UNIVERSIDADE FEDERAL DE MINAS GERAIS - UFMG ESCOLA DE ENGENHARIA DEPARTAMENTO DE ENGENHARIA NUCLEAR CURSO DE CIÊNCIAS E TÉCNICAS NUCLEARES

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1 UNIVERSIDADE FEDERAL DE MINAS GERAIS - UFMG ESCOLA DE ENGENHARIA DEPARTAMENTO DE ENGENHARIA NUCLEAR CURSO DE CIÊNCIAS E TÉCNICAS NUCLEARES CARACTERIZAÇÃO DE UM DOSÍMETRO INDIVIDUAL DE EXTREMIDADES PARA AVALIAÇÃO DO EQUIVALENTE DE DOSE PESSOAL, H P (0,07), EM CAMPOS DE RADIAÇÕES X E GAMA Autor: Peterson Lima Squair Orientadora: Dra. Maria do Socorro Nogueira Co-Orientador: Dr. Teógenes Augusto da Silva Belo Horizonte março de 2008 Escola de Engenharia da UFMG

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3 Peterson Lima Squair CARACTERIZAÇÃO DE UM DOSÍMETRO INDIVIDUAL DE EXTREMIDADES PARA AVALIAÇÃO DO EQUIVALENTE DE DOSE PESSOAL, H P (0,07), EM CAMPOS DE RADIAÇÕES X E GAMA Dissertação apresentada ao Curso de Ciências e Técnicas Nucleares do Departamento de Engenharia Nuclear da Escola de Engenharia da Universidade Federal de Minas Gerais, como requisito parcial à obtenção do grau de Mestre em Ciências e Técnicas Nucleares. Área de concentração: Ciência das radiações Orientadora: Dra. Maria do Socorro Nogueira Co-Orientador: Dr. Teógenes Augusto da Silva Belo Horizonte Escola de Engenharia da UFMG 2008

4 FICHA CATALOGRÁFICA FICHA CATALOGRÁFICA (Biblioteca)

5 DEPARTAMENTO DE ENGENHARIA NUCLEAR PROGRAMA DE PÓS-GRADUAÇÃO EM CIÊNCIAS E TÉCNICAS NUCLEARES TÍTULO DA DISSERTAÇÃO: CARACTERIZAÇÃO DE UM DOSÍMETRO INDIVIDUAL DE EXTREMIDADES PARA AVALIAÇÃO DO EQUIVALENTE DE DOSE PESSOAL, H P (0,07), EM CAMPOS DE RADIAÇÕES X E GAMA ALUNO: PETERSON LIMA SQUAIR Dissertação defendida e aprovada pela comissão examinadora constituída por: BANCA: Dr. Eudice Correia Vilela BANCA: Dr. Arno Heeren de Oliveira CO-ORIENTADOR: Dr. Teógenes Augusto da Silva ORIENTADORA: Dra. Maria do Socorro Nogueira Belo Horizonte, 12 de março de 2008 Área de concentração: Ciências das radiações

6 A Deus, meus pais, irmão, familiares, amigos e em especial à minha querida esposa Olívia.

7 AGRADECIMENTOS À Dra. Maria S. Nogueira e Dr. Teógenes Augusto da Silva pelos sinceros atos de incentivo, apoio, orientação e confiança nestes cinco anos de intenso trabalho e crescimento profissional, intelectual e pessoal, desde estagiário, colega de trabalho e aluno; À grande turma de amigos inesquecíveis do CEFET, Luiz Cláudio, Gilson, Marcos, Racine e Frederico pelo grande apoio e confiança, que muito ajudaram nos momentos mais críticos e em especial ao Paulo Márcio pelas constantes trocas de idéias, colaborações e parceria em vários trabalhos científicos de diversas áreas do conhecimento; Aos amigos do Laboratório de Calibração de Dosímetros, Flávio Ribeiro com sua enorme solidariedade, Paulo Gerken com seu talento técnico, Jorge Machado e Ronaldo Bittar pela colaboração e apoio em todos momentos; Aos amigos Carlos Manoel, Annibal Theotônio, Elton Gomes, Elton Guedes e Thêssa Alonso pelo grande incentivo a realização do curso e por tantas e valiosas ajudas e discussões acadêmicas para fortalecer o conteúdo deste e de outros trabalhos; A todos amigos do Serviço de Dosimetria das Radiações (SN2) pela força e coleguismo durante a realização deste trabalho; Aos amigos Paulo Maletta, Marco Aurélio, Pablo Grossi, Ricardo Ferracini, Fausto Carvalho, e Márcio Tadeu pelo incentivo e confiança sempre depositada; Aos professores do Departamento de Engenharia Nuclear, que ajudaram na difusão do conhecimento para a sustentação do trabalho; E a todos que de forma direta ou indireta ajudaram durante o desenvolvimento deste trabalho, muito obrigado.

8 RESUMO Durante o desenvolvimento e implantação de um novo sistema dosimétrico é necessário a realização de testes de caracterização deste, visando garantir os resultados das medidas. Os testes de caracterização avaliam o desempenho e consistência das respostas dos dosímetros em relação a diversos parâmetros de referência, como verificação da alteração da resposta em relação a condições ambientais e período de leitura, dependência energética, entre outras. Estes testes devem ser estabelecidos por regulamentações nacionais, sendo responsáveis pelo estabelecimento dos parâmetros de aceitação. Entretanto, no Brasil, ainda não existem exigências para avaliação do desempenho de dosímetros de extremidades. Nesta situação são adotadas as recomendações da norma internacional ISO específicas para este tipo de dosimetria. Neste trabalho foi realizada a calibração e todos os testes de caracterização em um novo modelo de dosímetro de extremidades utilizando o detector termoluminescente TL de LiF:Mg,Ti (TLD-100) encapsulado entre duas camadas de PTFE-Teflon com 5 mg.cm -2. Este encapsulamento e leitura do detector TL é possível devido o polímero de PTFE- Teflon suportar a alta temperatura de leitura (300ºC), realizada na leitora TL Harshaw modelo 4500, sem mudar sua forma física e com baixa atenuação do sinal de luminescence emitida pelo TLD-100. Sendo o objetivo principal da proteção radiológica proporcionar um padrão de proteção do ser humano sem limitar os benefícios decorrentes da utilização das radiações ionizantes, torna-se necessário a verificação dos valores de dose a que os indivíduos ocupacionalmente expostos estão recebendo nestas práticas e compará-las com os valores limites estabelecidos por normas. Para comparar estes valores, torna-se necessário que utilize as grandezas dosimétricas adequadas com todo procedimento metrológico bem estabelecido visando alcançar a confiabilidade nas medidas, proporcionando a realização da proteção radiológica. Com este intuito foram criadas as grandezas operacionais para a realização de medidas que possuem estimativas conservadoras da grandeza de proteção. A dose efetiva e a dose equivalente são grandezas de proteção para avaliação de efeitos deletérios, estocásticos, relacionados a radiação ionizante. Para avaliação da dose equivalente nas extremidades é utilizado a grandeza operacional Equivalente de Dose Pessoal, H P (d), onde a profundidade d corresponde a 0,07 mm, devido a pele ser o órgão de maior risco nas extremidades.

9 Todos os testes de tipo foram executados com o Equivalente de Dose Pessoal, H P (0,07). Os testes de caracterização consistiram de homogeneidade do lote de detectores, reprodutibilidade individual do detector, linearidade, desvanecimento, limite de detecção, auto irradiação, sinal residual, efeito de exposição a luz, dependência angular e energética para fótons e radiação beta. O sistema dosimétrico de extremidades foi aprovado em todos os testes de desempenho previstos pela norma internacional ISO para fontes de radiações X e gama, não podendo ser utilizado para avaliação de campos de radiação beta e foram identificadas todos as fontes de incerteza e suas respectivas influência relativas ao sistema.

10 ABSTRACT In a dosimetry laboratory during the development and implementation of a dosimetric system for routine use, type tests play a very important role. Type tests enable the evaluation of the consistency and the performance of the dosemeter response characteristics under some adopted reference parameters. National regulatory organizations are responsible for the establishment of such parameters; in Brazil, nowadays, requirements for the performance of extremity dosemeters do not exist, therefore the ISO recommendations are still adopted. Calibration and type tests were performed in an extremity dosimetry system based on LiF:Mg,Ti (TLD-100) detector that was encapsulated between two layers of PTFE-Teflon with 5 mg.cm -2. The PTFE-Teflon supports the high temperature of reading (300ºC), in a Harshaw 4500 reader, without changing its physical form and with low attenuation of the luminescence signal emitted by the TLD-100. Effective dose is the radiation protection quantity assessed for control purposes related to stochastic effects of ionising radiation. Operational quantities have been defined to provide conservative estimates of the protection quantity, effective dose. For the monitoring of dose in the skin, including the skin of the body extremity, the relevant operational quantity is the personal dose equivalent at the 0.07 mm depth, Hp(0.07). All type tests were performed with the personal dose equivalent Hp(0.07). Type tests consisted of batch homogeneity, reproducibility, linearity, fading, detection threshold, self-irradiation, residual signal, effects of light exposure, angle and energy dependence of response for photons and beta rays. This work was based on ISO and the extremity dosimetric system complied with all requirements.

11 LISTA DE FIGURAS Página Figura 1 Relação das grandezas de proteção, operacional e física Figura 2 Representação esquemática dos dois principais estágios do processo de termoluminescência...29 Figura 3 Processo físico da termoluminescência Figura 4 Curva de emissão TL do detector de LiF:Mg,Ti...31 Figura 5 Sistema da leitora de TLD...37 Figura 6 Detector TL de LiF:Mg,Ti desmontado e encapsulado...40 Figura 7 Anel dosimétrico para extremidades Figura 8 Leitora Harshaw Figura 9 Suporte de leitura do cartão TL...43 Figura 10 Forno PTW para tratamentos térmicos Figura 11 Simulador de dedo ICRU Figura 12 Irradiador gama STS OB Figura 13 Equipamento de raios X Pantak Siefert Isovolt HS320 sem e com blindagem externa...48 Figura 14 Irradiador beta BSS Figura 15 Posicionamento do material atenuador na bandeja de aquecimento da leitora TL Figura 16 Irradiador de detectores TL com fonte beta de 90 Sr/ 90 Y modelo 2210 da Thermo Electron...53 Figura 17 Curva de emissão do TLD-100 com desvanecimento de 60 dias Figura 18 Forno PTW automatizado Figura 19 Posicionamento dos dosímetros para o teste de exposição à luz...64 Figura 20 Posicionamento dos dosímetros para o teste de dependência angular. 67 Figura 21 Irradiador gama e equipamento de raios X utilizados Figura 22 Irradiador beta BSS2 utilizado nas irradiações Figura 23 Curvas de emissão TL atenuadas por diferentes materiais Figura 24 Atenuação da emissão TL por diferentes materiais Figura 25 Estabilidade da leitora TL...74 Figura 26 Histograma de reprodutibilidade para todo grupo de detectores TL...81

12 Figura 27 Linearidade da resposta do detector TL em H P (0,07) Figura 28 Desvanecimento do sinal TL em função do tempo de armazenamento. 85 Figura 29 Leitura de dosímetros não irradiados Figura 30 Comparação entre resultados das leituras individuais do L D padrão e pós-irradiação de 100 msv...89 Figura 31 Avaliação do efeito do sinal residual na resposta para 2 msv Figura 32 Resultados de leituras individuais dos dosímetros para verificação de alteração do L D quando expostos a luz Figura 33 Resultados de leituras individuais dos dosímetros para verificação de alteração da resposta quando expostos a luz Figura 34 Dependência angular da resposta do dosímetro de extremidades Figura 35 Dependência energética do dosímetro de extremidades para fótons..102 Figura 36 Dependência energética do dosímetro de extremidades para radiação beta

13 LISTA DE TABELAS Página Tabela 1 Fatores de peso da radiação...28 Tabela 2 Características de alguns detectores TL comerciais Tabela 3 Limites de dose regulamentados...38 Tabela 4 Configuração do TTP para o detector TL de LiF:Mg,Ti encapsulado em PTFE-Teflon...44 Tabela 5 Radiações de referêcia ISO e taxa de kerma no ar...49 Tabela 6 Feixes de raios X similares a radiação de referência da norma ISO utilizadas Tabela 7 Característica das irradiações beta Tabela 8 - Fator de sensibilidade individual Tabela 9 Leituras dos dosímetros não irradiados...77 Tabela 10 Determinação do Coeficiente de Calibração N C Tabela 11 Resultado do teste de homogeneidade Tabela 12 Teste de reprodutibilidade Tabela 13 Resultado do teste de linearidade Tabela 16 Variação do sinal TL nas duas regiões (ROI-1 e ROI-2) em função do tempo de armazenamento...84 Tabela 14 Parâmetros para determinação do desvanecimento de dosímetros irradiados com 5 msv e armazenados por 30 dias a condições padrões de temperatura Tabela 15 Parâmetros para determinação do desvanecimento de dosímetros irradiados com 5 msv e armazenados por 24 horas a temperatura de 40ºC Tabela 17 Parâmetros para determinação do L D do sistema TL em H P (0,07)...88 Tabela 18 Parâmetros para determinação da auto-irradiação Tabela 19 Parâmetros para determinação do L D do sistema TL em H P (0,07) após irradiação de 100 msv...90 Tabela 20 Parâmetros para determinação do efeito na resposta do sistema após irradiação de 100 msv...91 Tabela 21 Resultado das leituras do teste de exposição a luz sobre o L D....93

14 Tabela 22 Resultado das leituras do teste de exposição a luz sobre a resposta dos dosímetros...95 Tabela 23 Leituras do teste de dependência angular para os ângulos compreendidos entre 0º e 60º Tabela 24 Determinação dos f A para ângulos de irradiação entre 0º e 340º...98 Tabela 25 Dependência energética para fótons em espectros estreitos (N)...99 Tabela 26 Dependência energética para fótons em espectros largos (W) Tabela 27 Determinação dos f E para energias referentes a espectros estreitos (N), largos (W). e fontes (S) Tabela 28 Leituras do teste de dependência energética para radiação beta Tabela 29 - Fontes de incerteza com suas respectivas influências...107

15 LISTA DE SIGLAS E ABREVIATURAS CDTN CNEN ICRP ICRU IEC IRD ISO PTB PMMA SRD LDT LCD TL TLD BG ROI PMT TTP RCF LED L D L N C U C U IC k - Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear - Comissão Nacional de Energia Nuclear - International Commission on Radiological Protection - International Commission on Radiation Units and Measurements - International Electrotechnical Commission - Instituto de Radioproteção e Dosimetria - International Organization for Standardization - Physikalisch Technische Bundesanstalt - Polimetilmetacrilato - Serviço de Registro de Dose - Laboratório de Dosimetria Termoluminescente - Laboratório de Calibração de Dosímetros - Termoluminescente - Dosimetro Termoluminescente - Radiação de fundo - Region of interest - Photomultiplier Tube - Time Temperature Profile - Reader Calibration Factor - Light Emission Diode - Limite Inferior de Detecção - Leitura - Coeficiente de calibração - Incerteza combinada - Incerteza Expandida - Intervalo de confiança - Fator de abrangência

16 SUMÁRIO RESUMO... VII ABSTRACT... IX LISTA DE FIGURAS... X LISTA DE TABELAS... XII LISTA DE SIGLAS E ABREVIATURAS... XIV 1. INTRODUÇÃO...19 FUNDAMENTOS TEÓRICOS ESTADO DA ARTE GRANDEZAS DOSIMÉTRICAS Grandezas primárias ou físicas Kerma, K Dose absorvida, D Grandezas operacionais Equivalente de dose pessoal, H P (d) Grandezas de proteção Dose equivalente, H T DOSIMETRIA TERMOLUMINESCENTE Características de dosímetros TL Tratamentos Térmicos Desvanecimento Dependência com taxa de dose Triboluminescência Homogeneidade e Reprodutibilidade Dependência energética Dependência angular Limite Inferior de detecção Sistema de leitura TL DOSIMETRIA DE EXTREMIDADES METROLOGIA...39

17 2. MATERIAIS E MÉTODOS MATERIAIS Detector Suporte do Detector TL Anel Dosimétrico Leitura dos dosímetros Características de leitura Tratamento térmico Sistema de Irradiações Simulador de dedo ICRU Irradiador Gama Feixes de Raios X Irradiador Beta METODOLOGIA Influência do suporte do Detector no sinal TL Estabilidade da Leitora TL Avaliação do Hp(0,07) Determinação do Fator de Sensibilidade Individual, f S Calibração do sistema em H P (0,07) Testes de Homogeneidade e Reprodutibilidade Teste da Linearidade Teste do Desvanecimento Teste do Limite Inferior de Detecção Teste da Auto Irradiação Teste para Avaliação do Sinal Residual Teste do Efeito de Exposição à Luz Teste da Dependência Angular Teste da Dependência Energética RESULTADOS E DISCUSSÃO VERIFICAÇÃO DA INFLUÊNCIA DO SUPORTE DO DETECTOR NA EMISSÃO TL ESTABILIDADE DA LEITORA TL FATOR DE SENSIBILIDADE INDIVIDUAL, F S CALIBRAÇÃO DO SISTEMA...77

18 3.5 TESTES DE CARACTERIZAÇÃO DOS DOSÍMETROS TL Homogeneidade e Reprodutibilidade Linearidade Desvanecimento Limite inferior de detecção Auto-irradiação Influência do Sinal residual Efeito sobre o limite de detecção Efeito sobre a resposta dos detectores Efeito da exposição a luz Efeito sobre detectores não irradiados Efeito sobre a resposta dos detectores Dependência angular Dependência energética Fótons Betas INCERTEZA DO SISTEMA DOSIMÉTRICO CONCLUSÃO REFERÊNCIA BIBLIOGRÁFICA...109

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20 19 1. INTRODUÇÃO Trabalhadores profissionalmente expostos a fontes externas de radiação são, normalmente, monitorados por meio de um monitor individual posicionado em um local representativo da parte mais exposta do corpo. O principal objetivo da monitoração individual é avaliar a dose recebida por cada indivíduo durante um período específico, permitindo assim a avaliação das condições de trabalho, e a comparação com os limites de dose estabelecidos. Nas situações onde as extremidades do corpo humano são as partes mais expostas, é necessário o uso de um monitor individual específico. A boa prática no campo do radiodiagnóstico, medicina nuclear, assim como nas aplicações dos radionuclídeos, na indústria nuclear, na utilização dos raios X e demais radiações, requer, entre outras coisas, o conhecimento das doses recebidas pelo profissional que trabalha na área. Para este fim, o Instituto de Radioproteção e Dosimetria - IRD/CNEN tem autorizado o funcionamento de vários Centros ou Serviço de Monitoração Individual Externa - SMIE. Deles obtém os resultados das medidas efetuadas com os dosímetros que, obrigatoriamente são usados durante o trabalho por indivíduos ocupacionalmente expostas. No momento, são certificados, apenas, os sistemas de monitoração para exposições de corpo inteiro avaliando a dose individual com a grandeza Equivalente de Dose para Fótons, H X (CASMIE, 1995). Embora não exista, no país, processos de certificação para serviços de monitoração de extremidades, alguns laboratórios, além de fornecerem a monitoração de corpo inteiro, disponibilizam, também, a monitoração de extremidades. Entretanto, atualmente no Brasil está em estudos à aplicabilidade e conveniência da utilização das atuais grandezas operacionais, como a equivalente de dose pessoal (CNEN A, 2005). Sendo o objetivo principal da proteção radiológica proporcionar um padrão de proteção do ser humano sem limitar os benefícios decorrentes da utilização das radiações ionizantes, torna-se necessário a verificação dos valores de dose a que os indivíduos ocupacionalmente expostos estão recebendo nestas práticas e compará-

21 20 las com os valores limites estabelecidos por normas (CNEN B, 2005; MS, 1998). Para comparar estes valores, torna-se necessário que utilize as grandezas dosimétricas adequadas com todo procedimento metrológico bem estabelecido visando alcançar a confiabilidade nas medidas, proporcionando a realização da proteção radiológica (IAEA, 2000). Este trabalho visa reduzir uma carência brasileira na área de monitoração individual através da caracterização de um sistema dosimétrico de extremidades, permitindo avaliar com confiabilidade os níveis de exposições nas mãos dos indivíduos ocupacionalmente expostos, aplicando regulamentações internacionais para avaliação da grandeza operacional Equivalente de Dose Pessoal na profundidade de 0,07 mm H P (0,07), que melhor estima a grandeza de proteção Dose Equivalente nas extremidades, onde o tecido de maior relevância é a pele. Neste trabalho foi realizado a calibração e testes de caracterização de um novo dosímetro de extremidades desenvolvido pelo Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear CDTN, tendo como detector termoluminescente o cristal de LiF:Mg,Ti encapsulado no polímero PTFE-Teflon com identificação individual e leitura através de gás inerte aquecido.

22 21 FUNDAMENTOS TEÓRICOS 1.1 Estado da Arte Com a intenção do uso adequado e seguro das radiações ionizantes foi criada a Comissão Internacional de Proteção Radiológica ICRP, que fornece recomendações para subsídio na elaboração das normas e regulamentos emitidos pelos órgãos nacionais de regulamentação de diversos países (ICRP, 1991). No Brasil, em relação às instalações radiativas e nucleares, cabe a Comissão Nacional de Energia Nuclear - CNEN emitir normas e regulamentações pertinentes ao uso de material radioativo e de fontes de radiação ionizante, assim como estabelecer as normas de Proteção. (CNEN, 2005 B ) Na área médica de radiodiagnóstico, o órgão regulador é o Ministério da Saúde por meio da Vigilância Sanitária, que estabeleceu as Diretrizes Básicas de Proteção Radiológica em Radiodiagnóstico Médico e Odontológico através da publicação da Portaria 453/98. (MS, 1998) Os limites de dose de radiação, recomendados pela ICRP publicação 60 (ICRP, 1991), são os limites internacionalmente aceitos. No Brasil, os limites anuais de dose para indivíduos ocupacionalmente expostos e do público são estabelecidos pelas normas CNEN-NN-3.01 e Portaria.453/98, que seguem as recomendações da ICRP. Em certas atividades profissionais, a monitoração do tronco pode não ser totalmente adequada quando está envolvida a exposição de outras partes do corpo humano, tais como: mãos, braços, pés ou olhos. Nestes casos são necessários modelos específicos de dosímetros que possibilitem estimar a dose equivalente, ou seja, avaliar a grandeza operacional Equivalente de Dose Pessoal. Atualmente no Brasil existe apenas regulamentação que especifica, em termos de um padrão de desempenho, características físicas e dosimétricas de dosímetros cujo funcionamento está baseado nos fenômenos fotográficos ou termoluminescentes destinados à monitoração individual de indivíduos ocupacionalmente expostos à

23 22 radiações X e gama para avaliação da dose no tronco, buscando estimar a dose efetiva (CASMIE, 1995). Esta regulamentação não abrange a monitoração de extremidades. Considerando-se publicações sobre monitoração das mãos, o uso de monitores individuais, na forma de anéis, pode ocasionar certo grau de desconforto e tornar-se inconveniente. Em certos tipos de trabalho, estes monitores podem tornar-se um empecilho, diminuindo a sensibilidade e habilidade dos dedos. Além disto, muitos são inadequados para o uso da equipe médica em algumas situações, pois não aceitam a esterilização. Desta forma estes tipos de monitores individuais são pouco aceitos quando comparados aos monitores de corpo inteiro (FIGEL, et al. 1999; THIND, et al. 1987). Diversos modelos de monitores individuais de extremidades encontram-se descritos na literatura internacional (FIGEL, et al. 1999; YUEN, et al. 1999; MEBHAH, et al. 1993; BEDOGNI, et al., 2001). Alguns monitores, além de satisfazerem os requisitos de desempenho estabelecidos na norma ISO 12794, reúnem qualidades apropriadas para diversas aplicações, como por exemplo, a possibilidade de esterilização do monitor, o que permite o seu uso durante procedimentos médicos. Outros possuem a desvantagem de terem formato e dimensões que impossibilitam a sua utilização em algumas atividades ou ainda não atendem aos requisitos internacionais da norma ISO. O Brasil já possui um sistema dosimétrico de extremidades no Centro Regional de Ciências Nucleares CRCN, implantado com aplicação dos testes descritos pela norma ISO e calibrados na atual grandeza operacional Equivalente de Dose Pessoal H P (0,07) (VILELA, et al. 2001) e no ano de 2003 o CDTN iniciou um projeto de fabricação e calibração de um novo modelo de dosímetro de extremidades que consiste em encapsular o detector TL de LiF:Mg,Ti em um polímero de PTFE-Teflon (SQUAIR, et al. 2005). Existe atualmente um grande esforço para a melhoria dos sistemas dosimétricos de extremidades quanto à radiação beta. Estes esforços proporcionam um grande avanço nos estudos das características de certos cristais termoluminescentes para

24 23 campos de radiação compostos por radiações eletromagnéticas e betas. Tem-se como exemplos, os cristais de LiF:Mg,Ti, LiF:Mg,Cu,P (BILSKI, et al. 1996; BOSCHUNG, et al. 2000; PERÉZ et al. 2002). 1.2 Grandezas dosimétricas Desde a descoberta da radiação, o homem percebeu a necessidade de quantificar a radiação ionizante. À medida que as pesquisas foram desenvolvidas, aumentando os conhecimentos sobre as interações da radiação com a matéria, sobre os efeitos biológicos causados por elas e com o surgimento de novos métodos computacionais, foram introduzidos novos conceitos quanto às grandezas mais apropriadas a serem utilizadas (ICRU 1998; ICRP 1991). A quantificação da radiação recebida pelo homem cumpre um importante papel para os propósitos de planejamento e atuação da proteção radiológica e cumprimento de normas regulatórias introduzidas em função dos conhecimentos adquiridos nesta área. Basicamente, as grandezas podem ser divididas em três grupos (Figura 1): Grandezas primárias ou físicas Grandezas dosimétricas ou de proteção Grandezas operacionais Esta divisão das grandezas ocorre devido a grandeza de proteção não ser diretamente mensurável, desta forma foram criadas as grandezas operacionais que estimam as de proteção. As grandezas físicas são utilizadas na caracterização de campos de radiação em laboratórios e através destas com aplicação de coeficientes de conversão estabelecidos por norma consegue-se obter as grandezas operacionais.

25 24 GRANDEZAS FÍSICAS (Grandezas Primárias) Kerma, K Dose Absorvida,D Cálculos usando Q(L) e Cálculos usando w R simuladores. Validadas por w T e simuladores medidas e cálculos. antropomórficos. GRANDEZAS OPERACIONAIS Equivalente de Dose Pessoal, H P (d) Equivalente de Dose Ambiental, H * (d) Equivalente de Dose Direcional, H (d,ω) GRANDEZAS DE PROTEÇÃO Dose Absorvida no órgão, D T Dose Equivalente, H T Dose Efetiva, E Comparadas por medidas e cálculos (usando w R, w T e simuladores antropomórficos) Figura 1 - Relação das grandezas de proteção, operacional e física Grandezas primárias ou físicas As grandezas físicas ou primárias são grandezas diretamente mensuráveis (ICRU, 1993) e universalmente aceitas para caracterização de campos de radiação Kerma, K O Kerma é definido pela ICRU como sendo a razão entre de tr e dm, onde de tr é a soma da energia cinética inicial de todas as partículas carregadas liberadas por partículas sem carga em um volume de massa dm (ICRU, 1998) ou seja:

26 25 K detr = (1) dm A unidade de kerma é J.kg -1 com o nome especial de Gray (Gy) Dose absorvida, D A dose absorvida é o quociente de d ε por dm, onde d ε é a energia média depositada na matéria de massa dm, (ICRU, 1998), ou seja: D dε = (2) dm A unidade de dose absorvida é J.kg -1 com o nome especial de Gray (Gy). A energia média depositada pela radiação ionizante, ε, em um volume de matéria, é dada pela expressão: ε = R R + Q (3) in out onde - R in é soma de todas as energias das partículas ionizantes, com carga ou sem carga, que entram no volume; - R out é a soma de todas as energias das partículas ionizantes, com carga ou sem carga, que saem do volume; - Q é o somatório de todas as mudanças nas energias de repouso dos núcleos e partículas elementares que ocorrem no volume.

27 Grandezas operacionais As grandezas operacionais são grandezas diretamente mensuráveis (ICRU, 1993). Sendo utilizadas tanto em monitoração de área como em monitoração individual, fornecendo uma avaliação conservativa das grandezas de proteção para garantir uma aproximação razoável, não devendo subestimar nem superestimar em demasia (ICRU, 1998). Para tanto, é necessário que a razão entre o valor da grandeza de proteção H prot e o valor da grandeza operacional correspondente H oper satisfaça a condição: H prot / H oper 1. Conceitos de radiação fortemente penetrante e fracamente penetrante foram definidos pela ICRU (ICRU, 1985). A radiação é dita fracamente penetrante quando a dose equivalente recebida por uma pequena área qualquer da pele for maior do que 10 vezes a dose efetiva. Caso contrário à radiação é dita fortemente penetrante. Na monitoração de extremidades a grandeza operacional utilizada é a equivalente de dose pessoal na profundidade de 0,07 mm H P (0,07) devido a pele ser o órgão de maior influência quanto aos efeitos deletérios da radiação Equivalente de dose pessoal, H P (d) O equivalente de dose pessoal é o equivalente de dose em tecido mole, numa profundidade d, abaixo de um ponto especificado sobre o corpo. A unidade utilizada é o J.kg -1, sendo o nome especial de Sievert (Sv). Na utilização de H P (d), é necessário incluir a especificação da profundidade d em milímetros, a qual a grandeza se refere. Para radiações fracamente penetrantes, são empregadas as profundidades de 0,07 mm para pele e 3 mm para o cristalino. Neste caso, a grandeza seria representada por H P (0,07) e H P (3), respectivamente. Para radiações fortemente penetrantes é recomendado o valor de 10 mm.

28 27 Para a calibração dos monitores em H P (d) devem-se utilizar simuladores confeccionados de PMMA (polimetilmetacrilato) recomendado pela ICRU (ICRU, 1992), e aplicar os coeficientes de conversão entre as grandezas Kerma e Equivalente de dose pessoal para a determinada energia e ângulo de incidência Grandezas de proteção As grandezas limitantes ou de proteção são aquelas definidas com a função de indicar o risco para o homem da exposição à radiação ionizante. A intenção da ICRP, ao recomendar a adoção desta grandeza é prevenir o aparecimento de efeitos determinísticos, pela manutenção das doses abaixo de níveis apropriados, e garantir que todos os passos exeqüíveis fossem tomados para reduzir a indução de efeitos estocásticos. Para a monitoração de extremidades a grandeza de proteção recomendada é a Dose Equivalente Dose equivalente, H T A dose equivalente é a dose absorvida média em um órgão ou tecido, multiplicada por um fator de ponderação w R relativo à radiação incidente R. H T, R wr. DT, R = (4) Se o campo de radiação é composto por radiações com diferentes valores de w R, H T é definido como: H = w. D, (5) T R R T R

29 28 A unidade utilizada é o J.kg -1, denominado de Sievert (Sv), onde: - D T,R é a dose absorvida média no órgão ou tecido T, relativa à radiação R. - w R são os valores apresentados pela ICRP (ICRP, 1991) como fatores de peso das radiações (Tabela 1). Tabela 1 Fatores de peso da radiação. Tipo e faixa de energia da radiação w R Fótons, para qualquer energia 1 Elétrons e mésons µ, para qualquer energia* 1 Nêutrons <10 kev 5 10 kev a 100 kev 10 > 100 kev a 2 MeV 20 > 2 MeV a 20 MeV 10 > 20 MeV 5 Prótons, outros prótons além dos de recuo, energia > 2 MeV 5 Partículas alfa, fragmentos de fissão, núcleos pesados 20 * Excluindo os elétrons Auger emitidos no DNA, para os quais são necessárias considerações microdosimétricas. Fonte: ICRP 1991.

30 Dosimetria termoluminescente A termoluminescência TL é a emissão de luz por um isolante ou semicondutor, termicamente estimulado após a absorção de energia da radiação a que este material foi exposto, passando de um estado de equilíbrio para o metaestável. O processo termoluminescente envolve dois estágios: O primeiro, o material é exposto à radiação (em uma determinada temperatura) e armazena a energia proveniente desta; o segundo, o material é aquecido e a energia armazenada é liberada em forma de luz (Figura 2). Figura 2 Representação esquemática dos dois principais estágios do processo de termoluminescência. O processo físico da termoluminescência emprega o conceito de bandas dos sólidos com relação aos seus níveis eletrônicos de energia. Quando um cristal termoluminescente é exposto à radiação ionizante, esta fornece energia aos seus elétrons no estado fundamental na banda de valência, de tal modo que eles se tornam capazes de passar para a banda de condução, caso esta seja superior a enegia de ligação do elétron, deixando um buraco nesta. O elétron e o buraco movem-se então através do cristal até que ocorram recombinações ou a sua captura em estados metaestáveis de energia, normalmente denominados de armadilhas e

31 30 localizados na banda proibida (Figura 3). Estas armadilhas estão associadas a impurezas ou imperfeições da rede cristalina que criam poços de pontencial locais. Quando aquecidos, os elétrons adquirem energia térmica suficiente para migrar livremente pelo cristal até serem capturados novamente por armadilhas ou recombinados com portadores opostos. Se a recombinação ocorre com a emissão de luz, uma curva de emissão TL pode ser observada. A curva de emissão TL de um material representa a luz emitida pelo cristal como função da temperatura ou do tempo de aquecimento (Figura 4), consistindo em geral de vários picos, sendo que cada um deles está associado a um tipo de armadilha e recombinação. Figura 3 Processo físico da termoluminescência.

32 ,4x10 5 Curva de Emissão TL (LiF:Mg,Ti) Variação da Temperatura 450 1,2x Intensidade (pc) 1,0x10 5 8,0x10 4 6,0x10 4 4,0x10 4 2,0x Temperatura C 0, Canais Figura 4 Curva de emissão TL do detector de LiF:Mg,Ti Desta dose absorvida pelo fósforo TL, somente uma pequena parte da energia depositada é emitida como luz quando a substância é aquecida. Para o LiF:Mg,Ti (TLD-100), por exemplo, é estimada uma perda de 99,96% da energia depositada pela radiação ionizante. (ATTIX, 2004) Características de dosímetros TL Vários tipos de materiais termoluminescentes estão disponíveis para muitos tipos de aplicação como: dosimetria pessoal de corpo inteiro, dosimetria pessoal de extremidade, monitoração ambiental, dosimetria de altas doses e outros. Pode-se citar: fluoreto de lítio (LiF), borato de lítio (Li 2 B 4 O 7 ), fluoreto de cálcio (CaF 2 ), óxido de berilio (BeO) e óxido de alumínio (Al 2 O 3 ). O LiF é o mais comumente utilizado devido ao número atômico baixo (8,2), ligeiramente maior que o do tecido ou do ar. Aos fósforos são adicionados ativadores ou dopantes que aumentam a sensibilidade e a capacidade do cristal em criar níveis intermediários de energia, responsáveis pela retenção de parte da energia depositada pela radiação. Como exemplos têm-se

33 32 o magnésio e titânio como ativadores do fluoreto de lítio (LiF:Mg,Ti) e o disprósio para o sulfato de cálcio (CaSO 4 :Dy) (Harshaw, 1998). Os dosímetros para avaliação de campo de radiação beta ou mistos devem ser bastante finos e possuir uma boa sensibilidade a este tipo de partículas como o CaSO 4 :Dy grafitado (DAROS et al., 2000; OLIVEIRA, 2004). Para que um material TL seja utilizado como dosímetro é desejável que ele apresente algumas propriedades, que podem variar conforme seu campo de aplicação. A Tabela 2 apresenta algumas características de alguns detectores TL disponíveis comercialmente. Entretanto, de modo geral, um TL deve possuir as seguintes características: Elevada eficiência na emissão de luz; Estabilidade com variações na temperatura e condições de utilização; Espectro de emissão TL na faixa de sensibilidade do instrumento de leitura; Boa reprodutibilidade; Não toxidez; Baixo custo; Resposta linear no intervalo de interesse.

34 33 Tabela 2 Características de alguns detectores TL comerciais. Características LiF:Mg,Ti Li 2 B 4 O 7 :Mn CaF 2 :Mn CaF 2 :Dy CaSO 4 :Dy BeO Densidade (g/cm 3 ) 2,64 2,3 3,18 3,18 2,61 3,01 Nº atômico efetivo TL p/30 kev a 60 Co Pico principal (ºC) 8,2 7,4 16,6 16,6 15,6 7,1 1,3 0, Pico de emissão (nm) Linearidade p/ 60 Co (Gy) Limite utilização (Gy) Saturação (Gy) x10 3 8x x10 3 3x x10 3 3x10 3 Eficiência p/ 60 Co referente ao LiF 1 0, ,60 Desvanecimento 25ºC 5% em 1 ano 10% em 2 meses 1% em 1 dia 13% em 1 mês 6% em 6 meses 8% em 3 meses Sensibilidade à luz Estabilidade química Toxidez Fonte: Maurício, 1998 fraca média forte forte média forte boa higroscópio boa boa boa boa grande se ingerido grande se ingerido baixa baixa baixa grande se inalado Tratamentos Térmicos Para a reutilização confiável dos detectores TL, dependendo do material, é necessário o uso de procedimentos para tratar termicamente os detectores. Este tratamento térmico possui duas etapas: Recozimento; utilizado com o objetivo de restabelecer o equilíbrio termodinâmico no material antes da irradiação, garantindo que todas as armadilhas sejam recombinadas, estando completamente limpo (zerado) antes da exposição.

35 34 Tratamento de Pré-leitura; utilizado com o objetivo de retirar intencionalmente as armadilhas pouco estáveis (rasas) à temperatura ambiente antes da leitura TL, garantindo o resultado correto da dose. Este tratamento é de grande importância para redução do efeito do desvanecimento Desvanecimento O desvanecimento ou Fading, é o processo onde ocorre a perda não intencional da informação latente, ou seja, sua resposta. O desvanecimento pode ter várias causas, sendo a principal causa a térmica. No desvanecimento térmico, as armadilhas mais rasas desvanecerão mais rapidamente que as mais profundas devido a maior probabilidade de transição (WEINSTEIN, et al., 2003). Isto pode gerar grandes erros na avaliação da dose e, para evitar isto, as armadilhas rasas devem ser liberadas intensionalmente com tratamento térmico de pré-leitura ou outra metodologia adequada Dependência com taxa de dose Estudos realizados demonstram que a resposta dos detectores TL mais comumente utilizados (Tabela 2) não são modificadas até taxas de dose ate 10 9 Gy.s -1. Para fins de radioproteção, a resposta destes detectores podem ser consideradas independente da taxa de dose. (MAURÍCIO, 1998) Triboluminescência A triboluminescência é um sinal espúrio que deve ser evitado. As tensões superficiais criadas liberam sua energia em forma de luz durante o processo de

36 35 aquecimento. Sendo um fenômeno superficial, a triboluminescência depende fortemente da forma física do detector, sendo maior quanto maior for sua área superficial em relação ao volume. Este problema da triboluminescência pode ser evitado apenas aquecendo o detector TL na ausência de oxigênio, isto é, em atmosfera inerte, normalmente atmosfera de nitrogênio gasoso. (MAURÍCIO, 1998) Homogeneidade e Reprodutibilidade A homogeneidade do lote de detectores termoluminescentes representa a variação das leituras individuais em relação à média das leituras do lote e a reprodutibilidade do detector representa a capacidade dos dosímetros de manterem estáveis os resultados individualmente durante utilizações sucessivas Dependência energética A dependência energética de um detector termoluminescente representa a variação do sinal de resposta com relação a energia da radiação ionizante incidente. Esta característica dos detectores é normalmente representativa para baixas energias, menores que 100 kev Dependência angular A dependência angular ou sensibilidade do instrumento para a direção da radiação incidente é provocada pela não uniformidade física do detector. Esta dependência da resposta com o ângulo de incidência da radiação é observado através da redução da leitura quando aumentado o ângulo de irradiação; sendo agravado quando existe materiais atenuadores. (GUIMARÃES, et al., 2007)

37 Limite Inferior de detecção O limite inferior de detecção L D é a menor dose que pode ser detectada para um determinado nível de confiança de um sistema de monitoração individual. Para a redução destes limites podem ser aplicadas diferentes técnicas de avaliação do sinal termoluminescente, sempre com a intenção de melhorar o resultado. Uma das técnicas utilizadas é a deconvolução da curva de emissão característica do detector termoluminescente. (BURKE, SUTTON, 1997) Sistema de leitura TL Os leitores de sinal dos detectores TL podem ser manuais ou automáticos, sendo que ambos modelos possuem três partes básicas (Figura 5): Sistema de aquecimento, que consiste em fornecer energia térmica ao detector TL para que ocorra a recombinação do elétron na camada de valência emitindo luz visível. Este processo de aquecimento pode ser através de resistência elétrica ao por fluxo de gás inerte aquecido; Sistema de detecção da luz para captação do sinal TL emitido pelo detector. Este sistema é constituído por lentes que direcionam o feixe de luz a tubos fotomultiplicadores, gerando o sinal elétrico com intensidade proporcional a a emissão de luz; Sistema eletrônico, que consiste na amplificação e coleta do sinal elétrico obtendo o resultado da leitura em carga elétrica e o sistema mecânico para a obtenção da vedação de todo o sistema contra a possível entrada de luz e obtenção de ambiente inerte (gás inerte) no sistema de detecção TL.

38 37 Figura 5 Sistema da leitora de TLD. 1.4 Dosimetria de Extremidades O objetivo principal da dosimetria é o auxílio à realização da Proteção Radiológica, demonstrando que um nível apropriado de proteção foi alcançado, onde a sua base é proporcionar um padrão de proteção ao ser humano e atualmente ao meio ambiente sem limitar os benefícios decorrentes da utilização das radiações ionizantes (ICRP, 2007). Toda prática onde se emprega o uso das radiações ionizantes deve obedecer três princípios básicos de Proteção Radiológica: justificação, otimização e limitação de dose. Quanto à limitação de dose, diretamente relacionada com a dosimetria, estão os limites recomendados pela ICRP e regulamentados através das normas nacionais Portaria 453/98 do Ministério da Saúde para radiodiagnóstico médico e odontológico

39 38 e CNEN-NN-3.01 para as demais áreas. Estes limites de dose são diferenciados quanto a área do corpo irradiado e tipo de pessoa, indivíduo ocupacionalmente exposto ou indivíduo do público (Tabela 3). Tendo que não é aplicado limites de dose para exposições médicas, neste caso aplicam-se níveis de referência. Tabela 3 Limites de dose regulamentados. O valor mais elevado da limitação de dose nas extremidades está diretamente relacionada com dados epidemiológicos disponíveis que indicam que o câncer de pele ocorre, primariamente, em regiões onde sofreram danos determinísticos. (THIND, 1987) Em casos práticos podem ocorrer situações onde os profissionais possuam partes determinadas do corpo mais expostas como: mãos, braços, pernas, olhos, etc. Nestes casos torna-se necessário a realização de dosimetria especial, como de extremidades. Práticas comuns de necessidade de utilização desta dosimetria são em áreas como radiodiagnóstico com utilização de fluoroscopia (hemodinâmica), medicina nuclear e alguns casos de manipulação de fontes radioativas na indústria (PERKINS, GILVIN, 2002).

40 Metrologia A necessidade da calibração de um dosímetro pessoal é de extrema importância para a confiabilidade dos valores medidos; sabendo-se que estes valores informam o nível de exposição do indivíduo à radiação e verificam a aplicação dos métodos de radioproteção associados a determinada prática (ISO/ASTM, 2002). Existem normas a serem aplicadas durante o procedimento de calibração dos dosímetros pessoais na grandeza de interesse, como a ISO 4037/1996 e ISO.12794/2000, que informam as condições de calibração para campos de radiação X e gama (ISO A, 1996; ISO 2000). Para a realização da calibração do dosímetro pessoal é necessária a utilização de uma fonte de referência com seu campo de radiação caracterizado e com confiabilidade metrológica associada. A fonte de referência deve ser obrigatoriamente rastreável pelo padrão nacional ou por padrões internacionais primários. Para toda e qualquer medida prática, estão relacionadas incertezas inerentes quanto aos equipamentos utilizados, técnicas aplicadas e falhas pessoais. Quando há a necessidade de registrar dados obtidos através de experiências práticas, torna-se necessário a apresentação das incertezas destas medidas. Também é necessário que valores de medição venham acompanhados de suas incertezas, inerentes a qualquer processo de medição, estabelecendo a confiabilidade metrológica do sistema (BIPM, et al. 1998).

41 40 2. MATERIAIS E MÉTODOS 2.1 Materiais Detector Foi utilizado como detector o dosímetro termoluminescente (TL) de LiF:Mg,Ti, com (3,2x3,2x0,9)mm 3 fabricado pela Harshaw-Bicron e comercializado com a denominação de TLD-100, encapsulado entre duas camadas de PTFE-Teflon, gerando o suporte do detector TL e identificado através de código de barras, conforme apresentado na Figura 6 (SQUAIR, et al. 2005). O detector de LiF:Mg,Ti é constituído por lítio natural; o espectro de emissão TL ocorre entre 350 nm e 600 nm com o máximo em 400 nm e faixa de utilização entre 10 µgy à 10 Gy (HARSHAW, 1998). Figura 6 Detector TL de LiF:Mg,Ti desmontado e encapsulado.

42 Suporte do Detector TL O suporte para o detector TL deve possuir características físicas apropriadas como: pouca atenuação da luminescência emitida pelo detector TL, resistência a alta temperatura de leitura próxima a 300 ºC e formato físico compatível ao anel e leitora TL utilizados (SQUAIR, et al 2005). Foi utilizado como suporte do detector TL o polímero politetrafluorotileno puro denominado PTFE_Teflon com 5 mg.cm -2. Este material possui características adequadas quanto as propriedades térmicas para utilização em condições de alta temperatura de leitura por possuir ponto de fusão entre 332 ºC à 346 ºC dependendo do método de síntese do polímero; expansão térmica máxima de 3,6 % para a faixa de temperatura de 30 ºC à 250 ºC e coeficiente de condutibilidade térmica de 2,6x10-3 J.(cm.s.ºC) -1 (ICI, 1981) Anel Dosimétrico O anel utilizado para a dosimetria de extremidades, conforme Figura 7, é fabricado pela Harshaw-Bicron, cujas características são aprovadas para tais procedimentos. O anel é fabricado de modo que tenha um compartimento para fixação do cartão dosimétrico de extremidades. Figura 7 Anel dosimétrico para extremidades.

43 Leitura dos dosímetros Para a realização das leituras dos detectores TL, foi utilizado o Laboratório de Dosimetria Termoluminescente (LDT) do CDTN, com um sistema de leitura termoluminescente composto por uma leitora Harshaw, modelo 4500 (Figura 8), acoplada a um micro computador e o software denominado WINREMS (Radiation Evaluation and Management System) da Thermo Electron. A leitora Harshaw modelo 4500 pode realizar leituras de vários tipos de detectores TL, pois permite através do software WinRems controlar vários perfis de aquecimento. Possui dois tubos fotomultiplicadores (PMT Photomultiplier Tube) para coleta do sinal TL e dois modos de aquecimento que permite realizar leituras de detectores desmontados por meio de aquecimento com resistência elétrica ou cartões TL com até quatro detectores através de aquecimento por fluxo de gás inerte (BICRON NE, 1998). O processo de leitura ocorre com a presença do gás nitrogênio para redução de ruído relativo ao efeito da triboluminescência. A temperatura máxima de aquecimento permitida pela leitora é de 400 ºC. A carga TL é coletada durante o tempo de aquisição previamente selecionado em um total de 200 canais. A leitora TL possui um sistema de verificação da estabilidade das fotomultiplicadoras através da leitura de um sinal proveniente de um LED diodo emissor de luz (LED), procedimento denominado como análise da luz de referência. Outro sistema de controle é a verificação do nível de ruído, que pode ser eletrônico e/ou de possível entrada de luz no sistema durante as leituras. (BICRON NE, 1998) O software WinRems armazena os dados e controla as operações da leitora, incluindo os parâmetros de perfil de tempo e aquecimento (TTP), fatores de sensibilidade individual (f s ) e fatores de calibração (RCF). A leitora foi sempre ligada com prazo mínimo de 20 minutos antes do início das leituras para que houvesse a estabilização da máquina e redução do ruído de fundo e sempre utilizado gás nitrogênio ultra puro (analítico - 99,999 %) (BICRON NE, 1998).

44 43 Figura 8 Leitora Harshaw 4500 Para a realização da leitura dos cartões dosimétricos de extremidade foi necessário retirar o cartão dosimétrico do anel e posicioná-lo em um suporte específico para a leitora termoluminescente Harshaw 4500 sem que houvesse a necessidade de violar o suporte do detector, conforme Figura 9. Neste modelo de leitura TL o aquecimento foi realizado através de um fluxo de gás nitrogênio extra puro aquecido, conforme perfil de temperatura desejado. Figura 9 Suporte de leitura do cartão TL.

45 Características de leitura Antes de iniciar a leitura do detector TL, a leitora foi ajustada através do software WinREMS para produzir um ciclo de aquecimento TTP (Perfil de tempo e temperatura) adequado ao detector TL. Para as características físicas dos detectores de LiF:Mg,Ti encapsulados em PTFE- Teflon, foram utilizadas configurações conforme Tabela 4: Tabela 4 Configuração do TTP para o detector TL de LiF:Mg,Ti encapsulado em PTFE-Teflon Função Característica Pré-aquecimento 50 ºC Tempo do pré-aquecimento zero Taxa de aquecimento linear 15 ºC.s -1 Temperatura máxima 300 ºC Tempo de integração da leitura 23,33 s Temperatura de tratamento térmico 300 ºC Tempo de tratamento térmico 6 s Tratamento térmico Para a realização dos tratamentos térmicos dos detectores desmontados foi utilizado o forno automático PTW Freiburg, modelo TLD0, Figura 10. A determinação e controle da temperatura do forno foi realizado através de software, permitindo qualquer valor de temperatura entre 30 e 400ºC com variação máxima de um grau Celsius. Este equipamento permite operar em perfis de tratamento térmico que possuam até um máximo de 10 níveis de temperatura distintos. O tratamento térmico utilizado para recozimento (pós-irradiação) e pré-leitura (préirradiação) foi estabelecido como Tratamento 01, com 400 ºC por 60 minutos e 100 ºC por 120 minutos, e Tratamento 02, com 100 ºC por 10 minutos, respectivamente. Estes tratamentos térmicos foram realizados na fase de seleção dos detectores