A Caminho da Acreditação - Autenticação · de reconhecimento de competência e contribuirá...

A Caminho da Acreditação

Laboratório de Dosimetria Individual de Radiação Externa, do

Instituto Tecnológico e Nuclear

Ana Maria Gonçalves Calado

Dissertação para a obtenção do Grau de Mestre em

Engenharia Química

Júri

Presidente: Prof. João Salvador Fernandes

Orientadores:

Prof.ª Maria das Mercedes Leote Esquível

Dr. João Henrique Garcia Alves

Vogal: Prof.ª Maria de Fátima Coelho Soares Rosa

Novembro de 2009

i

Agradecimentos

A todos os colaboradores do DIRE que me acolheram e me ensinaram em que consiste todo o

trabalho do laboratório.

Aos colegas do LMRI, Luís Santos e João Cardoso, sem cuja colaboração e dedicação não teria sido

possível a realização de todos os ensaios necessários à validação do método.

Em especial ao Dr. João Alves, que desde o primeiro dia se empenhou na minha inserção no grupo

de trabalho e na minha formação na técnica de medida, e que sempre me incentivou a realizar este

trabalho de mestrado, contribuindo com toda a sua experiência e conhecimento e com muita

disponibilidade para tirar dúvidas e rever esta tese.

À Professora Mercedes Esquível, que contribuiu com as suas revisões que em muito ajudaram a

organizar ideias.

A todos os colegas do ITN que de uma ou outra forma me apoiaram.

À minha família e amigos que estiveram por perto durante todas as fases mais cansativas e difíceis.

ii

Resumo

A presente tese reúne o trabalho desenvolvido para apresentar a candidatura do Laboratório de

Dosimetria Individual de Radiação Externa (DIRE), da Unidade de Protecção e Segurança

Radiológica (UPSR) do Instituto Tecnológico e Nuclear (ITN), para acreditação, de acordo com a

norma NP EN ISO/IEC 17025:2005.

Definiu-se o âmbito da acreditação: Determinação de Hp(10) e Hp(0,07) com dosímetros de corpo

inteiro, por termoluminescência, de acordo com o procedimento interno baseado no Decreto-Lei

nº 167/2002, de 18 de Julho e adaptado da norma IEC 61066:2006.

Desenvolveu-se todo o trabalho de validação do método de medida respondendo a todos os

requisitos de Decreto-Lei n.º 167/2002, seguindo a metodologia descrita na norma IEC 61066:2006.

A validação do método está descrita em todo o Capítulo 6 e, para o âmbito definido, compreende:

definição das grandezas de medida;

definição da dose mínima mensurável;

verificação do domínio de medida;

análise da linearidade do sistema;

estudo da dependência energética;

estudo da dependência direccional;

análise da reprodutibilidade dos resultados;

estudo do efeito de fading;

análise de resultados de intercomparações laboratoriais;

cálculo da incerteza associada à medida;

análise da influência das condições ambientais nos resultados dos ensaios.

Elaboraram-se os procedimentos técnicos e de gestão, instruções de trabalho, matriz de

competências e outros documentos necessários à implementação de um Sistema de Gestão da

Qualidade, de acordo com a norma NP EN ISO/IEC 17025:2005. Terminou-se este trabalho com a

elaboração do Manual da Qualidade do DIRE.

Palavras-chave: Sistemas da qualidade, validação de método, dosimetria individual,

termoluminescência.

iii

Abstract The present thesis summarizes all the work that has been done to prepare the External Radiation

Individual Monitoring Laboratory (DIRE), of the Radiological Protection and Safety Unit (UPSR), at the

Nuclear and Technological Institute (ITN-Portugal) towards accreditation, according to ISO/IEC

17025:2005.

The accreditation scope was defined as: Determination of Hp(10) and Hp(0,07) using whole body

thermoluminescence dosemeters in accordance with an internal procedure, based on the Decree

nr. 167/2002 18th July and adapted from the IEC 61066:2006 standard.

All the work for measuring method validation was developed following all requisites of the above

mentioned decree according to the methodology described in IEC 61066:2006.

The method validation is described in Chapter 6 and for the pre-defined scope includes:

measurement quantities definition

definition of the minimum measurable dose (detection threshold)

measurements’ range

system’s linearity study

energy dependence study

directional dependence study

results’ reproducibility

fading effect study

laboratory intercomparison results analysis

measurement uncertainty calculation

environmental conditions’ influence on the tests results.

Technical and management procedures, working instructions, competency definition table and other

documents necessary for the implementation of the Quality Management System, were written in

accordance with ISO/IEC 17025:2005. At the end, the DIRE Quality Manual was created.

Key-words: Quality management systems, method validation, individual monitoring,

thermoluminescence.

iv

Índice

INTRODUÇÃO ........................................................................................................................................ 1

1. ENQUADRAMENTO, LEGISLAÇÃO E NORMAS ............................................................................. 3

1.1 Monitorização da Quantidade de Radiação ...................................................................................... 3

Porquê monitorizar a quantidade de radiação a que a população activa está exposta? ....................... 3

1.2 Legislação Reguladora e Normas ..................................................................................................... 4

2. GRANDEZAS E UNIDADES EM PROTECÇÃO RADIOLÓGICA ..................................................... 7

2.1 Grandezas Físicas Básicas ............................................................................................................... 7

2.2 Grandezas de Protecção ................................................................................................................... 8

2.3 Grandezas Operacionais ................................................................................................................. 10

3. PRINCÍPIOS DA TERMOLUMINESCÊNCIA ................................................................................... 12

3.1 Modelo simplificado que descreve o fenómeno da termoluminescência ........................................ 13

3.2 Termoluminescência do TLD-100 ................................................................................................... 14

3.3 Supralinearidade do TLD-100 ......................................................................................................... 16

4. SISTEMA DE MEDIDA ..................................................................................................................... 18

4.1 Dosímetro ........................................................................................................................................ 18

4.2 Sistema de leitura ............................................................................................................................ 19

5. REQUISITOS DE GESTÃO ............................................................................................................. 24

6. VALIDAÇÃO DO MÉTODO DE ENSAIO A ACREDITAR................................................................ 25

7. MANUAL DA QUALIDADE ............................................................................................................... 53

8. REQUISITOS TÉCNICOS ................................................................................................................ 54

9. CONCLUSÃO ................................................................................................................................... 56

BIBLIOGRAFIA ...................................................................................................................................... 57

ANEXO A ............................................................................................................................................... 60

ANEXO B ............................................................................................................................................... 65

ANEXO C............................................................................................................................................... 93

v

Índice de Figuras

Figura 1 - Fantomas standard. .............................................................................................................. 10

Figura 2 - Modelo simples de dois níveis. ............................................................................................. 14

Figura 3 - Estrutura de dipolos formada pelos pares impureza-lacuna: Mg2+

- Li vacancy. .................. 15

Figura 4 – Curva de termoluminescência do LiF:Mg,Ti. ....................................................................... 16

Figura 5 - Emissão de termoluminescência do TLD-100 em função da dose. ..................................... 17

Figura 6 - Porta-dosímetro Harshaw 8814 e cartão Type LF0110 Blue. .............................................. 18

Figura 7 - Porta-dosímetro Harshaw 8814, cartão Type LF0110 Blue, interior do porta-dosímetro. .... 18

Figura 8 - Leitores Harshaw 6600 e respectivos computadores dedicados. ........................................ 19

Figura 9 - Interior de um leitor Harshaw 6600 ....................................................................................... 20

vi

Índice de Tabelas

Tabela 1 - Factores de ponderação wR segundo o ICRP 60, 1991 e ICRP 103, 2007. ......................... 8

Tabela 2 - Factores de ponderação wT , segundo o ICRP 60, 1991 e ICRP 103, 2007. ........................ 9

vii

Abreviaturas

AIEA (IAEA, do Inglês) Agência Internacional de Energia Atómica

BEV Bundesamt fur Eich- und Vermessungswesen

CIEMAT Centro de Investigaciones Energéticas, Medioambientales y Tecnológicas

DL Decreto-Lei

DGS Direcção-Geral de Saúde

DIRE Dosimetria Individual de Radiação Externa

ECC Element Correction Coefficient

EURADOS European Radiation Dosimetry Group

IT Instrução de Trabalho

ICRP International Commission on Radiological Protection

ICRU International Commission on Radiation Units and Measurements

gU Generic units

IEC International Electrotechnical Commission

ISO International Organization for Standardization

ITN Instituto Tecnológico e Nuclear

LMRI Laboratório de Metrologia das Radiações Ionizantes

N Cartão Nulo (não irradiado)

ppm parte por milhão

PEPAP Programa de Estágios Profissionais na Administração Pública

PMMA Polimetilmetacrilato

PG Procedimento de Gestão

PT Procedimento Técnico

QC Quality Control Card

RCF Reader Calibration Factor

RCD Registo Central de Doses

SGQ Sistema de Gestão da Qualidade

SI Sistema Internacional de Unidades

TL Termoluminescência

viii

TLD-100 Designação comercial de thermoluminescence dosemeter de LiF:Mg,Ti

TTP Time Temperature Profile

UPSR Unidade de Protecção e Segurança Radiológica

1

Introdução

A presente tese reúne o trabalho desenvolvido com o intuito de preparar o Laboratório de Dosimetria

Individual de Radiação Externa (DIRE), da Unidade de Protecção e Segurança Radiológica (UPSR)

do Instituto Tecnológico e Nuclear (ITN), para a acreditação, de acordo com a norma

NP EN ISO/IEC 17025:2005.

Em qualquer empresa é necessário compreender a importância da implementação dum sistema de

gestão da qualidade (SGQ) para que este seja implementado de forma a servir a empresa e a

melhorar os seus resultados.

Muitas empresas deparam-se com a exigência dos seus clientes de ter um sistema de gestão da

qualidade reconhecido oficialmente: certificado ou acreditado.

A obtenção duma garantia em relação a um fornecedor de bens ou serviços é, hoje em dia, vista

como a melhor forma de ter o controlo de todos os passos a montante da empresa.

Devido ao dinamismo do mercado, facilmente uma empresa se vê nas duas posições: a de

fornecedor e a de cliente. Na óptica de qualquer cliente, tudo o que tiver controlo ou reconhecimento

por parte de entidades credíveis externas à empresa, nacionais ou estrangeiras, será sempre mais

bem visto, mais apetecível, mais seguro, numa palavra: melhor. Assim, cada vez mais empresas

recorrem a este reconhecimento externo como forma de angariar e manter clientes: ser um

fornecedor certificado ou acreditado (conforme o caso) tem cada vez mais valor.

Um SGQ devidamente implementado traz transparência porque torna todos os processos claros:

Regula responsabilidades e autoridades claramente;

Estabelece como tarefas devem ser executadas e como estas interagem;

Define os recursos necessários: financeiros, humanos, equipamento, infra-estruturas,

técnicas, métodos.

Deste modo muitas empresas recorrem à implementação dum SGQ reconhecido, de acordo com um

determinado referencial ISO, como ferramenta de marketing: o mesmo produto ou serviço fornecido

por uma empresa não reconhecida será considerado menos fiável.

Há duas maneiras de obter o referido reconhecimento: a certificação e a acreditação, e ambas podem

existir numa mesma empresa:

A certificação é o procedimento através do qual uma entidade dá garantia escrita de

que um produto, processo ou serviço cumpre os requisitos específicos definidos pela

Organização.

A acreditação é o processo através do qual um órgão competente reconhece

formalmente que um organismo ou pessoa é competente para desempenhar tarefas

específicas [22].

Definidos os dois tipos de reconhecimento, facilmente se compreende que para os laboratórios o

mais importante é a acreditação, podendo esta abranger um ou mais laboratórios duma empresa, um

2

ou mais métodos num laboratório, etc., e podendo co-existir com a certificação. Além de todas

vantagens e reconhecimentos que um SGQ traz à empresa, a acreditação, e em particular de acordo

com a NP EN ISO/IEC 17025:2005, é sinónimo de que o laboratório demonstrou a sua competência

técnica, assegurando-se assim a qualidade dos resultados reportados ao cliente.

O DIRE faz a monitorização de trabalhadores profissionalmente expostos a radiações ionizantes,

quanto ao equivalente de dose individual de radiação (externa) recebido no decorrer da sua

actividade profissional.

No caso do DIRE a acreditação com base no referencial NP EN ISO 17025:2005, é importante a nível

de reconhecimento de competência e contribuirá para a optimização de processos e a convergência

para um sistema, todo ele, harmonioso e consequentemente mais fácil de gerir.

A presente Tese descreve o trabalho realizado no DIRE no âmbito do Programa de Estágios

Profissionais na Administração Pública (PEPAP) e nos últimos oito meses. O trabalho é composto

por:

Levantamento da situação no laboratório face aos requisitos da Norma;

Actualização e informatização da documentação e dados existentes, nomeadamente:

Legislação e outros documentos de referência; artigos científicos e relatórios internos do ITN

já publicados sobre a actividade do laboratório);

Elaboração de Procedimentos;

Validação do método.

3

1. Enquadramento, Legislação e Normas

1.1 Monitorização da Quantidade de Radiação

Porquê monitorizar a quantidade de radiação a que a população activa está exposta?

A monitorização contínua dos trabalhadores profissionalmente expostos a radiações ionizantes é

importante e obrigatória, para a implementação dum plano de protecção radiológica nas instalações e

para avaliação das condições de higiene, saúde e segurança no trabalho, cujos parâmetros são

regidos Decreto-Lei n.º 222/2008, que substituiu o Decreto Regulamentar n.º 9/90. Além dos

benefícios já apresentados anteriormente, a monitorização de indivíduos profissionalmente expostos

a radiações ionizantes traz os seguintes benefícios [10]:

Demonstra que as boas práticas no local de trabalho estão a ser aplicadas, o que indica que

a supervisão, a formação e as práticas implementadas são as adequadas;

Demonstra que a estimativa de exposição dos trabalhadores à radiação está dentro dos

limites legais;

Demonstra que as técnicas utilizadas são avaliadas tendo em conta a relação risco de

exposição a radiações versus benefício da actividade;

Há uma avaliação das doses recebidas em caso de acidente;

Dá motivação adicional aos colaboradores para reduzirem a sua exposição, cumprindo as

boas práticas e utilizando o equipamento de segurança;

Fornece dados que podem ser utilizados com fins médicos, ou como base para estudos

epidemiológicos (ou em caso de acidentes graves).

O DIRE faz a monitorização de trabalhadores profissionalmente expostos a radiações ionizantes no

seu ambiente de trabalho. A monitorização é feita com o auxílio de um dosímetro pessoal e

intransmissível que é usado pelo trabalhador no peito, ou na barriga no caso de se tratar duma

mulher grávida [12, 14, 23, 25]. A cada trabalhador são atribuídos dois dosímetros que são avaliados

mensalmente, ou seja, enquanto um está a ser usado, o outro é enviado ao DIRE para avaliação. O

dosímetro está sempre exposto ao mesmo ambiente que o trabalhador e tem na sua estrutura

material sensível à radiação. Esse material simula a estrutura dos tecidos humanos o mais

aproximadamente possível no que respeita à absorção/difusão da energia da radiação e recebe a

mesma radiação que o trabalhador – este material denomina-se tecido-equivalente (vide Capítulo 2).

O dosímetro é composto pelo conjunto do material sensível à radiação (detector) e da estrutura que o

suporta, que contém a filtração adequada à determinação das grandezas operacionais que se

pretende medir (vide Capítulo 2).

O uso de dosímetro não é uma medida preventiva mas sim uma medida de protecção. Atendendo a

que a avaliação da dose é feita à posteriori este tipo de dosímetro é designado por dosímetro

passivo. Para prevenir maior exposição, quando se sabe que o risco desta ocorrer é alto, devem

usar-se dosímetros capazes de fazer uma medição imediata da taxa de dose e/ou da dose

acumulada num dado intervalo de tempo: estes dosímetros dispõem geralmente de um dispositivo

4

que alerte o trabalhador, como por exemplo um sinal sonoro - estes equipamentos são dosímetros

activos.

O dosímetro é de uso individual e é usado durante um período de controlo. Ao fim desse período é

substituído conseguindo-se em laboratório, fazer uma medida da quantidade de radiação a que o

trabalhador esteve exposto. O relatório é enviado à empresa, junto com uma informação que

caracteriza a situação radiológica do trabalhador, devendo ser comunicada ao trabalhador.

Os valores obtidos conduzem a valores de exposição que permitem avaliar sobre a adequação dos

meios de protecção, sua validade e eventualmente sobre a ocorrência de acidentes e suas

consequências. Conduzem também por vezes à detecção de comportamentos não seguros por parte

dos trabalhadores ou à conclusão de que os equipamentos de protecção não são correctamente

usados, diagnosticando-se assim necessidades de formação e sensibilização.

1.2 Legislação Reguladora e Normas

O aparecimento de legislação em Portugal tem por base, em grande parte, de recomendações de

organismos estrangeiros. A International Commission on Radiological Protection (ICRP) define

princípios de protecção e segurança radiológica que vão sendo adoptados por diversas entidades

internacionais, como a Comissão Europeia e a Agência Internacional de Energia Atómica – AIEA -

(por exemplo, ICRP 60, ICRP 103). Por exemplo, a adopção dos princípios e filosofia de Protecção e

Segurança Radiológica da ICRP publicados no ICRP 60 em 1991 [23], deu origem à Directiva

96/29/Euratom (Normas de segurança de base relativas à protecção sanitária da população e dos

trabalhadores contra os perigos resultantes das radiações ionizantes [12]) publicada pela União

Europeia, bem como à SS115 [21] (International Basic Safety Standards for Protection Against

Ionising Radiation and for the Safety of Radiation Sources) publicada pela AIEA.

Em 2007, a ICRP publicou as novas recomendações [25] encontrando-se as duas publicações acima

mencionadas ([12], [21]), neste momento, em processo de revisão. Outro documento de orientação

sobre como implementar os princípios de protecção radiológica são as Recomendações Técnicas

como EUR 14852 EN – Technical recommendations for monitoring individuals occupationally exposed

to external radiation [10] cuja revisão RP 160 foi publicada em Outubro de 2009, [11].

A ICRP e a International Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU) definem

grandezas e unidades importantes em protecção radiológica, analisando todas as problemáticas

associadas à medida e dosimetria; o sistema de grandezas e unidades é praticamente aceite por

todos os Estados permitindo uma harmonização de práticas e procedimentos.

No que diz respeito a normas internacionais, a International Organization for Standardization (ISO) e

a International Electrotechnical Commision (IEC) são as organizações de referência que têm

produzido normas no domínio da dosimetria de radiações: sobre campos de radiação de referência,

equipamentos e metodologia de medida, etc..

As Directivas da União Europeia têm que ser transpostas para legislação nacional. As três Directivas

com interesse para a dosimetria individual são:

5

Directiva 96/29/Euratom, de 13 de Maio de 1996 – Directiva dos trabalhadores e membros do

público:

- Normas de segurança de base relativas à protecção sanitária da população e dos

trabalhadores contra os perigos resultantes das radiações ionizantes.

Directiva 90/641/Euratom de 4 de Dezembro de 1990 – Directiva dos Trabalhadores

Externos.

- Princípios quanto à protecção dos trabalhadores externos sujeitos ao risco de radiações

ionizantes durante a intervenção numa zona controlada.

Directiva 97/43/Euratom de 30 de Junho de 1997 – Directiva do paciente:

- Protecção da saúde das pessoas contra os perigos resultantes de radiações ionizantes em

exposições radiológicas médicas.

A Directiva 96/29/Euratom tem vindo a ser transposta para legislação nacional através de vários

Decretos-Lei respectivamente:

Decreto-Lei n.º 165/2002, 17 Julho – estabelece a criação do Registo Central de Doses e sua

actualização, princípios gerais de protecção radiológica;

Decreto-Lei n.º 167/2002, 18 Julho – define regras relativas ao licenciamento e

funcionamento de entidades que desenvolvem actividades de protecção radiológica, define

trabalhador exposto, Categoria A e B, obrigatoriedade de reportar à Direcção-Geral de Saúde

(DGS) as doses superiores a 2 mSv;

Decreto-Lei n.º 174/2002, 18 Julho – estabelece regras de intervenção em caso de

emergências radiológicas;

Decreto-Lei n.º 180/2002, 8 Agosto – estabelece regras relativas à protecção da saúde contra

exposição a radiações ionizantes em exposições radiológicas médicas;

Decreto-Lei n.º 139/2005, 17 Agosto – define a composição e as competências da Comissão

Independente para a Protecção Radiológica e Segurança Nuclear;

Decreto-Lei n.º 140/2005, 17 Agosto – estabelece os valores de dispensa de declaração de

práticas que envolvam radiações ionizantes;

Decreto-Lei n.º 222/2008, 17 Novembro – estabelece as normas de segurança base em

protecção radiológica, define trabalhador exposto, Categoria A e B;

Decreto-Lei n.º 227/2008, 25 Novembro – define a qualificação profissional em protecção

radiológica.

A Directiva 97/43/Euratom foi transposta para legislação nacional pelo Decreto-Lei n.º 180/2002, de 8

de Agosto.

O Decreto-Lei n.º 222/2008 contém as definições das grandezas de protecção e operacionais (vide

Capítulo 2), limites de dose, princípios de protecção radiológica, e outros elementos importantes para

a dosimetria individual efectuada no DIRE.

De acordo com o Decreto-Lei:

6

“O limite de dose efectiva para os trabalhadores expostos é fixado em 100 mSv por um

período de cinco anos consecutivos, na condição desse valor não ultrapassar uma dose efectiva

máxima de 50 mSv em cada ano.”

“O limite de dose equivalente para a pele é fixado em 500 mSv por ano;”

O Decreto-Lei n.º 222/2008 define ainda duas categorias de trabalhadores expostos (o Decreto-Lei

nº 167/2002 já definia), de acordo com a probabilidade destes receberem doses efectivas superiores

a 6 mSv por ano (Categoria A), ou uma dose equivalente superior a três décimos dos limites anuais

previstos. Os restantes trabalhadores expostos não classificados como sendo de Categoria A são

considerados de Categoria B.

Do mesmo modo, as zonas de trabalho são classificadas como “zonas controladas” ou “zonas

vigiadas” conforme, os trabalhadores estejam sujeitos a receber uma dose equivalente superior a três

décimos dos limites anuais previstos (trabalhadores de Categoria A), ou sujeitos a ter uma dose

equivalente superior a uma décima dos limites anuais previstos (Categoria B), respectivamente.

Para Categoria A o controlo individual sistemático da dose de radiação recebida deve ser feito

mensalmente. Para Categoria B o controlo a realizar é o suficiente para demonstrar que estão bem

classificados, trimestral.

O Decreto-Lei n.º 167/2002 define as condições de licenciamento das entidades que realizam

dosimetria individual, os requisitos técnicos para a medida das grandezas operacionais e as

obrigações das entidades relativamente à Direcção-Geral de Saúde (DGS) e ao Registo Central de

Doses (RCD).

Este Decreto-Lei n.º 167/2002 contém os requisitos legais para validar o método usado no DIRE. O

mesmo decreto recomenda a utilização das normas ISO 4037 para a definição dos feixes, fantomas e

grandezas em condições de referência. Como, não fornece informação sobre como fazer os testes ao

sistema de medida seguiu-se a metodologia descrita na ISO/IEC 61066:2006 e na literatura.

A norma de referência para a dosimetria de corpo inteiro por termoluminescência é a norma ISO/IEC

61066:2006 - Thermoluminescence dosimetry systems for personal and environmental monitoring.

7

2. Grandezas e Unidades em Protecção Radiológica

A dosimetria individual de radiação externa é uma medida de protecção radiológica. O objectivo da

dosimetria individual de radiações é a determinação do equivalente de dose individual de radiação

absorvida (Hp(d)) num ponto específico dum dado meio. O equivalente de dose é a grandeza que vai

ser usada para estimar a dose efectiva ou a dose equivalente num órgão ou tecido.

As grandezas dosimétricas básicas definem, a quantidade de energia que um feixe de radiação

ionizante deposita num determinado material ou tecido. Deste modo, em dosimetria individual o que

se avalia é a quantidade de dose absorvida por um tecido ou órgão após a sua exposição a radiação

ionizante.

Há várias entidades internacionais que analisam e definem as principais grandezas e unidades

usadas em protecção radiológica, como foi referido no Capítulo 1, das quais se destacam a ICRU, a

ICRP, a Agência Internacional de Energia Atómica (Safety Standards) e a Comissão Europeia

(recomendações técnicas).

Desde a publicação do Report 60 do ICRP em 1991 [23], as grandezas de protecção radiológica

dividem-se em três tipos:

as grandezas físicas básicas;

as grandezas limitadoras ou de protecção;

as grandezas operacionais.

2.1 Grandezas Físicas Básicas

As grandezas físicas básicas são universalmente aceites para caracterizar um feixe de radiação; são

definidas para qualquer ponto desse feixe e exprimem-se em unidades fornecidas por padrões. São

três grandezas:

- Fluência, Ф (quantidade de partículas por unidade de área, que atravessa um plano

perpendicular ao feixe (em m-2

))

- Kerma (kinetic energy per unit mass), K (em J.kg

-1 ou Gy)

- Dose Absorvida, D (em J.kg

-1 ou Gy)

Estas grandezas têm existência física, estão bem definidas e são realizadas em laboratório de

metrologia em condições de referência [10]. No entanto, não podem ser usadas para efeitos de

limitação de doses porque um mesmo valor de dose devido a radiações diferentes dá origem a

diferentes efeitos biológicos porque, órgãos e tecidos diferentes apresentam também diferentes

radiosensibilidades.

Para superar este problema a ICRP (desde 1991), recomenda a utilização das grandezas: Dose

Equivalente num tecido ou órgão HT, e Dose Efectiva, E.

8

2.2 Grandezas de Protecção

A Dose Equivalente num órgão ou tecido T (em Sievert, Sv) é calculada a partir da dose absorvida

nesse órgão e tem em conta o tipo de partícula que atinge o órgão ou tecido (sendo necessário dar

uma ponderação a cada tipo de partícula). A Dose Equivalente, HT, relaciona-se com as grandezas

físicas básicas, (com a Dose Absorvida, D) da seguinte forma:

𝐻T = 𝑤𝑅𝐷𝑇,𝑅𝑅 (1)

onde, DT,R é a dose absorvida média no tecido ou órgão T devido à exposição à radiação R e wR é o

factor de ponderação da radiação (independente do tipo de tecido).

Tabela 1 - Factores de ponderação wR segundo o ICRP 60, 1991 e ICRP 103, 2007.

Tipo de radiação wR

ICRP 60 (1991) ICRP 103 (2007)

Fotões 1 1

Electrões e muões 1 1

Neutrões

< 10 keV 5

(equações 2 e 3)

10 keV a 100 keV 10

>100 keV a 2 MeV 20

>2 MeV a 20 MeV 10

>20 MeV 5

Protões, excluindo protões de recúo, energia> 2

MeV 5 2

Partículas alfa, fragmentos de fissão e núcleos

pesados 20 20

No ICRP 60, os valores de wR para neutrões estão definidos por intervalos de energia:

𝑤𝑅 = 5,0 + 17,0 𝑒𝑥𝑝 − 𝑙𝑛 2𝐸𝑛

2

6 (2)

No ICRP 103, os valores de wR para neutrões são definidos pela seguinte função:

𝑤𝑅 =

2,5 + 18,2 𝑒

−[ln (𝐸𝑛 )]2

6 , 𝐸𝑛 < 1 𝑀𝑒𝑉

5,0 + 17,0 𝑒− ln 2𝐸𝑛 2

6 , 1 𝑀𝑒𝑉 ≤ 𝐸𝑛 ≤ 50 𝑀𝑒𝑉

2,5 + 3,25 𝑒−[ln (0,04𝐸𝑛 )]2

6 , 𝐸𝑛 > 50 𝑀𝑒𝑉

(3)

9

Para se ter em conta a dose em todos os tipos de tecidos ou órgãos utiliza-se a Dose Efectiva (Sv).

De acordo com o DL 167, Dose efectiva (E) é a soma das doses equivalentes ponderadas em todos

os tecidos e órgãos do corpo. Neste caso a ponderação é feita para cada órgão ou tipo de tecido [22,

23, 26]. A Dose Efectiva, E, relaciona-se com as grandezas físicas básicas da seguinte forma:

𝐸 = 𝑤T𝐻TT (4)

onde wT é o factor de ponderação do tecido exposto à radiação.

Tabela 2 - Factores de ponderação wT , segundo o ICRP 60, 1991 e ICRP 103, 2007.

Tecido ou órgão wT

ICRP 60 (1991) ICRP 103 (2007)

Gónadas 0,20 0,08

Medula 0,12 0,12

Cólon 0,12 0,12

Pulmão 0,12 0,12

Estômago 0,12 0,12

Bexiga 0,05 0,04

Mama 0,05 0,12

Fígado 0,05 0,04

Esófago 0,05 0,04

Tiróide 0,05 0,04

Pele 0,01 0,01

Superfície óssea 0,01 0,01

Cérebro -- 0,01

Glândulas salivares -- 0,01

Restantes 0,05 0,12*

*Os tecidos restantes no ICRP 103 (2007) são 15: tecido adiposo, glândulas supra-renais, tecido conjuntivo, vias

aéreas extra-toráxicas, vesícula biliar, parede do coração, rins, gânglios linfáticos, músculos, pâncreas, próstata,

parede interior do estômago, baço, timo e colo do útero.

Os factores de ponderação são obtidos de estudos epidemiológicos de indução de neoplasias e

outros dados experimentais, factores genéticos, etc., que são difíceis de definir.

Como não é possível medir a dose absorvida em cada tipo de tecido ou órgão, nem em relação a

cada tipo de radiação, estas grandezas não são mensuráveis na prática.

Em suma, as duas grandezas de protecção têm apenas existência teórica, não são mensuráveis [20].

No entanto, é em termos destas grandezas que se estabelecem os limites de dose propostos pela

ICRP e adoptados na legislação.

10

2.3 Grandezas Operacionais

Uma vez que os limites de dose propostos pela ICRP e adoptados na legislação estão definidos em

termos de Dose Equivalente (HT) e Dose Efectiva (E) a ICRU propôs e definiu as grandezas

operacionais, obtidas a partir das grandezas físicas básicas através de factores de conversão bem

definidos, que permitem estimar as grandezas de protecção.

2.3.1 Monitorização individual de radiação

Para a dosimetria individual de radiação externa a grandeza operacional que se utiliza é o

Equivalente de Dose Individual, Hp(d).

Na definição desta grandeza é necessário ter em conta as receptor present conditions, ou seja, a

estrutura receptora em termos de geometria e composição. Por esta razão foi definido o tecido ICRU

e estruturas receptoras standard designadas por fantomas: um fantoma simula o trabalhador e é

usado nas calibrações. Para a irradiação de dosímetros individuais para calibrações é necessário ter

condições de irradiação de referência. Os fantomas, reproduzem a retrodispersão e absorção de

radiação semelhante à do corpo humano pela sua composição e estrutura, consoante a zona do

corpo em que a radiação incide: os fantomas standards são de PMMA, polimetilmetacrilato (ρ = 1,19

gcm-3

, 8,05% H (m/m), 59,99% C (m/m) e 31,96% O (m/m)), e existem três para simular várias zonas

do corpo humano, consoante o tipo de dosímetro que se pretende utilizar [20, 26, 29], como se pode

ver na figura 1.

Figura 1 - Fantomas standard, [20].

O fantoma (a) é o que simula o tronco humano: é um contentor de PMMA com 30 x 30 cm x 15 cm

cheio de água e cuja parede frontal tem a espessura de 2,5 mm, enquanto as outras têm 10 mm. O

fantoma cilíndrico (b) simula as pernas e os braços (para dosímetros de tornozelo ou de pulso –

cilindro cheio de água de 73 mm de diâmetro, 300 mm de comprimento, parede lateral de 2,5 mm de

espessura e extremos de 10 mm de espessura), enquanto o último (c) simula os dedos (mais utilizado

em dosimetria de extremidades – tem 19 mm de diâmetro de PMMA e 300 mm de comprimento).

11

Estes fantomas bem como todas as condições de irradiação de referência estão definidos na série

ISO 4037 (1, 2 e 3) e os factores de conversão entre as grandezas operacionais e as físicas só

podem ser utilizados se todas condições de referência forem respeitadas, o que inclui os fantomas

serem os adequados.

A monitorização de radiação externa feita no DIRE com dosímetros de corpo inteiro, consiste na

determinação de duas grandezas: Hp(10) e Hp(0,07). Assim consideram-se normalmente duas

profundidades d, 10 mm e 0,07 mm: para radiação penetrante à profundidade de 10 mm e para

radiação pouco penetrante à profundidade de 0,07 mm. As duas grandezas são medidas em

simultâneo pois o dosímetro tem dois detectores sob a filtração adequada à medida de Hp(10) e de

Hp(0,07).

Assim, as grandezas que importa ter relacionadas com as grandezas físicas básicas e cuja

rastreabilidade ao Sistema Internacional (SI) é indispensável são Hp(10) e Hp(0,07), pois são as

grandezas reportadas ao cliente quando é emitido o relatório; a unidade do Sistema Internacional

para Hp(d) é o Sievert (Sv).

O DIRE tem como fornecedor do serviço de calibração o Laboratório de Metrologia das Radiações

Ionizantes (LMRI) do ITN que tem os padrões rastreáveis ao SI.

12

3. Princípios da Termoluminescência

A técnica de medida usada no DIRE baseia-se na dosimetria por termoluminescência. A

termoluminescência é uma propriedade exibida por alguns materiais semi-condutores ou isolantes

que absorvem a energia da radiação ionizante que neles incide e a retêm até que lhes seja elevada a

temperatura acima de valores bastante superiores à temperatura ambiente. Nessa altura, libertam

energia sob a forma de radiação, com um comprimento de onda na região do visível.

Como a própria etimologia da palavra indica, quando a temperatura (termo) é elevada acima de um

determinado valor, que é conhecido e característico do material, este emite luz na gama do visível –

torna-se luminescente. A quantidade de luz emitida é proporcional à dose de radiação absorvida

aquando da exposição, propriedade que torna estes materiais susceptíveis de serem utilizados como

dosímetros de radiações.

Os materiais termoluminescentes são normalmente isoladores ou semicondutores, naturais ou

sintéticos. A síntese de tais materiais permite obviamente a sua manipulação, ou seja, a adição

propositada e controlada de impurezas durante o processo de crescimento, de forma a optimizar as

suas propriedades (por exemplo, maior sensibilidade, emissão retardada em função da temperatura,

etc.), conforme a aplicação a que se destinam.

No caso da termoluminescência, o crescimento dos cristais do material é acompanhado pela

introdução de impurezas chamadas dopantes, em quantidades da ordem dos ppm. A introdução

destas impurezas altera a estrutura do cristal introduzindo defeitos, devido aos diferentes raios

atómicos, da impureza relativamente aos átomos que constituem a rede cristalina, dando origem à

criação de estados de energia com interesse para a técnica, que não existiriam no material puro. O

material detector usado no DIRE é o LiF:Mg,Ti, comercialmente designado TLD-100, produzido e

comercializado pela Thermo Electron Corporation (antigamente Harshaw - Solon, Ohio, EUA).

Numa rede cristalina os electrões situados nas camadas mais exteriores dos átomos da rede

encontram-se em orbitais, designadas por orbitais cristalinas, às quais correspondem bandas de

energia. As bandas são zonas em que os electrões se encontram, havendo entre si zonas de

separação “proibidas” aos electrões; a banda completa mais exterior designa-se por banda de

valência. Nos materiais isolantes e semicondutores, que são os que apresentam propriedades

termoluminescentes (TL), a banda de valência está cheia. A banda imediatamente a seguir é a banda

de condução e está vazia; a separação entre estas duas bandas constitui um hiato.

A adição controlada de impurezas pode dar origem ao aparecimento de estados de energia na região

do hiato passando a estar acessíveis aos portadores de carga.

Quando o material TL é exposto a radiação absorve energia, e a interacção desta com a matéria

origina a formação de pares “electrão-buraco” que se deslocam na rede. Estes pares “electrão-

buraco”, portadores de carga, podem ficar retidos nesses estados quando a exposição à radiação for

suprimida – a característica importante do material TL é permanecer neste estado “alterado” (pela

radiação) à temperatura ambiente. Uma vez que o material TL seja sujeito a um aquecimento

controlado, os electrões retidos passam a ter energia suficiente para se libertarem e deixarem o

13

estado criado pela exposição à radiação, ou seja: a luminescência requer excitação da amostra para

que esta fique num estado metaestável. Durante o ciclo de aquecimento há energia suficiente para

que os electrões se encontrem com buracos em centros de recombinação e quando este processo

acontece há emissão de energia sob a forma de radiação, geralmente com comprimento de onda na

gama do visível, e liberta-se um fotão – fotão de termoluminescência. Esta emissão de radiação

visível é captada pelo equipamento de medida, em que é feito o ciclo de aquecimento do material TL,

e como já foi referido é proporcional à radiação a que o material havia sido exposto.

O ciclo de aquecimento é feito até temperaturas que são função do material em uso, bem como a

taxa de aquecimento e arrefecimento subsequente, e o intervalo de tempo entre a excitação da

amostra e a emissão do fotão depende da temperatura a que o material é elevado.

Assim para se ter termoluminescência são necessárias duas etapas:

- exposição à radiação

- aquecimento controlado.

Durante a exposição o material é excitado, absorve e retém energia, ficando alterado. Na segunda

etapa o material é novamente excitado e dá-se a recombinação dos electrões com os buracos,

libertando-se energia com a emissão de fotões de termoluminescência. À intensidade de radiação

emitida em função da temperatura chama-se curva de termoluminescência do material – Glow curve

[1, 31]. O ciclo controlado de aquecimento do material, em que este emite radiação visível

proporcional àquela que absorveu durante a exposição a radiação ionizante, é vulgarmente

denominado por “leitura”.

3.1 Modelo simplificado que descreve o fenómeno da termoluminescência

A presença de impurezas na rede cristalina leva à existência de distorções da rede que tem de se

adaptar a um elemento de raio atómico e orbitais de valência diferentes (com diferentes

preenchimentos) [35]. Estas distorções constituem defeitos que podem conduzir ao aumento ou

diminuição do hiato de energia entre a banda de valência e a banda de condução do cristal, conforme

a rede sofra contracções ou dilatações para acomodar os átomos da(s) impureza(s), ou podem ainda

conduzir ao aparecimento de níveis de energia que se localizam na região do hiato. Assim, aparecem

armadilhas acessíveis aos portadores de carga (e que só existem porque o cristal não é puro)

localizadas na região do hiato de energias, como descreve de forma simples a figura 2.

14

Figura 2 - Modelo simples de dois níveis [31].

Conforme se pode observar na figura 2, quando há irradiação com absorção de energia Ea = (hϑ)a

superior à largura do hiato, os electrões excitados passam da banda de valência para a banda de

condução (transição 1 na figura) e criam-se dois portadores livres: electrões na banda de condução e

buracos na banda de valência.

No caso dos materiais termoluminescentes existem outros níveis de energia permitidos além das

duas bandas; o estado T é uma armadilha para electrões e o estado R é uma armadilha para

buracos, pelo que constitui um centro de recombinação. Ambos os estados não existiriam no cristal

perfeito, em que a inexistência de impurezas implicaria a inexistência de níveis de energia na região

do hiato.

Enquanto o material é irradiado a recombinação dá-se maioritariamente entre os estados T e R que

existem entre as duas bandas devido às impurezas do cristal, pois a recombinação entre as duas

bandas é mais difícil de ocorrer devido à largura do hiato.

Durante a leitura, o material é aquecido e dá-se a recombinação entre os buracos retidos em R

(transição 5) e os electrões provenientes da banda de condução (transição 4): se a recombinação for

radiativa há emissão dum fotão de luminescência de energia Ee = (hϑ)e.

Este é um modelo simples que descreve a interacção da radiação com a matéria e as alterações na

estrutura electrónica do material, que explicam o fenómeno complexo que é a termoluminescência

[31].

3.2 Termoluminescência do TLD-100

A maior parte dos materiais termoluminescentes são halogenetos alcalinos dopados com impurezas

activadoras da sua capacidade TL, isto é: as impurezas são introduzidas propositadamente durante o

crescimento do cristal. Materiais comuns em dosimetria pelas suas características TL são os da

família do fluoreto de lítio (LiF:Mg,Ti, LiF:Mg,Na, LiF:Mg,Cu,P) mas também do fluoreto de cálcio

(CaF2:Mn, CaF2:Dy), como por exemplo os derivados da fluorite natural brasileira (CaF2:NaCl).

15

No DIRE o material TL utilizado é o LiF:Mg,Ti – TLD 100 - que é produzido e comercializado num

cartão com dois sensores, pela Harshaw Bicron, com o código Type LF0110 Blue.

O TLD 100 é composto por LiF dopado com cerca de 180 ppm de Mg, 10 ppm de Ti e contendo a

concentração isotópica natural do lítio.

A introdução de magnésio no material provoca uma redistribuição na rede para que o cristal se

mantenha neutro, ou seja, o Mg2+

é incorporado na rede e surgem lacunas catiónicas que são

ausências de Li+, fazendo-se assim a compensação de cargas, figura 3 - formam-se pares “impureza-

lacuna” [35, 36].

Figura 3 - Estrutura de dipolos formada pelos pares impureza-lacuna: Mg2+- Li vacancy [31].

Estes pares formam depois agregados mais estáveis (dímeros e trímeros) deslocando-se na rede. O

papel geralmente atribuído ao Magnésio (Mg) na rede é o de captar/reter electrões excitados durante

a irradiação: constitui uma armadilha.

Do mesmo modo que o Mg, o Titânio (Ti) também é incorporado na rede formando pares “impureza-

lacuna” com o Li+ mas como o Ti tem estado de oxidação +3 ou +4 a compensação de cargas pode

ainda ser feita pela associação a iões O2-

, a iões OH- (ou combinações destes) ocupando posições

substitucionais do F-. O mais frequente, de acordo com [1, 13, 35, 36], são os complexos

titânio-hidroxilo. O papel que tem sido atribuído ao Ti é o de centro de recombinação.

Como foi descrito no modelo para a termoluminescência, existem sempre pares armadilha-centro de

recombinação luminescente, e são atribuídas aos pares Mg as armadilhas que contribuem para a

termoluminescência (Trapping Centres) e aos complexos Ti(OH)n os centros de recombinação

luminescente (Luminescence Centres) importantes para a emissão de termoluminescência.

No intervalo de temperatura entre a temperatura ambiente e 300ºC, a curva de termoluminescência

(intensidade de radiação emitida em função da temperatura) do TLD 100 apresenta cerca de seis

picos. O pico I aparece a cerca de 65ºC, o pico II a 120ºC, o pico III a 160ºC, o pico IV a 195ºC, o pico

V a 210ºC e o pico VI a 275ºC. Estes valores variam com a taxa de aquecimento utilizada pelo que

sofrem deslocamentos com a variação das condições em que é feito o ciclo de leitura.

16

Figura 4 – Curva de termoluminescência do LiF:Mg,Ti [31].

O pico I não se visualiza na figura 4 porque desaparece rapidamente, e o pico II tem comportamento

semelhante.

Os picos com mais interesse para a dosimetria são os III, IV e V porque a temperatura do seu

máximo lhes confere maior estabilidade térmica. São também os picos para os quais existe maior

proporcionalidade directa entre a área e/ou a intensidade do pico e a dose de radiação a que o

material foi exposto.

O comprimento de onda da emissão TL situa-se no azul e corresponde ao pico V a maior intensidade,

para λ = 420nm.

A intensidade relativa de cada pico varia com a taxa de aquecimento usada na leitura, dos

tratamentos de regeneração do material, da dose e do tipo de radiação usados pelo que, ao

estabelecer os parâmetros do ciclo de leitura se pode manipular/deslocar os valores de temperatura

para os quais aparece cada pico consoante o que tem mais interesse para a aplicação, que neste

caso é a dosimetria. No presente trabalho o tratamento de regeneração do material consiste em

submetê-lo a um ou mais ciclos iguais ao ciclo de leitura.

3.3 Supralinearidade do TLD-100

Ao fazer o estudo da resposta TL do LiF:Mg,Ti (equivalente de dose obtido) versus dose

convencionada (com que se irradia o dosímetro em condições de referência) obtém-se uma recta

com um bom ajuste (vide Capítulo 5). Este ajuste linear pode ser ainda melhor se for dividido em

duas zonas, uma para doses mais baixas (0,1 mSv – 1 Sv) e outra para doses altas (1 Sv - 5 Sv), em

que cada uma das equações apresenta um coeficiente de correlação ainda mais próximo da unidade.

A existência destas zonas é típica do TLD-100: zona linear e supralinear como se pode ver na figura

5.

17

Figura 5 - Emissão de termoluminescência do TLD-100 em função da dose [31].

A termoluminescência emitida pelo TLD-100 apresenta proporcionalidade directa com a dose

absorvida, sendo esta proporcionalidade representada pela recta que vai da origem até D1. Para

doses superiores a D1, a proporcionalidade mantém-se mas com um declive superior correspondente

a uma maior eficiência da emissão do material TL - zona de supralinearidade característica do TLD-

100.

Continuando a aumentar a dose de radiação recebida, inicia-se uma região de perda de

proporcionalidade – zona de sublinearidade - seguida de rápida saturação do material TL (para doses

superiores a D2) [3]. Atingida a saturação, o material perde as suas propriedades pois a radiação

induziu defeitos irreversíveis e o material deixa de poder ser usado como dosímetro.

18

4. Sistema de Medida

O sistema de dosimetria do DIRE baseia-se em dois equipamentos essenciais: o dosímetro e o(s)

leitor(es).

4.1 Dosímetro

O dosímetro é constituído por duas peças de igual importância para a medida: porta-dosímetro

Harshaw 8814 dentro do qual se encontra o cartão Type LF0110 Blue [16]. O cartão é o suporte que

contém dois cristais de LiF:Mg,Ti (TLD-100) e que está identificado com um número e respectivo

código de barras único (vide figura 7).

Figura 6 - Porta-dosímetro Harshaw 8814 e cartão Type LF0110 Blue.

Figura 7 - Porta-dosímetro Harshaw 8814, cartão Type LF0110 Blue, interior do porta-dosímetro.

Os cristais de LiF:Mg,Ti, estão assinalados na figura 7 com círculos vermelhos, e têm

aproximadamente 3 x 3 x 0,3 mm3 (observam-se facilmente por serem os dois quadrados brancos);

Cartão de alumínio que contém os detectores

revestidos a teflon

Porta-dosímetro

Filtro para Hp(10)

Filtro para Hp(0,07)

N.º e código de barras

Identificação: N.º Instalação

Utilizador

Filtro para Hp(10) visto do interior do porta-dosímetro

19

as duas posições da esquerda que são transparentes poderiam ter também detectores caso se

pretendesse. O porta-dosímetro tem dois tipos de filtros: um de espessura adequada (10 mm de

material tecido equivalente) para a medida de Hp(10), assinalado nas figuras 6 e 7 visto do lado de

fora e de dentro respectivamente, e outro de mylar revestido a alumínio, para a medida de Hp(0,07),

que se visualiza melhor na figura 6.

4.2 Sistema de leitura

O sistema de medida do DIRE consiste em dois leitores Harshaw Bicron 6600E (figura 8). Um dos

leitores contém um irradiador interno Harshaw Bicron NE com fonte de 90

Sr/90

Y. Este irradiador é

interno mas amovível, podendo operar num ou noutro leitor, conforme necessário. O irradiador é

utilizado para a realização de alguns testes ao sistema e para a preparação de cartões de verificação,

[16], para controlo de qualidade das leituras, como descrito no GDR_DIRE_PT_06, em anexo. A

calibração deste irradiador (de acordo com o GDR_DIRE_PT_08) é feita com os dosímetros de

calibração dos leitores [16].

Figura 8 - Leitores Harshaw 6600 e respectivos computadores dedicados.

A constituição do leitor está ilustrada na figura 9 onde as peças mais importantes estão identificadas.

O leitor é constituído por um sistema de aquecimento (11) acoplado a um sistema de detecção de luz

composto por um par de fotomultiplicadores (3). O sistema de aquecimento é necessário para fazer o

ciclo de aquecimento dos detectores segundo o perfil de temperatura e taxa de aquecimento

(TTP - Time Temperature Profile) adequado ao ciclo de leitura; o aquecimento é feito com um fluxo de

azoto quente com pureza de 99,99%.

O fotomultiplicador permite a leitura de dois detectores em simultâneo e com perfis de aquecimento

diferentes se necessário (nos canais numerados de (i) a (iv)). Atendendo à configuração do cartão,

apenas são usados dois detectores e o perfil de aquecimento é igual para ambos, uma vez que são

os dois cristais de LiF,Mg,Ti; os outros dois canais de leitura são colocados em off. Assim, os canais

20

usados para a leitura dos cartões Type LF0110 Blue são o (ii) e o (iii) pela sua localização no cartão e

segundo o manual do software e do equipamento.

Os detectores estão inseridos num cartão metálico colocado no carregador (4a), para leitura ou

irradiação. O transportador recolhe o cartão e leva-o para a posição de leitura ou de irradiação e,

após a operação ser realizada, volta a trazer o cartão para o carregador em que estão os cartões já

processados (4b) [16].

Cada leitor está ligado a um computador dedicado, com software de comunicação próprio e

concebido pela Harshaw (NetREMS e/ou WinREMS) para o controlo do ciclo de aquecimento dos

leitores e, consequentemente, dos ciclos de leitura e anneal (e irradiação) e ainda para o registo das

leituras, dos ciclos de anneal, resultados do controlo de qualidade electrónico diário (Daily QC) [16] e

ainda com outras funcionalidades que neste momento não estão em uso.

Figura 9 - Interior de um leitor Harshaw 6600; 1 - Unidade de controlo; 2 – Irradiador; 3 – Fotomultiplicador; 4 - Carregadores: 4a – cartões para leitura, 4b – cartões já processados; 5 - Porta de controlo dos potenciómetros de alta tensão; 6 - Bloco que suporta os carregadores; 7 - Porta frontal apoiada no respectivo suporte; 8 - Gaveta de cartões rejeitados; 9 - Leitor de código de barras; 10 - Suporte das lentes do fotomultiplicador; 11 - Circuito de azoto.

1 2 3 4b 4a

7 10 9 8 5

11

6

24

5. Requisitos de Gestão

25

6. Validação do método de ensaio a acreditar

53

7. Manual da Qualidade

54

8. Requisitos Técnicos

56

9. Conclusão

Após a realização do estágio PEPAP, e após os últimos oito meses em que foram realizados mais

ensaios e criados mais documentos, resta fazer um ponto da situação do DIRE face ao processo de

candidatura para acreditação de acordo com a NP EN ISO/IEC 17025:2005.

Tendo trabalhado neste laboratório e tendo conseguido, em conjunto com o Dr. João Alves

(Responsável Técnico e da Qualidade), reunir muita informação anterior a este processo de

implementação do SGQ, criar pontos de armazenamento de dados primários e de muitos documentos

na rede informática do ITN será necessário continuar a perseverar na criação/codificação de alguns

impressos e criar hábitos de uso das ferramentas criadas.

O principal desafio, penso que será a formação do pessoal com sensibilização e consciencialização

das mais-valias que o SGQ traz ao DIRE.

O ensaio dos itens já era executado como se descreve nos procedimentos técnicos agora

formalizados por escrito, pelo que em termos de trabalho técnico não há mudanças a implementar: o

DIRE já possuía uma rotina de trabalho bem implementada.

O SGQ do DIRE está já bastante estruturado sendo apenas necessário rever alguns impressos e

documentos que já estão identificados que poderão ser optimizados; os documentos principais estão

prontos pelo que o DIRE pode formalizar a sua candidatura para acreditação.

Fica o desafio de melhorar continuamente…

57

Bibliografia

[1] – Alves, J.G., Estudo do LiF:Mg,Cu,P (GR-200) e do LiF:Mg,Ti (TLD-100) no Domínio das Baixas

Doses de Radiação Gama: Estabilidade Térmica e Limites de Detecção, Universidade Nova de

Lisboa, 1999.

[2] – Alves, J.G., Abrantes, J.N., Margo, O., Rangel, S., Santos, L., Long-term Stability of a TLD-

Based Individual Monitoring System, Radiat. Prot. Dosim., 120, 1-4, 289-292 (2006).

[3] – Alves, J.G., Abrantes, J.N, Rangel, S., Implications of the High Voltage Induced Variation on TL

Readings, Radiat. Prot. Dosim., 120, 1-4, 293-297 (2006).

[4] – Alves, J.G., Batel, V.I., Silva, P.B., Roda, A., Santos, L., Simple routine tests to improve the

performance of the DPRSN TLD-based individual monitoring system, 1st European IRPA Congress

2002 - Towards Harmonisation of Radiation Protection in Europe, Florence, 2002, ISBN

88-88648-09-7.

[5] – Alves, J.G., Calado, A.M., Cardoso, J.V., Santos, L., Energy and Angular Dependence of the

Personal Dosemeter in Use at the ITN-DPRSN, Radiation Measurements, 43, 2, 641-645 (2008).

[6] – Alves, J.G., Montezuma, R., Margo, O., Santos, L., Study on Quality Control Parameters of a

TLD System for Individual Monitoring, Radiat. Prot. Dosim., 111, 1, 21-25 (2004).

[7] – Alves, J.G., Muñiz, J.L., Gómez Ros, J.M., Delgado, A., A Comparative Study on the Thermal

Stability of LiF:Mg,Ti and LiF:Mg,Cu,P Detectors for Environmental Monitoring, Radiat. Prot. Dosim.,

85, 253-257 (1999).

[8] – Alves, J.G., Novais, L., Rangel, S., Flores, E., Quality Assurance and Quality Control Programme

in Use at the Individual Monitoring at ITN-DPRSN, 2nd

European IRPA Congress, Paris (2006).

[9] – BIPM, IEC, IFCC, ISO IUPAC, IUPAP and OIML. Joint Committee for Guides in Metrology Guide

to the expression of uncertainty in measurement, (BIPM: Sèvres) (2008).

http://www.bipm.org/utils/common/documents/jcgm/JCGM_100_2008_E.pdf

[10] – Comissão Europeia, Technical recommendations for monitoring individuals occupationally

exposed to external radiation, Radiation Protection 73, EUR 14852, Luxembourg, (1994).

[11] - Comissão Europeia, Technical recommendations for monitoring individuals occupationally

exposed to external radiation, Radiation Protection 160 (2009).

[12] – Conselho Europeu, Directiva 96/29/EURATOM do Conselho de 13 de Maio de 1996, Normas

de segurança de base relativas à protecção sanitária da população e dos trabalhadores contra os

perigos resultantes das radiações ionizantes, Conselho Europeu (1996).

[13] – Davies, J.J., EPR and ENDOR of Titanium-Doped Lithium Fluoride, J. Phys. C.: Solid St. Phys.,

7, 599-506, (1974).

[14] – Decreto-Lei n.º 167/2002, de 18 de Julho, Diário da República, Imprensa Nacional Casa da

Moeda (2002).

http://www.bipm.org/utils/common/documents/jcgm/JCGM_100_2008_E.pdf

58

[15] – Decreto-Lei n.º 222/2008, de 17 de Novembro, Diário da República, Imprensa Nacional Casa

da Moeda (2002).

[16] - Harshaw Bicron Radiation Measurement Products, Model 6600E Automatic TLD Workstation,

User’s Manual, 1994.

[17] – Hirning, C.R., Detection and Determination Limits for Thermoluminescence Dosimetry, Health

Phys., 62 (3), 223-227, (1992).

[18] – International Electrotechnical Commission, IEC 61066, Thermoluminescence dosimetry

systems for personal and environmental monitoring, International Electrotechnical Commission,

Geneva (2006).

[19] - International Atomic Energy Agency, Safety Standard Series, Assessment of Occupational

Exposure due to External Sources of Radiation, Safety Guide RS-G-1.3, Vienna (1999).

[20] - International Atomic Energy Agency, Calibration of radiation protection monitoring instruments,

IAEA Safety Reports Series 16, IAEA, Vienna (2000).

[21] - International Atomic Energy Agency, SS115, International Basic Safety Standards for Protection

against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources, IAEA Safety Series No. 115, IAEA,

Vienna (1996).

[22] - International Atomic Energy Agency, Quality Management System for Technical Services in

Radiation Safety, IAEA, Vienna, 2003.

[23] – International Commission on Radiological Protection, ICRP Publication 60, Recommendations

of the International Commission on Radiological Protection, Annals of the ICRP, 21, 1-3 (1991).

[24] - International Commission on Radiological Protection, ICRP Publication 75, General Principles

for the Radiation Protection of Workers, Annals of the ICRP, 27, 1 (1997).

[25] - International Commission on Radiological Protection, ICRP 103, Recommendations of the

International Commission on Radiological Protection, Annals of the ICRP, 37, 2-4 (2007).

[26] – International Commission on Radiation Units and Measurements, ICRU 47, Measurement of

Dose Equivalents from External Photon and Electron Radiations, Report No. 47 (1992).

[27] – Instituto Português de Acreditação, IPAC OG001, Guia Interpretativo da NP EN ISO/IEC

17025:2005, Instituto Português de Acreditação, Caparica (2006).

[28] – ISO 4037-1, X and gamma reference radiation for calibrating dosemeters and doserate meters

and for determining their response as a function of photon energy – Part 1: Radiation characteristics

and production methods, International Standardization Organization, Geneva (1996).


and for determining their response as a function of photon energy – Part 2: Dosimetry for radiation

protection over the energy ranges from 8 keV to 1,3 MeV and 4 MeV to 9 MeV, International

Standardization Organization, Geneva (1997).

http://www.icru.org/index.php?option=com_content&task=view&id=76

http://www.icru.org/index.php?option=com_content&task=view&id=76

59


and for determining their response as a function of photon energy – Part 3: Calibration of area and

personal dosemeters and the measurement of their response as a function of energy and angle of

incidence, International Standardization Organization, Geneva (1999).

[31] – McKeever, S.W.S., Thermoluminescence of Solids, Cambridge University Press, Cambridge,

(1985).

[32] – Muñiz, J.L., Alves, J.G., Delgado, A., Detection and Determination Limits Using Glow Curve

Analysis for LiF:Mg,Ti and LiF:Mg,Cu,P Based TL Dosimetry, Radiat. Prot. Dosim., 85, 57-61 (1999).

[33] – NP EN ISO/IEC 17025:2005, Requisitos gerais de competência para laboratórios de ensaio e

calibração (ISO/IEC 17025:2005), Caparica (2005).

[34] – NP EN ISO/IEC 17025:2005, Requisitos gerais de competência para laboratórios de ensaio e

calibração, Errata (ISO/IEC 17025:2005/Cor.1:2006), Caparica (2007).

[35] – Stoebe, T.G., Watanabe, S., Thermoluminescence and Lattice Defects in LiF, Phys. Stat. Sol.

(a), 29, 11-29, (1975).

[36] – Taylor, G.C., Lilley, E., Clustering and Precipitation in LiF (TLD-100) Crystals: I, J. Phys. D:

Appl. Phys., 15, 1243-1251, (1982).

60

Anexo A

65

Anexo B

93

Anexo C

A Caminho da Acreditação - Autenticação · de reconhecimento de competência e contribuirá...

Documents

Transcript of A Caminho da Acreditação - Autenticação · de reconhecimento de competência e contribuirá...