se por acaso, essa molécula tiver sua identidade química comprometida pela radiação ionizante, ela pode não ser capaz de realizar sua função [4]. O corpo humano é basicamente formado por átomos de oxigênio, carbono, hidrogênio e nitrogênio, logo, se elétrons forem arrancados da superfície de um átomo no corpo humano, será provavelmente de um desses quatro elementos [4]. Para entender o efeito da perda de identidade química de um átomo ou molécula, é preciso seu papel biológico desempenhado. Enquanto um organismo dispuser de fontes de água, alimentos diversos, oxigênio e do conjunto de enzimas envolvido com todo o metabolismo celular, qualquer molécula biológica, característica de um determinado organismo, poderá, por ele, ser sintetizada e /ou substituída. O que inclui moléculas orgânicas lesadas por ação das radiações ionizantes [4].

11 2.4.1 Danos nas moléculas de DNA A molécula de DNA é responsável pela codificação da estrutura molecular de todas as enzimas de uma célula do corpo humano, portanto, ela é a molécula chave no diagnóstico de danos biológicos. Quando sofre ação direta ou indireta da radiação ionizante a molécula de DNA pode sofrer dois tipos de danos: mutações gênicas ou quebras [4], como ilustrado na figura 6. Figura 6 - Ação das radiações ionizantes numa molécula de DNA Fonte: NOUAILHETAS, YANNICK, Apostila Educativa Radiações Ionizantes e a Vida A mutação gênica ocorre quando alterações são introduzidas na molécula de DNA, o que pode resultar em perda ou transformação de informações codificadas na forma de genes, já a quebra da molécula, resulta em perda da integridade física do material genético. A mensagem codificada no DNA pode sofrer, ou não, alterações pela interação com radiações ionizantes [4], como ilustrado na figura 7. Figura 7 - Tipos de danos causados pelas radiações ionizantes numa molécula de DNA Fonte: NOUAILHETAS, YANNICK, Apostila Educativa Radiações Ionizantes e a Vida Mutações Gênicas Apenas uma parcela das moléculas de DNA codifica genes ativos em um tipo particular de célula, isso devido ao processo de diferenciação celular [4]. Logo, a

12 probabilidade de que a exposição de um humano a radiações ionizantes resulte em alteração na estrutura dos genes funcionais é relativamente pequena. As células que sofrem mutações em genes funcionais apresentam alterações de maior ou menor importância, dependendo principalmente do estágio de desenvolvimento que se encontram no momento da exposição. Por conseqüência, a exposição à radiação ionizante em doses excessivas é mais perigosa para recém-nascidos ou mesmo para gestantes [4] Quebras de moléculas de DNA Num processo de divisão celular, a célula mãe duplica o material genético e o distribui entre as células filhas, de modo que cada uma delas receba integralmente o código genético contido na célula mãe. Caso haja o comprometimento da célula mãe, pela exposição a radiações ionizantes, ela não consegue completar o processo de divisão, tendo sua morte como conseqüência, no caso de células que não sofrem processo de divisão, elas podem conter inúmeras quebras de moléculas de DNA sem que suas funções sejam prejudicadas [4], como ilustrado na figura 8. Figura 8 Resumo das conseqüências da ionização de moléculas de DNA Fonte: NOUAILHETAS, YANNICK, Apostila Educativa Radiações Ionizantes e a Vida

13 Câncer radioinduzido As mutações podem ser consideradas os primeiros passos para o processo de cancerização 3 de uma célula, porém mutações radioinduzidas não evoluem obrigatoriamente para o câncer. Entre o momento da mutação e a manifestação de um câncer pode haver um período de tempo grande, como anos ou mesmo décadas. Quanto maior a dose absorvida, maior a probabilidade de desenvolver a doença [4] Efeitos da radio exposição de um ser humano Para analisar o efeito da radiação ionizante em um indivíduo é preciso levar em conta a forma de exposição (localizada ou corpo inteiro), a taxa de exposição (crônica ou aguda) e a dose absorvida (alta ou baixa). Qualquer dose absorvida pose levar ao câncer ou matar células do corpo humano, o processo depende da probabilidade de dano, probabilidade de mutações precursoras de câncer e número de células mortas. Quanto maior a taxa de exposição e maior a dose absorvida, maior a probabilidade de ocorrência de problemas [4]. Na tabela 1 podem ser vistos os diversos tipos de efeitos de acordo com as respectivas doses absorvidas. Tabela 1 Efeitos de uma radioexposição aguda em adulto. FORMA DOSE ABSORVIDA SINTOMATOLOGIA Infra-clínica Inferior a 1 Gy Ausência de sintomatologia na maioria dos indivíduos. Reações gerais leves 1-2 Gy Astenia, náuseas, vômitos (3 a 6 hs após a exposição; sedação em 24 hs.) Hematopoiética leve 2-4 Gy Função medular atingida: linfopenia, leucopenia trombopenia, anemia; recuperação em 6 meses. Hematopoiética grave 4-6 Gy Função medular gravemente atingida. DL ,5 Gy Morte de 50% dos indivíduos irradiados. Gastro-intestinal 6-7 Gy Diarréia, vômitos, hemorragias, morte 5 ou 6 dias. Pulmonar 8-9 Gy Insuficiência respiratória aguda, coma e morte entre 14 e 36 h. Cerebral superior a 10 Gy Morte em poucas horas por colapso Fonte: NOUAILHETAS, YANNICK, Apostila Educativa Radiações Ionizantes e a Vida 3 Degenerescência cancerosa.

14 2.5 Detectores de Radiação Para a coleta de dados de radiação gama emitida foi utilizado o sistema de espectrometria gama do Laboratório de Física das Radiações (LAFIR), no Centro Universitário da FEI, que consiste num detector cintilador de NaI(Tl). Para Efeito de comparação, uma amostra foi analisada utilizando-se o sistema de detecção do Instituto de Física da USP, composto por um detector semicondutor de germânio hiperpuro (HPGe). O detector de HPGe apresenta uma resolução em energia da ordem de 2.5 kev, enquanto que o detector cintilador de NaI(Tl) apresenta uma resolução em energia da ordem de 70 kev para o pico de raios gama emitido no decaimento do isótopo 40 K Detectores Cintiladores Os detectores cintiladores são geralmente empregados em sistemas de detecção e medidas da energia de radiação, especialmente para raios gama. O processo de detecção nesse tipo de detectores envolve uma série de etapas sucessivas até a obtenção final de um pulso de carga, proporcional à energia depositada pela radiação no detector: a radiação interage com o material, produzindo excitações e ionizações no mesmo que, ao decair, produzem radiação na faixa de freqüências da luz visível. Por sua vez essa radiação é absorvida no foto-cátodo de uma fotomultiplicadora por efeito fotoelétrico, os elétrons livres produzidos são multiplicados na fotomultiplicadora até o momento em que tenham intensidade suficiente para produzir um pulso de centenas de mv de altura [5]. Uma das características mais importantes dos materiais cintiladores é o tempo de decaimento dos estados excitados que produzem a radiação na faixa de freqüências da luz visível, em geral, os materiais inorgânicos usuais, (tabela 2) têm constantes de tempo de decaimento elevadas, de centenas de nano segundos, isso faz com que esse tipo de material não seja aplicado quando é necessária a determinação do instante de detecção da radiação ( timming ). Outra característica importante é a fração de energia depositada no detector que é efetivamente transformada em luz. Os cristais de iodeto de sódio dopados com tálio (NaTl) podem ser facilmente crescidos e usinados em diferentes formas, e tem uma excelente propagação de luz, sua grande desvantagem é que esse material é higroscópico (que tem tendência de absorver água), o que obriga a sua manipulação em locais com atmosfera controlada e utilização de recipientes sempre selados [5].

15 Tabela 2 Propriedades de alguns cintiladores inorgânicos (cristais) Material Altura Densidad λ max. Índice Tempo de Tempo de Luminosidade relativa e (g/cm3) (nm) refr. decaim. (μs) subida (μs) (fótons/mev) do Pulso NaI(Tl) 3, ,85 0,23 0, ,00 CsI(Tl) 4, ,80 1,00 4, ,49 CsI(Na) 4, ,84 0,63 4, ,11 BGO 7, ,15 0,30 0, ,13 BaF2 lento 4, ,49 0,62 3, ,13 BaF2 rápido 4, ,6 ns - - 0,03 Fonte: Zamboni, C. B.: Fundamentos da Física dos Nêutrons, pág. 43 A estrutura básica da fotomultiplicadora, ou no caso, eletromultiplicadora, está ilustrada na figura 9. Os fótons produzidos no cintilador são absorvidos pelo foto-cátodo em geral metálico e extremamente fino. A espessura é determinada pelo compromisso entre a eficiência para absorção dos fótons de luz (espessura maior) e a probabilidade dos elétrons produzidos atravessarem a espessura do material, atingindo a superfície mais interna com energia suficiente para vencer a função de trabalho e escapar [5]. A eficiência do foto-cátodo é definida pelo número de elétrons emitidos por fóton incidente, e é tipicamente 10-20%. Os número de elétrons emergentes do foto-cátodo é tipicamente de alguns milhares, para uma radiação incidente de 1 MeV de energia [5]. Este número não é suficiente para uma utilização direta, isso justifica o uso da fotomultiplicadora. Esse processo consiste em acelerar os elétrons em direção a eletrodos da fotomultiplicadora chamados dínodos, a diferença de potencial criada entre cada par de dínodos é da ordem de uma centena de volts. Quando os elétrons atingem os eletrodos, eles transferem sua energia para os elétrons do metal, que, eventualmente, adquirem energia suficiente para vencer a função trabalho. Em condições usuais nas fotomultiplicadoras, cada elétron incidente faz com que 4-6 elétrons sejam ejetados, e por sua vez, os elétrons ejetados, são acelerados em direção ao eletrodo consecutivo, e assim sucessivamente [5]. A energia com que os elétrons são ejetados do dínodo é muito baixa (1-2 ev), com a aceleração de uma DDP de cerca de 100 V, eles sempre atingem o eletrodo consecutivo com energia de aproximadamente 100 ev, e o fator de multiplicação entre cada dínodo é praticamente constante [5]. Fotomultiplicadoras usuais têm cerca de 10 estágios de multiplicação e, portanto, o ganho total é de cerca de 5 10 = 10 7 [5].

16 Figura 9 Fotomultiplicadora Fonte: Photomultiplier_schema_de.png Resolução em energia A resolução em energia dos detectores é convencionalmente definida pela largura total a meia altura (FWHM) da distribuição de valores de carga coletada correspondente à detecção de eventos idênticos [5]. A resolução em energia é uma conseqüência da flutuação estatística dos eventos envolvidos na produção de portadores de carga, este processo tem muitas etapas envolvidas (ionizações, excitações, etc.) e a probabilidade que eles ocorram é pequena, logo a flutuação na quantidade de carga produzida Q é dada pela distribuição de Poisson (proporcional a Q). Quando esse valor é observado experimentalmente, nota-se que a flutuação é muito menor que a prevista pela aproximação estatística, isso indica que as etapas de produção de cada portador de carga individual não são estatisticamente independentes. A razão entre as flutuações experimentais e previstas pela distribuição de Poisson é conhecida como fator de Fano. O fator de Fano é sempre menor que 1, e quanto menor o fator, melhor a resolução em energia desses detectores [5] Tempo de Coleta O tempo de coleta de carga nos detectores é um fator muito importante. A dependência da corrente produzida em função do tempo em um detector ideal pode ser vista na figura 10. A utilização dessa informação envolve um tratamento eletrônico complexo, no qual a conversão é feita por um pré-amplificador, caracterizado por sua

17 resistência e capacitância equivalente. Em geral, a constante de tempo dada pelo produto RC é maior que o tempo de coleta de carga (t c ), de modo que o pulso típico gerado é como o da figura 11 [5]. Figura 10 - Variação temporal da corrente em um detector ideal. A integral sobre a curva corresponde à carga total gerada pela partícula detectada. Figura 11 - Tensão versus tempo, V(t) (curva pontilhada), na saída de um pré-amplificador sensível à carga. O pulso de corrente, i(t) (curva cheia), também é mostrado. Fonte: Zamboni, C. B.: Fundamentos da Física dos Nêutrons, pág Detectores Semicondutores x Cintiladores A introdução de detectores semicondutores começa na década de 60, o aparecimento desta inovação tecnológica trouxe uma melhoria significativa na resolução em energia desses dispositivos, muito superior à dos detectores cintiladores ou a gás. No caso de detectores de raios gama, por exemplo, obtém-se uma resolução da ordem de 0,1%, comparados com 6-8% dos cintiladores. O início da utilização de detectores de germânio é considerado a inauguração de uma nova era na espectroscopia nuclear. Nos detectores de germânio hiper-puro empregados na espectroscopia de raios gama, o germânio utilizado tem um alto grau de pureza, a concentração de contaminantes é de cerca de 1 parte em 10 12, com certeza o material mais puro já obtido em grande escala [5]. A energia necessária para a radiação ionizante produzir um par elétron-buraco, é de cerca de 3 ev no Si ou Ge. Já nos detectores cintiladores é necessária uma carga de 100 ev [5], por isso, a resolução dos semicondutores é elevada. As figuras 12 e 13 representam os espectros de um mesmo parque da cidade de Diadema, utilizando paralelamente detectores cintilador de NaI(Tl) e semicondutor de HPGe.

18 Figura 12 Espectro da amostra parque Takebe 001 obtido com detector de NaI(Tl). Fonte: Autor Figura 13 Espectro da amostra parque Takebe 002 obtido com detector de HPGe. Fonte: Autor Podemos observas nos gráficos que o espectro obtido com o detector de HPGe apresenta uma resolução melhor, o que facilita a análise dos picos estudados.

19 3. PROCEDIMENTO EXPERIMENTAL 3.1 Coletas de amostras Foram realizadas coletas de amostras de solo para o estudo da radiação gama natural em parques e praças das cidades de: Santo André, São Caetano do Sul, Diadema e Mauá. Para a coleta das amostras foi utilizado uma escavadeira mecânica cilíndrica (75 x 35 mm), com aproximadamente 1 m de altura, feita de aço (vide figura 14). As amostras foram coletadas a uma profundidade mínima de 30 cm, e em cada local foram anotadas as coordenadas geográficas e a altitude. O material coletado foi inicialmente armazenado em sacos plásticos higienizados. Figura 14 Escavadeira manual utilizada na coleta de amostras Fonte: Autor Locais de Coleta Em cada uma das quatro cidades (Santo André, São Caetano do Sul, Diadema e Mauá), foram coletados materiais em cada parque ou praça. Ao todo foram analisados cinco parques em cada cidade, sendo coletadas duas amostras por parque, totalizando 40 amostras analisadas. Os locais de coleta de material em cada uma das quatro cidades foram escolhidos devido ao grande fluxo de pessoas que freqüentam o local e também de forma que fossem estudados parques em regiões distintas. A seguir estão indicados os locais de onde foram retirados materiais para o preparo das amostras, e também a massa final da amostra seca e homogeneizada.

20 Santo André Parque Regional da Criança Crianças001: elevação: 2641 ft S: WO: m: g Crianças002: elevação: 2559 ft S: WO: m: g Parque Celso Daniel Daniel001: elevação: 2241 ft S: WO: m: g Daniel002: elevação: 2557 ft S: WO: m: g Praça Antônio Fláquer (Ipiranguinha) Ipiran001: elevação: 2566 ft S: WO: m: g Ipiran002: elevação: 2573 ft S: WO: m: g Parque Central Central001: elevação: 2449 ft S: WO: m: g Central002: elevação: 2527 ft S: WO: m: g Cemitério Jardim Santo André André001: elevação: 2737 ft S: WO: m: g André002: elevação: 2635 ft S: WO: m: g

21 Maria002: elevação: 2551 ft S: WO: m: g São Caetano do Sul Praça Mauá Mauá001: elevação: 2433 ft S: WO: m: g Mauá002: elevação: 2451 ft S: WO: m: g Espaço Verde Chico Mendes Chico001: elevação: 2353 ft S: WO: m: g Chico002: elevação: 2468 ft S: WO: m: g Escola de Ecologia Jânio Quadros Ecolo001: elevação: 2563 ft S: WO: m: g Ecolo002: elevação: 2483 ft S: WO: m: g Bosque do Povo Povo001: elevação: 2527 ft S: WO: m: g Povo002: elevação: 2472 ft S: WO: m: g Parque Santa Maria Maria001: elevação: 2526 ft S: WO: m: g

22 Nog002: elevação: 2573 ft S: WO: m: g Diadema Praça da Moça Moça001: elevação: 2640 ft S: WO: m: g Moça002: elevação: 2556 ft S: WO: m: g Parque do Paço Paço001: elevação: 2573 ft S: WO: m: g Paço002: elevação: 2609 ft S: WO: m: g Parque Takebe Takebe001: elevação: 2568 ft S: WO: m: g Takebe002: elevação: 2552 ft S: WO: m: g Parque Pousada dos Jesuítas Jesu001: elevação: 2656 ft S: WO: m: g Jesu002: elevação: 2670 ft S: WO: m: g Centro Cultural Vila Nogueira Nog001: elevação: 2520 ft S: WO: m: g

23 JLM002: elevação: 2568 ft S: WO: m: g Mauá Parque Ecológico do Guapituba Guapi001: elevação: 2636 ft S: WO: m: g Guapi002: elevação: 2602 ft S: WO: m: g Praça da Bíblia Bíblia001: elevação: 2535 ft S: WO: m: g Bíblia002: elevação: 2612 ft S: WO: m: g Praça Orsélio de Godoy Godoy001: elevação: 2525 ft S: WO: m: g Godoy002: elevação: 2550 ft S: WO: m: g Parque Ecológico Santa Luzia Luzia001: elevação: 2736 ft S: WO: m: g Luzia002: elevação: 2754 ft S: WO: m: g Praça João Leite de Morais JLM001: elevação: 2546 ft S: WO: m: g

24 3.2 Secagem O material coletado, referente a cada ponto a ser analisado, foi colocado em um recipiente de vidro temperado e em seguida submetido a um processo de secagem durante aproximadamente 24 horas, a uma temperatura de 100 C. Para que a secagem fosse realizada com eficiência máxima, foram realizadas pesagens periódicas até que a massa de material fosse constante. Para o procedimento foram utilizadas estufas e balanças analíticas do Centro de Laboratórios Químicos da FEI (CLQ-FEI) (vide figura 15). Figura 15 Balança analítica e estufas do CLQ - FEI Fonte: Autor 3.3 Homogeneização Após as 24 horas de secagem o material retirado da estufa foi encaminhado ao Laboratório de Física das Radiações (LAFIR), localizado no Centro Universitário da FEI. Já no laboratório, o material coletado passou por processos de moagem a seco e em seguida peneiramento, visando a uniformização dos tamanhos dos grãos de solo. Posteriormente foi realizada a determinação do tamanho médio das partículas presentes numa amostra de solo através da técnica de análise granulométrica (vida ANEXO A), e o diâmetro médio das partículas calculado foi de 0,120 (17) mm. Para a realização dos processos de moagem a seco e peneiramento, foram utilizados um almofariz, um pistilo e uma peneira de uso doméstico (figura 16).

25 Figura 16 Almofariz, pistilo e peneira doméstica Fonte: Autor. 3.4 Pesagem Após a homogeneização completa do material e uniformidade dos tamanhos de grão, elas foram inseridas em recipientes plásticos previamente pesados numa balança analítica. As massas finais das amostras homogeneizadas e secas foram obtidas aplicando uma nova pesagem, e em seguida subtraindo a massa do pote. Para o procedimento foi utilizada a mesma balança analítica da etapa 3.2. (vide figura 16). 3.5 Armazenamento Por fim, todas as amostras foram vedadas utilizando fita isolante e rotuladas, com o nome específico, a massa final de solo e o dia em que foi armazenada (vide figura 17). Antes das amostras serem ensaiadas para obter as medidas de radiação gama, elas permaneceram em repouso durante um período de 28 dias, período suficiente para que houvesse o equilíbrio secular do radônio presente [8]. Figura 17 Recipiente plástico utilizado para armazenamento e análise das amostras Fonte: Autor

26 3.6 Aquisições de dados Para a aquisição de dados de radiação gama emitida foi utilizado o sistema de espectrometria gama do Laboratório de Física de Radiações (LAFIR) (figura 18), localizado no Centro Universitário da FEI. Cada amostra permaneceu em detecção durante 8 horas Sistema de detecção do LAFIR O sistema de detecção do LAFIR consiste num detector cintilador de NaI(Tl), associado a uma placa ADC (Analogic Digital Conversor), uma fotomultiplicadora (PMT), uma fonte de alta tensão, um amplificador e uma conexão USB ao software utilizado na aquisição (GENIE 2000) [6]. O detector de NaI(Tl), juntamente com a amostra em análise e a fotomultiplicadora estão isoladas na blindagem de chumbo para evitar contribuições externas de radiação. A fonte de alta tensão é alimentada através do cabo USB, e faz com que o sistema todo funcione. Após o processo de foto multiplicação descrito no item , o amplificador associado transforma a corrente gerada na fotomultiplicadora em um pulso, e na placa ADC os pulsos são atribuídos a canais específicos, ou seja, todo pulso que chegar com a mesma energia será atribuído ao mesmo canal e a cada pulso torna-se uma contagem. Através da relação canal x contagens os espectros de raios gama são gerados pelo programa de aquisição GENIE Figura 18 Sistema de Detecção do Laboratório de Física das Radiações Fonte: Autor

27 3.7 Energias provenientes dos decaimentos radioativos Para a atividade do radionuclídeo 40 K levamos em conta raios gama com a intensidade de 1460 kev do 40 K. Para determinar a atividade dos radionuclídeos 238 U e 232 Th, levamos em conta raios gama com a intensidade de 1764 kev, emitidos no decaimento do 214 Bi, e 2614 kev, referente ao decaimento do 208 Tl. Isso se deve ao fato de que o 214 Bi pertence a série de decaimento do 238 U e o 208 Tl pertence a série de decaimento do 232 Th, e também pelo fato de terem picos com energias maiores, portando, tratam-se de picos mais resolvidos no espectro de radiação gama, evitando auto absorção pela amostra [7]. 3.8 Calibração Para a análise dos espectros de radiação gama obtidos no detector de NaI(Tl), é necessário que se faça a calibração do mesmo. Para isso foi utilizada uma amostra de 60 Co com as mesmas dimensões das amostras padrão e das amostras preparadas no laboratório. O 60 Co é utilizado pelo fato de que ele possui dois picos muito bem definidos, com energias conhecidas [7]. Através desses dois pontos é obtida uma equação de primeira ordem: onde y é a energia do raio gama incidente em kev e x, o canal. Na figura 19 podemos visualizar um espectro da fonte de calibração de 60 Co, obtido com o detector de NaI(Tl). Figura 19 Espectro da fonte de 60 Co utilizada na calibração do equipamento. Fonte: Autor

28 3.9 Radiações de fundo Como vimos durante o desenvolvimento deste estudo, a radiação gama está presente em todos os lugares do nosso planeta, inclusive em nosso laboratório. Por isso, para estudarmos somente a radiação gama proveniente das amostras de solo, é necessário levar em conta a radiação de fundo, presente na sala onde o detector se encontra. Para isso, realizamos um ensaio com o detector vazio (sem amostra), e o espectro obtido é subtraído dos espectros de cada amostra, antes dos cálculos serem realizados. Como existem mudanças continuas no arranjo dos móveis, ou mesmo adição ou retirada de objetos na sala do detector, é necessário que espectros de radiação de fundo sejam obtidos regularmente. A figura 20 mostra um espectro de fundo obtido no dia 25/02/10. Figura 20 Espectro da radiação de fundo, obtido no dia 25/02/10. Fonte: Autor 3.10 Atividades As atividades de cada amostra ensaiada no detector de radiação gama foram calculadas através de uma comparação com amostras padrão dos três radionuclideos estudados ( 40 K, 238 U e 232 Th) Amostras padrão Para o cálculo das atividades das amostras de solo, é utilizado o método de comparação com amostras padrão (com concentrações e atividades conhecidas). As

29 amostras padrão utilizadas para os radionuclideos 40 K, 328 U e 232 Th são regulamentadas pelo International Atomic Energy Institute (IAEA) [9]. Cada amostra foi ensaiada duas vezes no detector, durante um período de 8 horas cada uma, as figuras 21, 22 e 23 mostram os espectros obtidos. Figura 21 Espectros obtidos para a amostra padrão de 40 K (IAEA-RGK-1), o pico de energia 1460,8 kev é o pico relativo ao isótopo 40 K. Fonte: Autor Figura 22 Espectros obtidos para a amostra padrão de 238 U (RGU-1), o pico de energia 1764 kev, em destaque, é o pico referente ao isótopo 238 U. Fonte: Autor

30 Figura 23 Espectros obtidos para a amostra padrão de 232 Th (IAEA-RGTh-1), o pico de energia 2614 kev, em destaque, é o pico referente ao isótopo 232 Th. Fonte: Autor Cálculo da atividade das amostras padrão Suponhamos que em um tempo t um número N(t) de núcleos de uma amostra ainda não decaíram, então, o número (-dn) de núcleos que decaem durante um intervalo de tempo entre t e t+dt é linearmente proporcional a N e também a dt, de modo que temos: ou Integrando a expressão num intervalo entre 0 e t, obtemos: onde Logo, todos os processos de decaimento dependem única e exclusivamente da constante de decaimento (λ), constante essa que varia de acordo com as propriedades do núcleo radioativo. O tempo de meia-vida é definido como o tempo durante o qual uma amostra do material radioativo é reduzida a metade do seu valor inicial, logo, quando N(t) = 0,5 N 0, t = t 1/2. A partir dessa informação podemos obter a relação entre a constante de decaimento (λ) e o tempo de meia vida (t 1/2 ):

31 logo, A atividade (A) de uma amostra radioativa pode ser obtida pela expressão (3.1): portanto onde N é o número de núcleos radioativos em uma amostra e t 1/2 é o tempo de meia vida da mesma. Na tabela 3 podemos ver as características das amostras padrão. Amostra Padrão K 2 SO 4 (IAEA-RGK-1) Massa (200,6 ± 6,4) g Tabela 3 Descrição das amostras padrão. Radionuclideo principal t1/2 Concentração [8] N 40 K 4, s (44,8 ± 0,3) %K 8,3027x10 19 átomos U-ore (RGU-1) Th-ore (IAEA-RGTh-1) Fonte: Autor (170,4 ± 5,5) g (189,6 ± 6,0) g 238 U 1, s (400 ± 2) μg U/g 1, átomos 232 Th 4, s (800 ± 16) μg Th/g 3,936x10 20 átomos Utilizando a expressão (3.7) podemos obter os seguintes valores de atividade (vide tabela 4). Tabela 4 Atividade das amostras padrão. Fonte: Autor Amostra Padrão Atividade (Bq) K 2 SO 4 (IAEA-RGK-1) 1428 (4) U-ore (RGU-1) 847 (4) Th-ore (IAEA-RGTh-1) 614 (12) Áreas das amostras padrão A tabela 5 contém os valores das áreas das amostras padrão, cada uma permaneceu no detector durante um período de 8 horas, sendo que foram obtidos dois espectros por amostra (vide parte 3.10).

32 Amostras Padrões (s) K 2 SO 4 (IAEA-RGK-1) K 2 SO 4 (IAEA-RGK-1) U-ore (RGU-1) U-ore (RGU-1) Th-ore (IAEA-RGTh-1) Th-ore (IAEA-RGTh-1) Fonte: Autor Tabela 5 Área das amostras padrão utilizadas. 40 K Incerteza Cálculo da atividade das amostras 238 U Incerteza 232 Th Incerteza 2,19E+05 5,55E+02 4,68E+02 8,96E+01 2,25E+03 7,67E+01 2,23E+05 5,54E+02 5,34E+02 9,29E+01 2,37E+03 7,41E+01 1,11E+05 5,80E+02 3,82E+02 9,38E+01 1,12E+05 5,75E+02 1,53E+02 9,56E+01 6,19E+04 7,70E+01 6,21E+04 1,89E+02 Pará o cálculo da atividade de uma amostra qualquer utilizamos a seguinte expressão: [ ] 3.12 Cálculo da dose absorvida A dose absorvida de uma amostra é obtida através da atividade da amostra e um coeficiente de conversão de [Bq/kg] para [ngy/h], sendo que 1 Bq é igual a 1 desintegração por segundo e 1 Gy é igual a 1 Joule por segundo. Esse coeficiente varia de acordo com as propriedades do radionuclideo, e cada coeficiente é calculado utilizando-se o método de Monte Carlo 4. Os coeficientes dos três radioisótopos estudados neste trabalho estão na tabela 6. Tabela 6 Coeficientes de conversão para o cálculo das doses absorvidas. Radionuclideo Coeficiente de conversão[ngy/h] / [Bq/kg] 40 K 0, U 0, Th 0,604 Fonte: UNSCEAR.: Sources and Effects of Ionizing Radiation. ANNEX B, Exposures from natural radiation sources. Logo, para o cálculo da dose absorvida de uma amostra, utilizamos a seguinte expressão: 4 Método de Monte Carlo: Método estatístico utilizado em simulações estocásticas.

33 [ ] [ ] [ ] [ ] Lembrando que a dose absorvida deve ser calculada para cada radionuclideo separadamente, isso devido à diferença entre os coeficientes de conversão. A dose absorvida total (proveniente dos três radionuclideos estudados) é calculada através da seguinte expressão: [ ] 3.13 Cálculo da dose efetiva A dose efetiva de uma amostra é obtida através do fator de conversão para radiação gama externa terrestre, que é igual a 0,7 Sv/Gy [1], este valor também é calculado utilizando-se o método de Monte Carlo. Para que possamos comparar com a média anual internacional de dose efetiva per capita de radiação, que é 2,4 msv/ano, é necessário corrigir a expressão de dose absorvida que é dada em horas para anos. Para este cálculo utilizamos a seguinte expressão: [ ] [ ] [ ] [ ] [ ] 3.14 Cálculo da dose biológica equivalente Do ponto de vista de danos biológicos, as radiações devem ser medidas por unidades de dose equivalente, a dose absorvida não é adequada, pois energias iguais de fontes radioativas diferentes produzem efeitos biológicos distintos. Essas variações podem ser normalizadas por um fator de conversão chamado de fator peso, este fator leva em conta riscos a longo prazo devido a exposições crônicas de baixa intensidade, tais como o aparecimento de câncer e leucemia. O fator peso vai de um mínimo de 1, para radiações que depositam relativamente pouca energia por unidade de comprimento, até um máximo de 20, para radiações que depositam mais energia por unidade de tempo [2]. A tabela 7 indica os valores do fator peso para os principais tipos de radiações.

34 Tabela 7 Fator peso para as principais radiações. Tipo de radiação Fator Peso Raios X e raios-gama (todas as energias) 1 Elétrons e múons (todas as energias) 1 Neutrons < 10 kev kev 10 > 100 kev a 2 MeV MeV 10 > 20 MeV 5 Prótons (outros que não os de recuo) > 2 MeV 5 Alfas, fragmentos de fissão e núcleos pesados 20 Fonte: K.C.Chung.: Introdução à Física Nuclear, pg. 170 Para o cálculo da dose biológica equivalente, utilizamos a seguinte expressão: [ ] [ ] No caso particular do nosso estudo, que leva em conta a radiação gama, o fator peso é igual a 1, logo, os valores de dose absorvida calculados já são os valores de dose biológica equivalente Cálculo das concentrações de radionuclideos Um importante parâmetro a ser analisado nesse estudo é a concentração dos radionuclídeos em cada uma das 40 amostras coletadas nos parques e praças do grande ABCD e Mauá. Esse parâmetro pode indicar localidades onde haja altas concentrações ou mesmo nenhuma presença de um determinado radionuclideo. Para isso é realizada uma simples comparação com as amostras padrão, utilizando a seguinte expressão: Cálculo das concentrações utilizando o método matricial Paralelamente ao método descrito acima, foi realizado o cálculo das concentrações das amostras levando em conta a interferência entre os picos analisados, mas os resultados obtidos foram muito semelhantes aos valores antes da correção, isso prova que a correção devido à interferência não é necessária nesse estudo. Todo o método segue descrito no ANEXO B.

35 4. RESULTADOS Foram analisadas as amostras referentes à cidade de Santo André, São Caetano do Sul, Diadema e Mauá. Sendo calculadas a atividade de cada um dos três radionuclideos, as doses absorvidas e doses efetivas para cada parque. 4.1 Atividades de solo. As figuras 24, 25, 26 e 27 mostram a relação entre as atividades das 40 amostras 300,00 250,00 200,00 150,00 100,00 50,00 0,00 Atividades das amostras de Santo André em Bq/kg 40K 238U 232Th Figura 24 Gráfico de colunas com as atividades apresentadas pelas amostras de solo da cidade de Santo André, devido aos radionuclideos 40 K, 238 U e 232 Th. Fonte: Autor 300,00 250,00 200,00 150,00 100,00 50,00 0,00 Atividades das amostras de São Caetano do Sul em Bq/kg 40K 238U 232Th Figura 25 Gráfico de colunas com as atividades apresentadas pelas amostras de solo da cidade de São Caetano do Sul, devido aos radionuclideos 40 K, 238 U e 232 Th. Fonte: Autor

36 300,00 250,00 200,00 150,00 100,00 50,00 0,00 Atividades das amostras de Diadema em Bq/kg 40K 238U 232Th Figura 26 Gráfico de colunas com as atividades apresentadas pelas amostras de solo da cidade de Diadema, devido aos radionuclideos 40 K, 238 U e 232 Th.. Fonte: Autor 300,00 250,00 200,00 150,00 100,00 50,00 0,00 Atividades das amostras de Mauá em Bq/kg 40K 238U 232Th Figura 27 Gráfico de colunas com as atividades apresentadas pelas amostras de solo da cidade de Mauá, devido aos radionuclideos 40 K, 238 U e 232 Th. Fonte: Autor 4.2 Doses absorvidas As doses absorvidas de cada amostra foram calculadas segundo a expressão (3.10). A tabela 8 mostra os resultados obtidos.

37 Dose absorvida Amostra 40 K [ngy/h] Tabela 8 Doses absorvidas nas amostras das 4 cidades. 238 U [ngy/h] 232 Th [ngy/h] BRcentral001 4,31 (55) 5,7 (3,9) 46,3 (5,8) Parque Central 001 BRcentral002 6,45 (57) 8,1 (3,6) 27,6 (5,1) Parque Central 002 BRstoandré001 1,39 (40) 5,0 (3,6) 61,8 (6,5) Jardim Santo André 001 BRstoandré0002 6,63 (59) 10,8 (3,9) 46,0 (5,6) Jardim Santo André 002 BRcrianças001 1,91 (60) 9,7 (3,8) 52,7 (5,8) Parque das Crianças 001 BRcrianças002 0,04 (37) 10,6 (4,7) 64,7 (6,9) Parque das Crianças 002 BRipira001 0,08 (43) 12,2 (4,6) 73,2 (7,2) Ipiranguinha 001 BRipira002novo 2,12 (70) 10,1 (4,3) 69,9 (6,9) Ipiranguinha 002 BRcelso ,6 (4,7) 85,1 (7,8) Parque Celso Daniel 001 BRcelso002 0,55 (40) 13,0 (4,7) 78,4 (7,3) Parque Celso Daniel 002 BRchico001 0,86 (50) 12,3 (4,0) 72,0 (6,9) Parque Chico Mendes 001 BRchico002 2,71 (49) 8,4 (3,7) 70,3 (6,5) Parque Chico Mendes 002 BReco001 7,62 (56) 14,0 (3,4) 56,8 (5,5) Parque ecológico 001 BReco002 5,53 (51) 7,5 (3,5) 53,1 (5,6) Parque ecológico 002 BRpovo001 0,02 (45) 7,4 (3,3) 63,1 (6,9) Parque do Povo 001 BRpovo ,8 (4,1) 87,3 (7,3) Parque do Povo 002 BRmaria001 1,71 (45) 10,1 (3,6) 71,7 (6,3) Parque Santa Maria 001 BRmaria002 1,92 (53) 15,4 (4,1) 72,7 (7,2) Parque Santa Maria 002 BRmaua001 2,63 (46) 11,6 (3,5) 54,4 (5,6) Praça Mauá 001 BRmaua002 2,37 (45) 10,9 (3,2) 15,0 (4,7) Praça Mauá 002 BRmoca001 0,07 (65) 22,5 (4,4) 57,6 (6,2) Praça da Moça 001 BRmoca002 4,51 (47) 8,5 (4,1) 63,3 (6,7) Praça da Moça 002 BRpaco001 11,22 (85) 10,8 (4,3) 53,8 (6,8) Parque do Paço 001 BRpaco002 4,25 (68) 13,1 (4,6) 54,1 (6,6) Parque do Paço 002 BRtakebe001 0,95 (64) 7,2 (4,2) 62,5 (6,4) Parque Takebe 001 BRtakebe002 0,83 (68) 6,6 (3,9) 69,4 (7,4) Parque Takebe 002 BRjesu001 4,77 (77) 17,0 (5,0) 60,9 (6,9) Parque Pousada dos Jesuitas 001 BRjesu002 9,19 (74) 19,1 (4,4) 50,8 (6,3) Parque Pousada dos Jesuitas 002 BRnog001 11,48 (81) 14,5 (4,6) 47,4 (6,3) Centro Cultural Vila Nogueira 001 BRnog002 5,19 (48) 1,8 (3,1) 22,0 (4,1) Centro Cultural Vila Nogueira 002 BRbiblia001 2,85 (48) 17,4 (3,7) 51,6 (5,7) Praça da Bíblia 001 BRbiblia002 0,35 (49) 17,9 (4,1) 106 (8) Praça da Bíblia 002 BRgodoy ,9 (3,2) 29,9 (4,9) Praça Orsélio de Godoy 001 BRgodoy002 3,82 (56) 30,1 (4,5) 70,7 (6,8) Praça Orsélio de Godoy 002 BRguapituba001 2,54 (47) 16,8 (3,7) 61,8 (5,9) Parque do Guapituba 001 BRguapituba002 1,76 (44) 21,5 (3,6) 61,7 (5,8) Parque do Guapituba 002 BRjlm001 1,71 (44) 14,6 (3,5) 41,1 (5,0) Praça João Leite de Moraes 001 BRjlm002 2,51 (47) 31,2 (4,0) 44,3 (5,3) Praça João Leite de Moraes 002 BRluzia001 0,67 (45) 24,2 (3,8) 53,4 (5,6) Parque Santa Luzia 001 BRluzia002 0,34 (56) 22,7 (4,8) 59,7 (6,6) Parque Santa Luzia 002 Fonte: Autor

38 4.3 Doses efetivas A partir das doses absorvidas, foram calculadas as doses efetivas de cada amostra utilizando a expressão (3.11), e uma média foi calculada para cada parque analisado. A tabela 9 mostra os resultados obtidos. Fonte: Autor Tabela 9 Doses efetivas calculadas para todos os parques. Doses Efetivas Local Dose Efetiva [msv/ano] Parque Central 0,302 (58) Jardim Santo André 0,404 (62) Parque das Crianças 0,428 (67) Ipiranguinha 0,514 (73) Parque Celso Daniel 0,573 (77) Parque Chico Mendes 0,511 (67) Parque Ecológico 0,443 (57) Parque do Povo 0,520 (70) Parque Santa Maria 0,533 (68) Praça Mauá 0,297 (54) Praça da Moça 0,480 (67) Parque do Paço 0,452 (70) Parque Takebe 0,453 (70) Parque Pousada dos Jesuitas 0,496 (71) Centro Cultural Vila Nogueira 0,314 (58) Praça da Bíblia 0,603 (70) Praça Orsélio de Godoy 0,446 (62) Parque do Guapituba 0,509 (60) Praça João Leite de Moraes 0,415 (55) Parque Santa Luzia 0,493 (65) Os valores de doses efetivas calculados foram comparados com o valor médio internacional de 0,48 msv/ano, notou-se que 9 parques apresentaram valores de dose efetiva levemente acima do o valor médio indicado pela agência internacional, porém, dentro da incerteza a ser considerada, os valores estão de acordo com os valor médio (vide tabela 10).