AUTARQUIA ASSOCIADA UNIVERSIDADE DE SO PAULO
AVALIAO DOSIMTRICA DE DETECTORES SEMICONDUTORES PARA
APLICAO NA DOSIMETRIA E MICRODOSIMETRIA DE NUTRONS EM
REATORES NUCLEARES E INSTALAES DE RADIOCIRURGIA
JOS PATRICIO NHUEL CRDENAS
Tese apresentada como parte dos requisitos para obteno do grau
de Doutor em Cincias na rea de Tecnologia Nuclear - Aplicaes
Orientadora: Dra. Letcia Lucente Campos
Rodrigues
So Paulo 2010
DEDICATRIA
En Memria de:
mi seora Madre Chelita
mi seor Padre Juan Lagui y
mis hermanos Rubn Casimiro y John Isaias.
minha esposa Ivani e
ao meu filho Andrs Esteban
A meu Deus
AGRADECIMENTOS
Gostaria de expressar meus agradecimentos para as pessoas que
permitiram o
desenvolvimento deste trabalho:
Ao Instituto de Pesquisas Energticas e Nucleares pela
oportunidade do desenvolvimento
deste trabalho.
Ao Professor M.Sc. Joel Alvarenga e ao Eng. M.Sc. Heinz Hoppe de
Souza pela oportunidade
de ingresso no Instituto de Energia Atmica (IEA-1978).
Dra. Letcia Lucente Campos Rodrigues pela oportunidade da
orientao e o
desenvolvimento do trabalho na rea de Dosimetria.
Ao Eng M.Sc. Roberto Franjdlich e M.Sc. Walter Ricci na Chefia
do reator IEA-R1, grupo de
operao, supervisores e tcnicos de proteo radiolgica.
Ao Dr. Ulisses Bitelli Chefe do reator IPEN/MB-01, aos
operadores, ao Fsico (Operador
Snior) Rogrio Jerez e tcnicos de proteo radiolgica.
Aos Drs Reynaldo Pugliese e Marcos Pereira pelo apoio e
superviso no uso da instalao de
Neutrongrafia.
Dra. Brigitte Pecequilo pelo emprstimo da fonte mista de
calibrao.
Ao Dr. Tufic Madi Filho pela cesso do Laboratrio CENF para o
desenvolvimento da maior
parte das experincias e pela sua pacincia nas inmeras discusses
sobre o assunto
desenvolvido.
Ao Projetista Operador do Reator IEA-R1 Sr. Edno Lenhatti pelo
projeto e desenhos
mecnicos necessrios para o desenvolvimento do trabalho.
Ao Sr Jos Carlos Sabino (OM) pela execuo dos componentes
mecnicos utilizados no
trabalho desenvolvido.
Professora lide Mastena e ao Professor talo Salzano pela
colaborao no idioma ingls.
A toda equipe de Nefrologia do Instituto Central da Faculdade de
Medicina da Universidade
de So Paulo (ICFMUSP) na pessoa da Ilma. Sra. Dra. Maria
Cristina Ribeiro de Castro pelos
cuidados e dedicao com minha sade desde 12 de Junho de 1994.
Un agradecimiento especial a Carlitos Montero (in memoriam) por
todos los empujones
dados y su insistncia para que me viniera al Brasil.
AVALIAO DOSIMTRICA DE DETECTORES SEMICONDUTORES PARA
APLICAO NA DOSIMETRIA E MICRODOSIMETRIA DE NUTRONS EM
REATORES NUCLEARES E INSTALAES DE RADIOCIRURGIA
JOS PATRICIO NHUEL CRDENAS
RESUMO
Este trabalho tem como objetivo a avaliao dosimtrica de
componentes semicondutores
(detectores Barreira de Superfcie e fotodiodos PIN) para aplicao
em medies de dose
equivalente em campos de baixo fluxo de nutrons (rpidos e
trmicos), utilizando uma fonte
de AmBe de alto fluxo, a instalao de Neutrongrafia do reator
IEA-R1 (fluxos
trmicos/epitrmicos) e fluxo de nutrons rpidos do ncleo do reator
IPEN/MB-01 (UCRI
Unidade Crtica). Para a deteco de nutrons (trmicos, epitrmicos e
rpidos) foram usados
componentes moderadores e conversores (parafina, boro e
polietileno). Os fluxos resultantes
da moderao e converso foram utilizados para a irradiao de
componentes semicondutores
(SSB - Barreira de Superfcie e fotodiodos). Foi utilizado tambm
um conversor misto
constitudo de uma folha de polietileno borado (marca Kodak).
O mtodo de simulao por Monte Carlo foi utilizado para avaliar de
forma analtica a
espessura tima da parafina. O resultado obtido foi similar ao
verificado experimentalmente e
serviu para avaliar o fluxo de nutrons emergentes do moderador
(parafina). Da mesma
forma, atravs de simulao, foi avaliado tambm o fluxo de nutrons
rpidos que atinge o
conversor de polietileno que cobre a face sensvel dos
semicondutores.
O nvel de radiao gama foi avaliado cobrindo o detector por
inteiro com uma folha de
cdmio de 1 mm de espessura.
O reator IPEN/MB-01 foi usado para avaliar a resposta dos
detectores para nutrons rpidos
de alto fluxo.
Os resultados, de uma forma geral, mostraram concordncia e
similaridade com os trabalhos
desenvolvidos por outros grupos de pesquisas.
Foi tambm estabelecida uma abordagem para o clculo de dose
equivalente utilizando os
espectros obtidos nas experincias.
DOSIMETRIC EVALUATION OF SEMICONDUCTOR DETECTORS FOR
APPLICATION IN NEUTRON DOSIMETRY AND MICRODOSIMETRY IN
NUCLEAR REACTOR AND RADIOSURGICAL FACILITIES
JOS PATRICIO NHUEL CRDENAS
ABSTRACT
The main objetive of this research is the dosimetric evaluation
of semiconductor
componentes (surface barrier detectors and PIN photodiodes) for
applications in dose
equivalent measurements on low dose fields (fast and thermal
fluxes) using an AmBe neutron
source, the IEA-R1 reactor neutrongraphy facility (epithermal
and thermal fluxes) and the
Critical Unit facility IPEN/MB-01 (fast fluxes).
As moderator compound to fast neutrons flux from the AmBe source
was used paraffin and
boron and polyethylene as converter for thermal and fast
neutrons measurements. The
resulting fluxes were used to the irradiation of semiconductor
components (SSB Surface
Barrier Detector and PIN photodiodes). A mixed converter made of
a borated polyethylene
foil (Kodak) was also used.
Monte Carlo simulation metodology was employed to evaluate
analytically the optimal
paraffin thickness. The obtained results were similar to the
experimental data and allowed the
evaluation of emerging neutron flux from moderator, as well as
the fast neutron flux reaching
the polyethylene covering the semiconductor sensitive
surface.
Gamma radiation levels were evaluated covering the whole
detector with cadmium foil 1 mm
thick, allowing thermal neutrons blockage and gamma radiation
measurements.
The IPEN/MB-01 facility was employed to evaluate the detector
response for high neutron
flux. The results were in good agreement with other studies
published.
Using the obtained spectra an approach to dose equivalent
calculation was established.
SUMRIO
Pgina
1.- INTRODUO
..................................................................................................
1
2.- OBJETIVOS
.......................................................................................................
Gerais
.........................................................................................................................
Especficos
.................................................................................................................
5
5
5
3. FUNDAMENTOS TERICOS
..........................................................................
3.1 Interaes radiobiolgicas
...................................................................................
3.1.1 Interaes dos raios gamas com a matria
........................................................
6
6
6
3.1.2 Interao dos nutrons com a matria
...............................................................
7
3.2 Classificao dos nutrons segundo sua energia
................................................. 8
3.3 Dosimetria - definies bsicas
...........................................................................
3.3.1 Qualidade da radiao e Equivalente de Dose
..................................................
11
11
3.3.2 Dose Absorvida
................................................................................................
3.3.3 Fator de Qualidade (QF-Quality Factor) e Tranferncia
Linear de Energia
(LET - Linear Energy Transfer)
.................................................................................
12
12
3.3.4 Dose Equivalente
..............................................................................................
3.3.5 Converso da Fluncia em Equivalente de Dose
..............................................
13
13
3.4 Dosimetria de nutrons
........................................................................................
14
3.5 Conversores de nutrons
......................................................................................
15
3.5.1 Tipos de conversores
........................................................................................
3.5.1.1 Conversor 3He
................................................................................................
3.5.1.2 Conversor 6Li
.................................................................................................
3.5.1.3 Conversor 10B
................................................................................................
17
17
17
17
3.5.1.4 Conversores hidrogenados (geradores ou radiadores de
prtons de recuo).... 18
3.6 Deteco de nutrons
...........................................................................................
3.6.1 Deteco por meio de prtons e partculas alfa
................................................
19
19
3.7 Os semicondutores generalidades
.....................................................................
3.7.1 Estrutura cristalina
............................................................................................
24
24
3.7.2 Diodos semicondutores
.....................................................................................
25
3.7.3 Dopagem de semicondutores
............................................................................
3.7.4 Dependncia da resposta de semicondutores
....................................................
28
28
3.7.5 Vantagens e desvantagens dos detectores de silcio
......................................... 29
3.8 Semicondutores em dosimetria e deteco de partculas Estado da
Arte ......... 32
3.9 Microdosimetria
...................................................................................................
3.9.1 Equivalncia ao tecido
......................................................................................
39
39
3.9.2 Semicondutores em Microdosimetria
...............................................................
40
3.10 Simulao usando o cdigo de Monte Carlo
..................................................... 43
4.- MATERIAIS E MTODOS
..............................................................................
4.1 Materiais
..............................................................................................................
4.1.1 Diodos semicondutores de Barreira de Superfcie (SSBD -
Silicon Surface
Barrier Detector)
........................................................................................................
4.1.1.1 Detectores Barreira de Superfcie da ORTEC
...............................................
4.1.1.2 Detector de silcio TMF-1 de Barreira de superfcie
.....................................
4.1.1.3 Fotodiodos PIN da HAMAMATSU
.............................................................
44
44
44
44
44
44
4.1.2 Componentes moderadores
...............................................................................
4.1.3 Componentes conversores
................................................................................
46
46
4.1.3.1 Conversor de Boro
.........................................................................................
4.1.3.2 Conversor de Polietileno
................................................................................
4.1.3.3 Conversor de Polietileno-Borado
..................................................................
4.1.4 Emissores alfa utilizados para calibrao em energia
......................................
4.1.4.1. Fontes de calibrao
.....................................................................................
4.1.4.1.1 Fonte de 241Am
...........................................................................................
47
47
47
47
47
47
4.1.4.1.2 Fonte de nucldeos mista (239Pu+241Am+244Cm)
........................................
4.1.5 Mdulos preamplificadores sensveis carga (PSC)
........................................
4.1.5.1 Mdulo Pr-amplificador Sensvel Carga da Sochin
Incorporated,............
(PSC-9101)
................................................................................................................
4.1.5.2 Mdulo pramplificador sensvel carga ORTEC 142AH
...........................
48
48
48
48
4.1.6 Eletrnica associada e sistema de aquisio de dados
utilizados na avaliao
dos semicondutores (Arranjo experimental)
..............................................................
49
4.1.7 Fontes de nutrons
............................................................................................
4.1.7.1 Fonte de AmBe Bancada Experimental no Laboratrio CENF
..................
50
50
4.1.7.2 Reatores nucleares de pesquisas
....................................................................
4.1.7.2.1 Reator nuclear IEA-R1
...............................................................................
51
51
4.1.7.2.1.1 Instalao de Neutrongrafia, nutrons trmicos e
epitrmicos ................ 52
4.1.7.2.2 Reator IPEN/MB-01 (Unidade Crtica)
...................................................... 53
4.2 Mtodos
...............................................................................................................
4.2.1 Mtodo para testes preliminares de componentes (Laboratrio
CENF ) ..........
4.2.1.1 Teste de Rise Time dos preamplificadores SOSHIN 9101 e
ORTEC 142.
54
54
54
4.2.1.2 Testes de pr-amplificadores sensveis carga (PSC)
...................................
4.2.1.2.1 Mdulo Preamplificador SOSHIN 9101
....................................................
4.2.1.2.2 Mdulo Preamplificador ORTEC 142AH
..................................................
55
55
55
4.2.1.2.3 Testes comparativos dos detectores tipo barreira de
superfcie (SSB-
Silicon Surface Barrier)
.............................................................................................
4.2.2 Mtodo de calibrao do sistema para deteco e processamento
...................
4.2.2.1 Calibrao utilizando fonte de 241Am
............................................................
56
56
56
4.2.2.2 Calibrao utilizando fonte mista (239Pu, 241Am e 244Cm)
.............................
4.3 Mtodo de deteco de nutrons trmicos
...........................................................
4.4 Mtodo de deteco de nutrons rpidos
.............................................................
57
57
57
4.5 Mtodo de simulao por Monte Carlo para definir o fluxo de
nutrons
emergentes do moderador a parafina
.........................................................................
58
4.7 Mtodo para a determinao da espessura otimizada da pelcula
(ou lamina) de
polietileno.....................................................................................................................
58
5. MEDIES EXPERIMENTAIS
.......................................................................
5.1 Mdies de nutrons trmicos utilizando conversor de 10B
...............................
60
60
5.2 Medio de nutrons trmicos utilizando conversor de polietileno
borado .........
5.3 Medio de nutrons rpidos usando polietileno
.................................................
5.4 Medies na instalao de Neutrongrafia Deteco de nutrons
trmicos e
epitrmicos
.................................................................................................................
61
61
61
5.5 Medies no ncleo do reator IPEN/MB-01 (UCRI) - Deteco de
nutrons
rpidos
........................................................................................................................
62
6. RESULTADOS E DISCUSSES
.......................................................................
6.1 Teste de Rise Time dos preamplificadores SOSHIN 9101 e ORTEC
142.......
64
64
6.2 Detectores SSBs TMF-1 e ORTEC com os preamplificadores 142AH
e
SOSHIN 9101
............................................................................................................
66
6.3 Teste dos detectores SSB com preamplificador SOSHIN
9101........................ 68
6.4 Calibrao utilizando fonte de 241Am
..................................................................
69
6.5 Calibrao - Testes de linearidade do canal de aquisio
....................................
6.5.1 Preamplificador SOSHIN 9101
........................................................................
70
70
6.6 Resposta dos fotodiodos PIN, S3590-04(A) e S1223-01, para a
calibrao com
fonte de 241Am
...........................................................................................................
73
6.7 Calibrao utilizando fonte mista (239Pu, 241Am e 244Cm)
.................................. 74
6.8 Deteco de nutrons trmicos (fonte AmBe)
..................................................... 77
6.8.1 Resposta do fotodiodo S3590-04(A) para nutrons trmicos
(Laboratrio
CENF)
........................................................................................................................
78
6.9 Deteco de nutrons rpidos
..............................................................................
6.9.1 Medies no Laboratrio CENF usando os diodos TMF-1 e
S3590-04
....................................................................................................................
81
81
6.9.2 Medies no Reator IPEN/MB-01 (UCRI)
...................................................... 83
6.9.3 Medies na Instalao de Neutrongrafia nutrons trmicos e
epitrmicos .
6.9.3.1 Resposta dos detectores para nutrons trmicos e
epitrmicos com o reator
operando a uma potencia de 2 MW trmicos
...........................................................
6.9.3.2 Resposta do detector S3590-04(B) para uma potencia do
reator de
3,5 MW
.....................................................................................................................
86
86
86
6.10 Clculo de um fator de converso Contagens para Dose para
dosimetria
utilizando um diodo
...................................................................................................
90
6.10.1 Dados necessrios para o clculo de fator de converso
Contagens para
Dose (fonte AmBe)
....................................................................................................
6.10.2 Dados necessrios para o clculo de fator de converso
Contagens para
Dose (instalao de Neutrongrafia)
...........................................................................
91
91
6.11 Eficincia global da deteco
............................................................................
93
6.12 Anlise de incertezas
.........................................................................................
94
6.12.1 Avaliao de incertezas
..................................................................................
95
6.12.2 Resultado das incertezas
.................................................................................
6.13 Dosimetria de nutrons
......................................................................................
6.13.1 Dosimetria utilizando dois fotodiodos pareados
.........................................
98
98
98
7. DISCUSO GERAL
...........................................................................................
7.1 Consideraes finais
............................................................................................
99
99
8.
CONCLUSES.....................................................................................................
102
9. PROPOSTA DE TRABALHOS FUTUROS
.....................................................
9.1 Sistema de deteco diferencial a ser aplicado em dosimetria
de nutrons
trmicos utilizando dois fotodiodos pareados
........................................................
9.2 Sistema dosimtrico para determinar o equivalente de dose
usando fotodiodo
como elemento primrio de deteco e instrumento rastreado (padro
de
Calibrao
.................................................................................................................
9.3 Desenvolvimento de uma metodologia para a obteno de uma
estimativa de
equivalente de dose (dosmetro individual) utilizando os dados de
deteco de
nutrons obtidos com semicondutores fotodiodos
....................................................
104
104
104
104
9.4 Caracterizao completa de um elemento sensor (semicondutor),
moderadores
e conversores sob campos mistos nutron-gama usando simulao por
cdigo de
Monte Carlo
..............................................................................................................
9.5 Mdulo de monitorao de nutrons de rea utilizando fotodiodos
e
comunicao de dados via Ethernet e sem fio (wireless)
.........................................
9.6. Desenvolvimento de medies eletrnicas na deteco da radiao em
campos
mistos nutrons-gama utilizando a tcnica de discriminao por forma
de pulso
.........................................................................................................................
9.77. Projeto de Medidor de Rotina (Survey Meter) baseado em
componentes
semicondutores para aplicaes em proteo radiolgica
.........................................
105
105
105
105
APNDICE A
.........................................................................................................
Modelagem da fonte de AmBe e do moderador (parafina) utilizado
para os
clculos de fluxo trmico usando o cdigo de Monte Carlo.
106
APNDICE B
..........................................................................................................
Dados referentes s medies de fluxo na instalao de
Neutrongrafia
108
APNDICE C
..........................................................................................................
Medies dosimtricas com instrumento Medidor Porttil (Survey
meter)
fabricado pela LUDLUM MEASUREMENTS modelo 2363
109
APENDICE D
..........................................................................................................
Metodologia para a definio do Fator de Converso Contagens para
Dose
(Neutrongrafia).
110
APNDICE E
..........................................................................................................
Consideraes na aquisio de dados utilizando o software
Maestro.
111
APNDICE F
...........................................................................................................
Parmetros de deteco dos semicondutores utilizados (TMF-1 e
S3590-04)
obtidos atravs da anlise das curvas obtidas usando o software
Maestro..
113
APNDICE G
..........................................................................................................
Dosimetria utilizando dois fotodiodos pareados.
114
APNDICE H
..........................................................................................................
Metodologia para a obteno de uma estimativa de equivalente de
dose (dosmetro
individual) utilizando os dados de deteco de nutrons obtidos
com
semicondutores fotodiodos
116
REFERNCIAS BIBLIOGRFICAS
..................................................................
118
LISTA DE TABELAS
Tabela Pgina
1 Interaes dos nutrons com os elementos componentes do
tecido
biolgico
....................................................................................................
10
2 Valores de Fatores de Qualidade para diferentes
radiaes....................... 13
3 Reaes para a deteco de nutrons
......................................................... 19
4 Caractersticas bsicas dos detectores e fotodiodos utilizados
nas
experincias
...............................................................................................
46
5 Resumo do clculo da energia e fluxo incidentes na superfcie
ativa do
detector
.......................................................................................................
58
6 Resumo do clculo da energia e fluxo incidentes na superfcie
ativa do
detector sem qualquer moderao a uma distncia fonte-detector
de
30 mm
........................................................................................................
58
7 Valores utilizados para a obteno do fator de converso
Contagens para
Dose............................................................................................................
92
8 Resumo dos valores de desvio padro e eficincia para o
detector
TMF-1 e o fotodiodo S3590-04(A) e (B) para nutrons trmicos e
rpidos procedentes da fonte de AmBe, e nutrons trmicos e
epitrmicos da instalao de Neutrongrafia
...............................................
93
9 Resultado da mdia, desvio padro (DP) e incerteza para as
medies
realizadas na instalao de Neutrongrafia usando o detector TMF-1
e o
fotodiodo S3590-04(A) com conversor de polietileno de 0,12 mm
..........
96
10 Parmetros obtidos usando o software de aquisio de dados
Maestro
(ORTEC) na deteco de nutrons trmicos e rpidos usando os
semicondutores TMF-1 e S3590-04(A)
.....................................................
113
11 Valores de contagens por segundo (cps), intervalos de energia
de
nutrons, fluxo correspondente a cada tipo de medio e a eficincia
do
detector com conversor
..............................................................................
116
LISTA DE FIGURAS
Figura Pgina
1 Ilustrao dos trs efeitos mais importantes da interao da
radiao
gama com a
matria.............................................................................
6
2 Intervalos de energia para as principais interaes dos raios
gama
com a
matria.......................................................................................
7
3 Esquema do princpio de operao de um sensor composto de um
sensor (camada ativa) e de um detector de silcio (camada
sensvel)..
16
4 Espectro de impulsos de um contador proporcional 3He com
pronunciado efeito de
parede................................................................
20
5 Estrutura cristalina tipo diamante (Si e Ge), a a constante de
rede. 24
6 Representao esquemtica de uma juno P-N [39]
......................... 26
7 Esquema da polarizao reversa do diodo
.......................................... 27
8 Detectores de Barreira de Superfcie produzidos pela ORTEC
e
IPEN.....................................................................................................
45
9 Fotodiodo HAMAMATSU S3590-04(A) e detector IPEN TMF-1 e a
fonte de 241Am
.....................................................................................
45
10 Preamplificador sensvel carga SOSHIN 9101
................................ 48
11 Preamplificador ORTEC 142 e conectores utilizados
........................ 49
12 Configurao da instrumentao usada para os testes e medies
..... 49
13 Exemplo do espectro da energia dos nutrons emitidos por uma
fonte
de AmBe (adaptada de Thompson e Taylor)
[97]................................
51
14 Ncleo do reator IEA-R1 com a indicao dos Tubos de
Experimentao (BHs) para desenvolvimento de pesquisas em
BNCT, Neutrongrafia e Gama
.............................................................
52
15 Instalao para Neutrongrafia (reator IEA-R1)
................................... 53
16 Ncleo do reator IPEN/MB-01 e os detectores nucleares para sua
operao...............................................................................................
54
17 Bancada experimental e arranjo de proteo radiolgica
.................... 55
18 Arranjo experimental para nutrons trmicos
...................................... 60
19 Arranjo experimental (configurao) para medies de nutrons
rpidos
..................................................................................................
61
20 Configurao fsica do detector TMF-01 e preamplificador
ORTEC
142AH para medies de nutrons trmicos e epitrmicos
.................
62
21 Ncleo do reator IPEN/MB-01 e o arranjo do detector para
as
medies
..............................................................................................
62
22 Resposta do PSC SOSHIN para tempos de Rise Time do
detector
TMF-1 a partculas alfa (fonte 241Am)
.................................................
64
23 Resposta do PSC ORTEC para tempos de Rise Time do
detector
TMF-1 a partculas alfa (fonte 241Am)
.................................................
65
24 Resposta do detector TMF-1 conectado ao PSC ORTEC 142AH a
uma fonte de 241Am
.............................................................................
66
25 Resposta do detector TMF-1 conectado ao PSC SOSHIN
9101......... 67
26 Resposta do detector SSB ORTEC (Au) com fonte de 241Am
............ 67
27 Resposta do detector SSB ORTEC (Ag) conectado ao
preamplificador ORTEC 142AH (fonte de 241Am)
.............................
68
28 Resposta do detector ORTEC (Au) conectado ao
preamplificador
SOSHIN 9101 (fonte 241Am)
...............................................................
68
29 Resposta do detector ORTEC (Au) conectado ao
preamplificador
SOSHIN 9101 (fonte de 241Am)
..........................................................
69
30 Resposta do fotodiodo S3590-04(A) a uma fonte de 241Am
................ 70
31 Distribuio para o PSC SOSHIN 9101 (pulsos 1 a 10 Volts)
............ 70
32 Resposta do sistema a uma varredura de pulsos com amplitude
de 0 a
10 Volts
................................................................................................
71
33 Ajuste da curva de Energia vs. Canal
.................................................. 72
34 Exemplo do espectro de Energia vs Contagens para o
fotodiodo
S3590-04(A)
........................................................................................
72
35 Resposta do fotodiodo S3590-04 a uma fonte de 241Am
..................... 73
36 Resposta do fotodiodo S1223-01 a uma fonte de 241Am
..................... 73
37 Resposta dos fotodiodos S3590-04, S1223-01 e S1336-18BU
utilizados para a fonte mista (239Pu+241Am+244Cm)
............................
74
38 Resposta do fotodiodo S1336-18BU utilizado para a fonte
mista
(239Pu+241Am+244Cm)
..........................................................................
74
39 Resposta do fotodiodo S3590-04(A) para uma polarizao de 0 e
60
V e conversor de polietileno de 1 mm
.................................................
75
40 Resposta do fotodiodo S3590-04(A) radiao gama (60Co) para
uma polarizao de 0, 15, 24, 40 e 60 V e conversor de
polietileno
de 1 mm
...............................................................................................
75
41 Esquema de deteco de nutrons trmicos utilizando conversor de
10B [25]
................................................................................................
77
42 Resposta do fotodiodo S3590-04(A) para medies com nutrons
trmicos utilizando conversor de 10B e polarizado com 15 Volts
.......
78
43 Resposta do fotodiodo para nutrons trmicos (polarizao
reversa
de 15 V), sinal da radiao gama e a diferena destes sinais
..............
78
44 Resposta do fotodiodo (sem polarizao reversa) para
nutrons
trmicos, radiao gama (detector coberto por cdmio) e a
diferena dos dois sinais
......................................................................
79
45 Reposta do fotodiodo aos nutrons moderados utilizando uma
lamina
de polietileno borada, com uma polarizao de 15 V
..........................
79
46 Resposta do fotodiodo nu (sem conversor) aos nutrons trmicos,
a
resposta do detector coberto com cdmio e a diferena destes
sinais.
89
47 Espectro de nutrons para o detector TMF-1 com conversor
de
polietileno (0,12 mm) para fonte de AmBe
.........................................
81
48 Espectro de nutrons para o fotodiodo S3590-04(A) com
conversor
de polietileno (1mm) para fonte de AmBe
..........................................
82
49 Resposta do fotodiodo S1223-01 para nutrons rpidos
utilizando
conversor de polietileno e polietileno borado e polarizao de 0
e
24V
.......................................................................................................
82
50 Resposta (espectro) do detector TMF-1 na Unidade Critica
para
potencias de 1, 2, 4 e 10 W
..................................................................
83
51 Resposta (espectro) do fotodiodo S3590-04 (A) na Unidade
Critica
para potencias de 1, 2, 5 e 10 W
..........................................................
84
52 Espectro de nutrons trmicos e epitrmicos para o detector
TMF-1 e
fotodiodo S3590-04 para uma potencia trmica do reator de 2
MW....
86
53 Resposta do fotodiodo S3590-04(B) para um fluxo de
nutrons
trmicos e epitrmicos usando conversor de 10B
.................................
87
54 Resposta do fotodiodo S3590-04(B) para um fluxo de
nutrons
trmicos e epitrmicos usando conversor de polietileno (1mm)
.........
87
55 Resposta do fotodiodo S3590-04(B) para um fluxo de
nutrons
trmicos e epitrmicos usando conversor de polietileno borado
.........
88
56 Resposta do detector S3590-04(B) para um fluxo de nutrons
trmicos e epitrmicos usando os trs tipos de conversores sem
o
sinal de radiao gama (subtrado)
......................................................
88
57 Resposta do detector S3590-04(B) para um fluxo de nutrons
trmicos e epitrmicos usando os trs tipos de conversores com
o
sinal de radiao gama includo
...........................................................
89
58 Exemplo da janela operacional do Software Maestro mostrando
o
nmero bruto de contagens (GA), o nmero real de contagens
(NA)
e a taxa de contagens em cps
...............................................................
97
A1 Esquema da modelagem (MCNP) da fonte de nutrons e o
moderador (parafina)
...........................................................................
106
A2 Esquema da modelagem (MCNP) da fonte de nutrons sem o
moderador
............................................................................................
107
G1 Esquema da proposta de dosmetro usando a tcnica de deteco
diferencial
............................................................................................
108
1
1.- INTRODUO
Os detectores de radiao, de germnio e silcio, tm sido utilizados
principalmente
para espectrometria gama, e tm substitudo os detectores
cintiladores de estado slido em
aplicaes onde se requer uma alta resoluo energtica. O uso de
diodos de silcio como
detectores de ftons de energia alta e feixes de eltrons,
principalmente no campo da
radiocirurgia, comeou na dcada dos 60. Os dosmetros de germnio
foram excludos devido
ao seu nmero atmico efetivo muito alto, especialmente para
medies de radiao de
energia baixa, alm da necessidade do componente permanecer
refrigerado quando das
medies.
Este efeito no restritivo para sua utilizao em espectrometria,
onde toda a energia da
partcula incidente depositada no detector. Este no o caso na
dosimetria de ftons ou
eltrons e, com maior razo, de nutrons.
Os componentes de silcio tem sido utilizados extensivamente em
espectrometria
nuclear, como descrito na literatura nas ultimas trs dcadas [1,
2, 3, 4 e 5].
Um dos mais importantes interesses em se utilizar semicondutores
em dosimetria o
da sua elevada sensibilidade em relao ao volume ionizante,
comparado com a cmara de
ionizao (preenchida com gs). Geralmente encontrado um fator de
1800 entre a resposta
de um diodo semicondutor de silcio e uma cmara de ionizao do
mesmo volume,
permitindo a reduo do volume sensvel a umas poucas dezenas de
milmetros cbicos. Isto
reduz drasticamente a necessidade de requisitos rgidos referente
parte eletrnica de
condicionamento do sinal produzido por estes sensores e da
amplificao ou integrao da
corrente e permite o desenvolvimento de um detector ideal para o
mapeamento de campos de
radiao. No caso dos diodos, para um melhor desempenho, eles so
normalmente usados
com uma polarizao reversa para obter uma depleo mais profunda,
menor rudo e tempo de
transito mais curto.
Apesar da sua excessiva resposta aos ftons de energia baixa, os
detectores
semicondutores de silcio apresentam caractersticas que os fazem
atrativos para medies de
dose ou taxa de dose em relao s cmaras gs-ionizantes [6].
2
A relevncia do trabalho desenvolvido reside na utilidade que
sistemas dosimtricos
e microdosimtricos podem trazer para as rotinas operacionais nos
centros mdicos, no uso
clnico para dosimetria de ftons de energia alta ou para radiaes
neutrnicas normalmente
encontradas em campos mistos (aceleradores, reatores nucleares,
fabricao de combustveis e
descomissionamento), at o momento, com pouco ou quase nenhum
desenvolvimento no pas.
A possibilidade de utilizao de rotinas computacionais simples
proporcionar um melhor
controle de qualidade da radiao quando dos tratamentos. Devido
sua aplicabilidade, o
trabalho prope uma interao maior entre os centros de pesquisas
nucleares do pas.
Atualmente, em nosso pas, existe um grande interesse pela
dosimetria e
microdosimetria devido a seu vasto campo de aplicao
(radiocirurgia, microeletrnica,
usinas nucleares, etc.). Entretanto, sua aplicao no campo da
radiocirurgia em particular,
sempre teve o problema da sua praticidade quanto ao tipo de
detector a ser utilizado como
elemento primrio de um sistema dosimtrico. A utilizao de cmaras
de ionizao resulta
impraticvel para medidas in-vivo, devido a seu tamanho e ao
risco que representa sua
alimentao de operao em alta voltagem. Assim tambm, os contadores
proporcionais
sofrem destas desvantagens. Por outro lado, a utilizao de diodos
semicondutores representa
uma boa opo para estes entraves.
Existem poucos trabalhos sobre aplicao de diodos semicondutores
na rea
radioteraputica e os projetos nacionais de aplicao realizados se
restringiram sua
aplicao em controle de qualidade nos tratamentos In-Vivo em
radiocirurgia ou para
avaliao de feixes de raios-X [7-9]. Por outro lado, a cada ano
que passa, o cncer se
configura e se consolida como um problema de sade pblica no
mbito nacional e
internacional.
Nos ltimos anos da dcada passada o Brasil obteve um avano
considervel no que
tange s fontes de informaes sobre morbidade por cncer,
acompanhando o progresso j
observado no sistema de informaes sobre mortalidade.
Segundo o relatrio da Agncia Internacional para Pesquisa em
Cncer (IARC)/OMS (World
Cancer Report 2008), a estimativa para o ano de 2008 era de 12,4
milhes de casos novos de
cncer e 7,6 milhes de bitos. O contnuo crescimento populacional,
bem como seu
envelhecimento, afetar de forma significativa o impacto do cncer
no mundo. Esse impacto
3
ser maior nos pases com mdio e baixo desenvolvimento. A IARC/OMS
estimou que, em
2008, metade dos casos novos e em torno de dois teros dos bitos
por cncer ocorreriam
nessas localidades. Destes, os mais incidentes foram o cncer de
pulmo (1,52 milhes de
casos novos), mama (1,29 milhes) e clon e reto (1,15 milhes).
Devido ao mau prognstico,
o cncer de pulmo foi a principal causa de morte (1,31 milhes),
seguido pelo cncer de
estmago (780 mil bitos) e pelo cncer de fgado (699 mil bitos).
Para Amrica do Sul,
Central e Caribe, estimou-se em 2008 cerca de 1 milho de casos
novos de cncer e
589 mil bitos. Em homens, o mais comum foi o cncer de prstata,
seguido por pulmo,
estmago e clon e reto. Nas mulheres, o mais frequente foi o
cncer de mama, seguido do
colo do tero, clon e reto, estmago e pulmo (WORLD CANCER REPORT,
2008).
No Brasil, as estimativas, para o ano de 2010 sero vlidas tambm
para o ano de
2011, indicando uma previso de 489.270 casos novos de cncer. Os
tipos mais incidentes,
exceo do cncer de pele do tipo no melanoma, sero os cnceres de
prstata e de pulmo
no sexo masculino e os cnceres de mama e do colo do tero no sexo
feminino,
acompanhando o mesmo perfil da magnitude observada para a Amrica
Latina. Para 2010,
h uma previso de 236.240 casos novos para o sexo masculino e
253.030 para sexo
feminino. As estimativas indicam que o cncer de pele do tipo no
melanoma (114 mil casos
novos) ser o mais incidente na populao brasileira, seguido pelos
tumores de prstata
(52 mil), mama feminina (49 mil), clon e reto (28 mil), pulmo
(28 mil), estmago (21 mil) e
colo do tero (18 mil) [10].
Estes dados ilustram a importncia do problema social, e para
enfrent-lo so
utilizadas diversas modalidades de terapias, ou seja, cirurgia,
quimioterapia e terapia
utilizando radiao.
Para o tratamento de pacientes por meio de radiocirurgia
utilizam-se aceleradores
lineares ou unidades de Co-60 e para estes procedimentos
realizado um estudo de dosimetria
para estabelecer o tipo, energia, dose e direcionamento dos
feixes para que a irradiao do
tecido afetado seja homognea e o dano em rgos crticos seja mnimo
[11].
Com referncia microdosimetria, embora esta j possua certo
desenvolvimento e
aplicaes nos pases desenvolvidos, no Brasil ainda uma rea
incipiente dentro das
aplicaes da Fsica Mdica e nas instalaes relacionadas com a
energia nuclear.
4
Cientistas e pesquisadores tem procurado compreender, com rara
dedicao, os
aspectos microscpicos da interao da radiao ionizante com a
matria, especialmente em
materiais equivalentes ao tecido humano, para melhor compreenso
dos efeitos biolgicos
resultantes no ser humano [12-13].
Por outro lado, existe um aumento gradual dentro de programas de
sade de Centros
de Tratamento (Teraputicos) onde se utilizam fontes de radiao de
energia alta
(aceleradores clnicos). Em 2002 existiam no Brasil 156 Servios
de Radiocirurgia com um
parque de 113 Unidades (Bombas) de Co-60 e 102 Aceleradores
Lineares (LINAC)
instalados, sendo que 59 destes aceleradores estavam localizados
na regio sudeste [11].
Nos pases desenvolvidos so diagnosticados 30.000 novos casos de
cncer por ano e
por milho de habitantes. Isto significa que dos 750.000 a
1.000.000 de novos casos por ano
em Estados Unidos ou na Comunidade Europia, entre 40.000 a
50.000 se beneficiariam de
tratamento com radiao de alto LET (Transferncia Linear de
Energia). Estes dados ilustram
a importncia do problema [14].
A relevncia maior deste trabalho reside na necessidade de
resolver uma reivindicao
antiga do grupo de Proteo Radiolgica do reator IEA-R1. Isto diz
respeito da monitorao
individual de nutrons, pois devido presena de tubos colimadores
(Beam Holes) que
fornecem feixes de nutrons apesar de estarem blindados, os
nutrons espalhados de vrias
energias fornecem uma dose de radiao s pessoas que trabalham em
estas reas. Atualmente
o controle das doses de nutrons realizado atravs de monitorao
rotineira com detectores
portteis, porm o ideal seria monitorar cada trabalhador
individualmente. No presente
momento o reator IEA-R1 no possui qualquer sistema de monitorao
de nutrons, de rea
ou individual.
5
2.- OBJETIVOS
Gerais.
Avaliao de componentes semicondutores que possam ser utilizados
no
desenvolvimento de um prottipo dosimtrico, constituindo um
sistema de dosimetria e
microdosimetria, visando a determinao da dose equivalente devida
radiao de nutrons.
Estabelecer as caractersticas operacionais do sistema dosimtrico
que possibilite sua
aplicao como um instrumento de apoio nas rotinas operacionais em
radiocirurgia e na
proteo radiolgica de instalaes nucleares.
Especficos.
- Pesquisar diversos tipos de diodos de diferentes fabricantes
para testes de
desempenho sob irradiao, para especificar um modelo que cumpra
com os requisitos de
monitorao de nutrons em rotinas de proteo radiolgica.
- Estudar e avaliar o desempenho de componentes conversores de
nutrons, tais como
o 10B e o polietileno.
- Utilizar, quando necessrio e conforme a aplicao, tcnicas de
simulao
empregando o mtodo de Monte Carlo.
- Avaliar o desempenho dos diodos semicondutores escolhidos,
para estabelecer as
caractersticas operacionais de um sistema dosimtrico que
possibilite sua aplicao (prtica)
em medies de campos mistos nutron-gama e estabelecer uma
abordagem para o clculo de
equivalente de dose a partir dos espectros obtidos nas
experincias.
- Efetuar a comparao dos resultados experimentais com os obtidos
por outros
autores.
- Descrever os critrios (metodologia) para o clculo de
equivalente de dose a partir
dos espectros de Bragg obtidos na parte experimental.
- Propor trabalhos futuros para a continuao da pesquisa de
monitorao de campos
mistos nutrons-gama.
6
3. - FUNDAMENTOS TERICOS
3.1 Interaes radiobiolgicas.
O conhecimento das interaes bsicas da radiao com a matria
essencial para a
compreenso do espectro dosimtrico e microdosimtrico. A radiao de
nutrons sempre
vem acompanhada por radiao gama, seja ela proveniente de estados
excitados do alvo ou
pelos raios gama de captura produzidos no colimador e na
blindagem. Por esta razo, as
interaes da radiao gama (primria) com a matria biolgica devem
ser consideradas.
3.1.1 Interaes da radiao gama com a matria.
A radiao gama transfere energia ao material alvo principalmente
por trs processos:
- Efeito fotoeltrico as interaes acontecem com os eltrons
ligados, e a maior parte da
energia gama transferida a um nico eltron.
- Espalhamento Compton a radiao gama transfere uma frao da sua
energia a um nico
eltron, que conhecido como eltron de recuo emitindo um raio
gama, sendo sua direo e
energia determinadas pela lei da conservao relativstica
momentum-energia.
- Produo de Pares a energia mnima necessria para este processo
de 1,02 MeV (duas
vezes a energia da massa do eletrn em repouso). Na interao, o
raio gama desaparece sendo
substitudo por um par eltron-psitron. A Figura 1 ilustra a
interao dos trs processos [16].
Figura 1: Ilustrao dos trs efeitos mais importantes da
interao
da radiao gama com a matria.
7
Para os constituintes, relativamente leves, do tecido biolgico,
o efeito fotoeltrico
predomina na regio de energia baixa e o efeito Compton o
mecanismo de interao
predominante at umas dezenas de MeV. A produo de pares no um
processo importante
para materiais de interesse biolgico [15]. A Figura 2 ilustra os
intervalos de energia das
interaes da radiao gama com a matria [16].
Figura 2: Intervalos de energia para as principais interaes da
radiao gama com a matria.
3.1.2 Interao dos nutrons com a matria [13].
O nutron uma partcula no carregada cujo principal meio de
interao atravs de
colises com ncleos, pois ele no pode causar ionizao diretamente.
A probabilidade de
interao entre um nutron e um eltron extremamente pequena, sendo
normalmente
desprezada. Os principais processos de interao dos nutrons com
os ncleos so:
- Espalhamento elstico (n, n) o nutron ao colidir com o ncleo
perde energia que aparece
como a energia cintica do ncleo de recuo. A soma das energias
cinticas de todas as
partculas do sistema permanece constante;
- Espalhamento inelstico (n, n`) o nutron ao colidir com o ncleo
espalhado com uma
frao de sua energia de incidncia, uma vez que parte dela usada
em um processo de
excitao nuclear;
- Captura radioativa (n,) o nutron capturado pelo ncleo,
formando um ncleo
composto excitado que emite radiao gama para voltar ao estado
fundamental;
8
- Fisso a captura do nutron por um ncleo pode induzir diviso do
mesmo em dois
fragmentos com massas, raramente, da mesma ordem de grandeza, e
que acompanhada pela
emisso de radiao gama, beta e de nutrons;
- Espalao - o processo em que um nutron de energia alta incide
sobre um ncleo e
provoca a emisso de grande nmero de nutrons e prtons e a formao
de um novo ncleo
com massa muito inferior do original. A espalao do 238U um bom
exemplo. Nela pode
ocorrer a produo de mais de 50 prtons e nutrons. Esse tipo de
interao significativo
para energias de nutrons 10 MeV;
- Reaes que produzem outras partculas o nutron pode atingir um
ncleo produzindo a
emisso de outras partculas tais como prtons ou partculas alfa.
Para altas energias reaes
do tipo (n, 2n) e (n, 3n) ou outras combinaes podem ocorrer.
3.2 Classificao dos nutrons segundo sua energia [13].
Em qualquer discusso sobre a interao de nutrons com a matria,
conveniente
enfatizar alguns intervalos de energia:
- Nutrons trmicos Esses nutrons possuem energia inferior a 0,2
eV, sendo representados
por uma distribuio Maxwelliana com a energia mais provvel a
0,025 eV a 20 C,
correspondendo a uma velocidade de 2200 m.s-1.
A sua principal interao com a matria a captura. As reaes tipo
(n, p), (n, ), ou fisso
tambm podem ocorrer. Muitos nucldeos nessa faixa de energia
possuem uma seo de
choque proporcional a 1/v, ou seja, inversamente proporcional
velocidade do nutron. No
tecido, as reaes importantes a energias baixas so; 1H(n, )2H,
que produz um raio gama de
2,2 MeV, e, 14N(n, p)14C, que resulta num prton de 0,6 MeV. A
reao 10B(n, )7Li muito
usada em detectores de nutrons de energia baixa;
- Nutrons intermedirios esta classificao se refere aos nutrons
com energias que vo de
0,5 eV at 200 keV, aproximadamente. Nutrons de energias
intermediarias geralmente so
obtidos pela perda de energia dos nutrons rpidos em um material
moderador. A distribuio
do fluxo de nutrons , normalmente, inversamente proporcional
energia. Porm, a regio
abaixo dos 100 eV pode conter um nmero de ressonncias onde as
sees de choque podem
aumentar ou diminuir por varias ordens de grandeza em um
intervalo de energia estreito.
9
Nutrons com energias que correspondem s absores de ressonncia so
classificados
como nutrons de ressonncia.
Estes nutrons so geralmente de pouco interesse para estudos
radiobiolgicos, exceto
na obteno de feixes epitrmicos para uso em radiocirurgia. Os
nutrons epitrmicos
utilizados nesse contexto esto no intervalo de 0,2 eV at 1 keV.
importante salientar que os
limites que separam as categorias no so precisos, indicando
apenas ordens de grandeza.
- Nutrons rpidos correspondem aos nutrons com energias no
intervalo de 500 keV a
20 MeV. A interao mais importante desses nutrons com a matria o
espalhamento
elstico. Porm, por volta dos 10 MeV uma parte considervel da seo
de choque
corresponde ao espalhamento inelstico.
A interao mais importante dos nutrons rpidos com o tecido o
espalhamento elstico com
o hidrognio.
Apesar da maior parte da transferncia de energia dos nutrons
rpidos para o tecido
biolgico e materiais equivalentes a tecido ser atravs de prtons
de recuo, a contribuio
relativa de vrios processos de reao na deposio de energia no
tecido depende da
abundncia relativa dos elementos constituintes. Portanto, para a
anlise da interao dos
nutrons com plsticos e gases equivalentes ao tecido, o teor de
hidrognio o principal fator
determinante na forma do espectro de perda de energia em um
Contador Proporcional
Equivalente Tecido (TEPC Tissue Equivalent Proportional
Counter). Entretanto, as reaes
com recuo de ons pesados podem ser significativas.
A perda de energia dos nutrons em um moderador devida
principalmente ao
processo de espalhamento elstico. O nutron transfere no mximo
uma frao 4Br(Br+1)2 da
sua energia aos ncleos de recuo, onde Br a razo entre a massa do
ncleo alvo e a massa do
nutron.
O espalhamento inelstico importante como uma fonte de radiao
gama no
processo de moderao de nutrons e causa grandes perdas de energia
aos nutrons em
materiais com altos valores de Br.[13].
Existem tambm nutrons que possuem energia superior a 20 MeV e so
denominados
nutrons relativsticos [17].
10
A Tabela 1 apresenta um resumo das interaes mais importantes de
nutrons com o
tecido biolgico para energias at aproximadamente 100 MeV [18 e
19].
Tabela 1: Interaes dos nutrons com os elementos componentes do
tecido biolgico.
Elemento Interao
Hidrognio Espalhamento elstico e captura de nutron
Carbono Espalhamento elstico
Espalhamento inelstico
Reaes (n, n` 3) e (n, )
Nitrognio Espalhamento elstico
Espalhamento inelstico
Reaes (n, p), (n, d), (n, t),
(n, ), (n,2), e (n,2n)
Oxignio Espalhamento elstico
Espalhamento inelstico
Reaes (n, p), (n, )
11
3.3 Dosimetria - definies bsicas.
Entende-se por dosimetria a medida da quantidade de radiao
liberada em um local
especfico ou a quantidade de radiao absorvida neste local. Os
efeitos biolgicos das
radiaes dependem da quantidade de energia depositada nos
tecidos. Esse padro depende do
tipo de tecido irradiado, bem como do tipo e intensidade das
radiaes. Isso torna necessrio o
uso de padres quantitativos que nos possibilitem dosar uma
irradiao. O fluxo de um feixe
de radiao, que a quantidade de energia que atravessa uma rea num
intervalo de tempo
geralmente dada em n.cm-2.s-1; a densidade do fluxo, que a razo
do fluxo pela rea e a
intensidade de radiao, que dado pelo coeficiente fluxo de
energia/superfcie que atravessa
representam padres dessa dosimetria. interessante ressaltar no
momento que essa
intensidade varia com o quadrado da distncia entre a fonte e o
alvo desde que no haja
espalhamento dos raios no trajeto [19].
3.3.1 Qualidade da radiao e a Dose Equivalente
O risco devido exposio radiao depende tanto da prpria exposio
quanto da
sua durao. As grandezas dosimtricas providenciam medies fsicas
do efeito da radiao
em algum ponto no local de interesse. O efeito biolgico devido
radiao resulta da
deposio da energia, ionizao do mdio e da introduo de
deslocamentos atmicos. As
grandezas dosimtricas fundamentais so: a dose absorvida, os
fatores de qualidade e a dose
equivalente [19].
Existem duas grandes organizaes internacionais para o
desenvolvimento de
convenes dosimtricas e avaliaes de doses de radiao, sejam elas
devidas exposio
radiao externa ou por inalao ou por ingesto de algum composto de
risco. Para
experimentao e determinao de padres so usados simuladores
(phantom).
Estas duas organizaes so a International Commission on Radiation
Units and
Measurements (ICRU) sediada em Bethesda, MD, USA, que estabelece
assuntos
relacionados com blindagens e dosimetria (publicando guias e
recomendaes) e a
International Commission on Radiological Protection (ICRP),
sediada em Estocolmo,
Sucia, que publica tambm guias e recomendaes internacionais
sobre blindagens e prticas
radiolgicas.
12
Outra organizao que publica tambm assuntos radiolgicos para os
Estados Unidos
a National Council on Radiation Protection and Measurements
(NCRP), sediada tambm
em Bethesda, USA.
O objetivo principal da ICRU tem sido o de desenvolver
recomendaes aceitveis
pela comunidade internacional sobre as grandezas e unidades de
radiao. A ICRU tambm
determina as medies e aplicaes destas grandezas nas reas de
diagnsticos radiolgicos,
radiocirurgia, radiobiologia e aplicaes industriais [4]. A ICRP
reconhecida pela sua
aplicao para a proteo do pblico das radiaes.
Em sua utilizao os nutrons so moderados, espalhados e capturados
dentro do
corpo humano e todos estes processos possuem uma grande
influncia na dose de nutrons e,
consequentemente, na leitura do dosmetro utilizado, calibrado
conforme as normas
correspondentes [2].
3.3.2 Dose Absorvida
A dose absorvida uma grandeza dosimtrica fundamental para a
Proteo
Radiolgica. A Dose Absorvida D definida como a quantidade de
energia (mdia) absorvida
por unidade de massa. A unidade padro o Gray (Gy) sendo igual a
energia transferida por
1 Joule per quilograma. A unidade tradicional da dose absorvida
era o Rad, utilizado ainda
por alguns autores como uma gentileza (para outros usurios)
junto ao Gray, definido como
100 ergs por grama (1 rad=0,01 Gy) .
dm
EdD = (1)
3.3.3 Fator de Qualidade (QF-Quality Factor) e Tranferncia
Linear de Energia
(LET - Linear Energy Transfer).
O Fator de Qualidade (FQ) um fator de ponderao que depende do
tipo e da energia
da radiao. O fator de qualidade para ftons e eltrons de qualquer
energia igual a 1. Para
nutrons o fator de qualidade depende da sua energia. O fator de
qualidade para uma partcula
carregada depende do seu Poder de Freamento (Stopping Power),
que tambm conhecido
como a transferncia linear de energia, o LET. O LET descrito
como a perda esperada de
13
energia por unidade de distncia do caminho percorrido pela
partcula carregada. Valores
tpicos de Fatores de Qualidade so apresentados na Tabela 2 [19,
20 e 21].
Tabela 2: Fatores de Qualidade para diferentes radiaes
Radiao Fator de qualidade (FQ)
X, , , (Todas as Energias) 1
Nutrons < 10 KeV 5
10 100 KeV 10
0.1- 2 MeV 20
2 20 MeV 10
> 20 MeV 5
Prtons (> 1 MeV) [20] 5
Prtons (> 1MeV) [21] 2
Partculas Alfa 20
3.3.4 Dose equivalente
A dose equivalente (H) uma medida do risco de radiao, sendo
igual ao produto da
dose absorvida e o fator de qualidade (FQ) em um ponto no
tecido, ou seja:
H = D (FQ) (2)
A unidade padro para dose equivalente o Sievert (Sv) e a unidade
tradicional o rem onde
1 rem = 0,01 Sv.
3.3.5 Converso da Fluncia em Equivalente de Dose
O coeficiente de converso da fluncia em dose usado para
estabelecer uma relao
entre as grandezas mensurveis e as grandezas operacionais. Este
coeficiente conhecido com
a funo-resposta, que a dose ou resposta por unidade de fluncia
de nutrons. As grandezas
operacionais so determinadas utilizando a equao seguinte:
= )()()( EdEEH (3)
14
Onde H neste caso o equivalente de dose pessoal ou ambiental,
(E) o coeficiente de
converso dependente da energia correspondente e (E) a fluncia de
nutrons em funo
da energia [22].
3.4 Dosimetria de nutrons.
A dosimetria de nutrons tem uma relevncia prtica em um amplo
intervalo de
energia, por exemplo, em BNCT (Terapia de Captura de Nutrons
trmicos pelo Boro) e em
FNT (Terapia de Nutrons Rpidos). Entretanto, as grandezas
dosimtricas usadas em
proteo radiolgica no so diretamente mensurveis. Isto devido
principalmente varivel
qualidade da radiao de nutrons, expressa em fatores de ponderao
da radiao para a
obteno da dose equivalente em um rgo. Para a obteno da dose
efetiva necessrio
multiplicar a dose equivalente dos rgos irradiados pelos fatores
de ponderao do tecido.
Os campos de nutrons na natureza so devidos aos raios csmicos de
energia alta e
so importantes somente no ar a grandes altitudes (acima de 10
km) ou nas naves espaciais.
Campos de nutrons desenvolvidos pelo homem so encontrados em
reas restritas
tais como os reatores de fisso nuclear, ou seja, usinas
nucleares e reatores de pesquisas,
experimentos de fuso nuclear e reatores experimentais a fuso, e
em aceleradores de
partculas para aplicaes mdicas e industriais, assim como em
pesquisa bsica de partculas
de energia alta e fsica da matria condensada. Os campos de
nutrons so encontrados
tambm em depsitos e cascos de transporte de elementos
combustveis usados e lixo
radioativo, como resultado, por exemplo, das reaes (,n). Devido
a sua grande
penetrabilidade, os nutrons, frequentemente, respondem por uma
frao substancial da dose
total no entorno das blindagens radiolgicas [23].
Apesar do baixo nmero de pessoas expostas a este tipo de radiao,
profundas
anlises devem ser desenvolvidas para propsitos de proteo
radiolgica.
As complicaes comeam desde a complexa interao nuclear com a
matria, que
inclui a estrutura dependente da energia na regio de multi
ressonncia e o fato que os
nutrons com energias baixas em torno de uns poucos meV so
capturados produzindo
radiao gama de energia alta at vrios MeV. As energias de nutrons
entre alguns meV (em
reatores nucleares) e algumas centenas de MeV (no espao, em
aeronaves, e produzidos por
15
aceleradores de alta energia) so portanto importantes e cobrem
um intervalo de energia de ao
menos dez ordens de magnitude, necessitando de apropriada
instrumentao dosimtrica para
sua avaliao. Outras complicaes surgem devido aos fatores de
qualidade dependentes da
energia e fatores de ponderao da radiao que requerem uma
informao espectral adicional
que vai alm de uma mera medio da dose absorvida.
Isto pode ser obtido experimentalmente usando espectrometria de
nutrons ou
teoricamente por clculo de transporte usando tcnicas de simulao
de Monte Carlo.
Finalmente tem-se que, os campos de nutrons so inevitavelmente
campos mistos de
nutron-fotn e, portanto, requerem tcnicas dosimtricas especiais
[23].
3.5 Conversores de nutrons.
Diversos materiais so utilizados na prtica de deteco de nutrons.
A deteco de
nutrons realizada em trs passos: o primeiro acontece na camada
conversora do material
conversor onde a radiao incidente produz partculas carregadas
(de recuo, 1H e alfas) seja
por espalhamento (in)elstico (dominado por nutrons rpidos),
exotrmicos (dominado por
nutrons trmicos) ou radiaes endotrmicas. No passo seguinte
alguma destas partculas
deposita energia no diodo de silcio. No terceiro passo a deposio
de energia no volume ativo
leva formao de pares eltron-lacuna, obtendo-se finalmente um
sinal (pulso eletrnico)
proporcional carga gerada.
As partculas neutras, nutrons ou ftons, no conseguem produzir
diretamente
portadores de carga na matria, tendo como conseqncia no caso do
silcio a baixa
sensibilidade para este tipo de radiao, diferena das partculas
carregadas onde sua
sensibilidade prticamente 100%. Os ftons interagem com a matria
principalmente por
meio de efeitos fotoeltricos, espalhamento Compton e produo de
pares. Em todos estes
processos so gerados eltrons energticos que penetram o detector
produzindo partculas
carregadas nele.
Os nutrons podem produzir partculas carregadas atravs de reaes
nucleares e
tambm por espalhamento (produo de partculas de recuo
energticas). O processo de
reao nuclear (captura) dominante para nutrons lentos. Os nutrons
rpidos podem ter
espalhamento (ncleos de recuo) e desta maneira produzir ons
energticos resultando em
sinais no detector. Estes processos, para partculas neutras, no
so suficientemente eficientes
nos detectores de silcio sendo necessrio real-los. Neste tipo de
sensor, portanto,
colocado um material conversor quase que em contato com a rea
sensvel do componente. A
energia das partculas secundrias geradas na camada ativa ento
depositada no volume
16
sensvel do componente, parcialmente, como energia de ionizao. Os
portadores de carga
gerados produzem pulsos de corrente que podem ser registrados
pelo sistema eletrnico. A
altura de cada pulso resultante diretamente proporcional energia
das partculas carregadas.
A sensibilidade destes componentes depende de vrios
parmetros:
a) A rea ativa do conversor deve ser grande o suficiente para
ser sensvel deteco de
nutrons. Isto limitado devido ao aumento do rudo com o aumento
das dimenses.
b) A geometria e orientao do conversor, que pode influenciar a
probabilidade de deteco
de nutrons e a eficincia de deteco angular.
c) A caracterstica nuclear e qumica do material do conversor:
tipo e concentrao de
istopos no material que produzem um nmero maior de partculas
pesadas carregadas por
nutron incidente.
d) A espessura do conversor deve ser otimizada: a probabilidade
da gerao de sinal por
nutron incidente em um sensor (Figura 3), para uma dada energia
de nutrons, aumenta com
a espessura do conversor, alcanando seu mximo e logo diminuindo
devido absoro de
nutrons no conversor. Portanto, a tima espessura do conversor
deve estar perto de, mas
menor que, o alcance das partculas pesadas carregadas no
conversor [24].
Figura 3: Esquema do princpio de operao de um sistema
detector-conversor composto de
um elemento conversor e de um detector de silcio (camada
sensvel).
17
3.5.1 Tipos de conversores.
3.5.1.1 Conversor 3He
O 3He utilizado no desenvolvimento de detectores gasosos. Ele
apresenta seco de
choque de 5330 b (barns) para nutrons trmicos. A converso feita
por meio da reao:
MevpHnHe 764,01131
10
32 ++++ (4)
Nesta reao o prton emitido possui energia cintica de Ep = 0,573
MeV enquanto o
ncleo do trtio emitido com a energia do 3H, igual a 0,191
MeV.
3.5.1.2 Conversor 6Li
O 6Li um elemento usado como conversor para a deteco de nutrons
trmicos. Ele
apresenta seco de choque de 940 barns para nutrons trmicos. A
reao de nutrons
trmicos com o 6Li usado em detectores pode ser escrita como:
MeVHnLi 78,44231
10
63 ++++ (5)
Nesta reao o trtio emitido possui energia cintica do 3H igual a
2,73 MeV enquanto
a partcula emitida com energia igual a 2,05 MeV.
3.5.1.3 Conversor 10B
O 10B usado em vrios tipos de detectores de nutrons
principalmente nos detectores
gasosos usando o gs 10BF3 ou detectores revestidos com boro
(boron-lined). Esse elemento
apresenta seco de choque de 3840 barns para nutrons trmicos.
No conversor de 10B um nutron absorvido com subseqente
transmutao para Li73
e emisso de uma partcula . No 10B a reao de converso (n,) pode
ser escrita como
segue:
(*)792,2
(**)310,2
10
105
42
73
42
73
{ MeVLiMeVLi
nB ++++
+ (6)
(*) Estado fundamental, sendo a freqncia dessa vertente de
apenas 6%
18
(**) Estado excitado, neste caso a freqncia dessa vertente e de
94%. Nesta reao o Ltio
emitido possui uma energia cintica de 0,840 MeV, sendo a
partcula emitida com uma
energia de 1,47 MeV [25].
3.5.1.4 Conversores hidrogenados (geradores ou radiadores de
prtons de recuo).
Estes elementos servem como fornecedores de prtons de recuo
devido reao (ou
interao) de espalhamento elstico ser mais favorvel nos ncleos
leves. Dentre eles o
hidrognio o mais utilizado, justificando a maneira de se referir
a este componente.
No espalhamento elstico, a energia (Q) liberada na reao de
converso igual a zero
devido ao princpio da conservao da energia, ou seja, a energia
cintica total conservada
na reao.
O ncleo do tomo de hidrognio possui apenas um prton e que ao ser
espalhado
chamado de prton de recuo. Os detectores fundamentados nesse
tipo de reao so chamados
de detectores de prton de recuo.
Os detectores gasosos do tipo prton de recuo so usados na deteco
de nutrons de
vrias energias. Nesses detectores, para cada regio de energia do
nutron incidente, o gs de
preenchimento aplicado a uma presso apropriada a fim de otimizar
o rendimento da
deteco do fluxo de nutrons.
Em detectores de estado slido que utilizam materiais que tem em
sua constituio
hidrognio, como, por exemplo, o polietileno, usado um gerador de
prtons de recuo. A
gua, a parafina e os plsticos como o polietileno so substncias
que mantm grandes
propores de hidrognio em suas constituies. Dentre esses, o
polietileno, cuja frmula
mnima (CH2)n, possui 66% da constituio atmica do plstico. Alm de
ser um
componente rico em hidrognio possui excelentes qualidades fsicas
e mecnicas. O
polietileno suporta temperaturas relativamente elevadas tendo
ponto de amolecimento acima
de 80C e caractersticas mecnicas como a rigidez e a dureza que
so desejveis nos projetos
dos detectores [25].
Salgir e Walker[26] descreveram um estudo relacionando a energia
do nutron
incidente e o prton de recuo em material plstico. Os dados de
Salgir e Walker mostram que
19
numa fonte de Am-Be a quantidade de nutrons emergentes em funo
da energia
(entre ~2,5 e ~12,25 MeV) apresenta um perfil complexo com um
valor de pico ao redor de
5 MeV. Esses nutrons ao incidirem em um filme de polietileno de
espessura 0,8 mg.cm-2
produzem prtons de recuo num intervalo de aproximadamente 1,3 a
6 MeV com um perfil de
distribuio semelhante ao perfil grfico da emisso dos nutrons
pela fonte de Am-Be.
3.6 Deteco de nutrons.
As tcnicas utilizadas para a deteco de nutrons descritas em
vrias referncias de
dosimetria se baseiam na medio das partculas carregadas ou os
ftons produzidos durante a
interao dos nutrons com a matria [27, 28, 29, 30, 31 e 32]. As
principais interaes
utilizadas so as de absoro (n,), (n,p), (n,), (n,fisso) e as
colises elsticas com ncleos
leves. Usualmente as diferentes tcnicas de deteco so
classificadas em funo das
partculas secundrias ao invs da energia do nutron incidente.
Entretanto, dar-se- para cada
uma delas, uma indicao do intervalo energtico onde se utilizam e
onde so mais eficazes,
informao muito importante quando da seleo de alguma delas em
concreto.
3.6.1 Deteco por meio de prtons e partculas alfa.
A Tabela 3 ilustra as reaes de maior interesse utilizadas para a
deteco dos nutrons
por meio dos prtons e partculas alfa, assim como a energia Q
liberada e a seo de choque
eficaz.
Tabela 3: Reaes utilizadas para a deteco de nutrons.
Reao Q (MeV) Seo choque eficaz trmica
(barns) 10B(n,a)7Li 2,79 3840 6Li(n,a)3H 4,78 937
3He(n,p)3H 0,764 5400
Estas reaes tm sees de choque eficazes elevadas no intervalo dos
nutrons
trmicos e diminuem em funo da velocidade e dos nutrons segundo a
lei de forma 1.v-1 em
um amplo intervalo energtico, sendo usadas essencialmente para a
deteco de nutrons
trmicos. Os contadores proporcionais a 3He ou a Trifluoreto de
Boro, os cintiladores de
Iodeto de Ltio ou a base de Sulfeto de Zinco revestidos em 6Li
ou em 10B e os dosmetros
20
termoluminescentes (6Li e 7Li), so exemplos de detectores de
nutrons trmicos baseados
nestas reaes [33].
Alguns detectores de traos (dieltricos minerais ou orgnicos)
esto baseados na
deteco dos danos causados pelas partculas carregadas resultantes
das reaes (n,) e (n,p),
os quais so previamente amplificados com procedimentos
fsico-qumicos (revelado
eletroqumico).
No caso de usar os contadores proporcionais a 3He ou de
trifluoreto de 10B, a energia
Q liberada durante as reaes (n,p) e (n,) transferida em forma de
energia cintica s duas
partculas produzidas. Se o volume de deteco grande, estas
partculas depositam toda sua
energia cintica no detector. Isto se traduz, no espectro de
impulsos de sada, de um pico
estrito no entorno da energia Q. Devido a isto, importante
eleger reaes que possuam Q
elevados com o fim de garantir uma discriminao eficiente dos
ftons parasitrios e do rudo
eletrnico.
Se as dimenses do detector so pequenas em comparao ao alcance
das partculas
produzidas, estas podem penetrar nas paredes do detector e,
nesse caso, no depositam toda
sua energia cintica no volume de deteco. Este efeito de parede
se traduz no espectro de
impulsos pela apario de duas zonas planas correspondentes
deposio parcial de energia
como ilustra a Figura 4 [33].
Figura 4: Espectro de impulsos de um contador proporcional
3He
com pronunciado efeito de parede.
21
No caso em que no seja possvel aumentar as dimenses do detector,
a eliminao do
efeito parede pode ser efetuada acrescentando ao gs detector uma
pequena quantidade de um
outro gs, com um alto poder de freamento tais como o Kriptnio ou
o Xennio com o fim de
diminuir o alcance das partculas carregadas produzidas.
As reaes 6Li(n,)3H e 3He(n,p)3H podem servir tambm para detectar
nutrons de
energia alta. A energia dos nutrons se determina calculando a
diferena entre a soma das
energias dos dois produtos da reao usada e a energia Q liberada
por esta. Assim, entre os
espectrmetros de nutrons rpidos, usados para a medio dos nutrons
em um intervalo de
energia compreendido entre aproximadamente 100 keV e alguns MeV,
se encontram os
contadores proporcionais, os detectores em sandwich utilizando o
3He ou o 6Li e certos
cristais cintiladores revestidos com 6Li. A grande sensibilidade
aos nutrons trmicos,
indesejveis para esta aplicao, suprimida cobrindo o detector com
uma flha de material
absorvente de nutrons trmicos, o cdmio, por exemplo.
Alguns detectores usados na dosimetria de nutrons so baseados
nas difuses
elsticas destes com os ncleos atmicos. Os alvos a eleger para
este tipo de detectores so
aqueles que possuem um alto contedo de material hidrogenado. O
nutron com uma massa
comparvel do prton, pode entregar praticamente toda sua energia
por meio de um choque
elstico com um ncleo de hidrognio.
A deteco dos ncleos de recuo (em particular os prtons de recuo)
e a medio da
sua energia permitem estabelecer o nmero e a distribuio
energtica dos nutrons pelos
quais foram gerados. A determinao do espectro energtico dos
nutrons a partir do espectro
dos prtons de recuo realizada por meio de mtodos de deconvoluo
apropriados. A
sensibilidade da tcnica dos prtons de recuo est limitada aos
nutrons que possuem uma
energia suficientemente alta como para ionizar o meio detector
[33].
Entre os detectores baseados em prtons de recuo, esto os
seguintes [30]:
- componentes de emulses fotogrficas e alguns cintiladores
orgnicos plsticos ou lquidos
(Stilbeno, Cintilador lquido tipo NE-213, etc), usados no
intervalo de energia de 500 keV e
20 MeV.
22
- Detector Telescpio, usado no intervalo de 200 keV e algumas
dezenas de MeV. Este
componente consiste em um cristal semicondutor situado a certa
distncia de um conversor de
material hidrogenado e cujo interesse est centralizado nos
prtons de recuo emitidos em um
ngulo com referncia direo do feixe neutrnico incidente.
- Contadores proporcionais a hidrognio chamados a prtons de
recuo sensveis a nutrons
de energias compreendidas entre 1 keV e 15 MeV.
- Detectores de traos com conversores hidrogenados, como el
poly-allyldiglicol-carbone,
mais conhecido como CR-39 ou o LR-115, utilizados com um
conversor hidrogenado com
implantao ou no de 10B e 6Li, so sensveis aos nutrons de
energias compreendidas entre
algumas dezenas de keV e 15 MeV.
- Detectores de borbulhas (Buble Drop Detector), em que pequenas
gotas de um lquido
aquecido se dispersam durante o processo de fabricao dentro de
um polmero elstico,
formando o detector. Quando um nutron incide sobre o detector, o
ncleo de recuo implicado
na reao neutrnica provoca a evaporao das gotas individuais que
se incham com o tempo.
As borbulhas imobilizadas no polmero so visveis aos olhos e uma
vez contados fornecem
uma indicao da dose neutrnica no campo de radiao.
- Contador Proporcional Equivalente ao Tecido (TEPC Tissue
Equivalent Proportional
Counter), chamado tambm de contador de Rossi [34], caracterizado
por uma parede e um gs
de enchimento (a presso) equivalentes ao tecido. Este contador,
de forma cilndrica, funciona
de tal maneira que a amplitude do impulso eltrico produzido
proporcional carga gerada
pela partcula secundria, o que permite detectar a deposio
energtica individual da
partcula primria no volume sensvel. A presso de enchimento se
elege de maneira a simular
um volume equivalente ao tecido de dimenses microscpicas. A
contagem dos impulsos
registrados permite a avaliao da dose absorvida e da dose
equivalente. A distribuio dos
impulsos se estende em um intervalo de energias compreendido
entre 30 keV para uma
ionizao simples at MeV. O TEPC sensvel tanto aos nutrons quanto
aos ftons e a
discriminao dos ftons realizada eletronicamente explorando o
fato de que o impulso
gerado por um prton de recuo possui um tempo de subida (rise
time) diferente do gerado por
um eltron procedente de uma interao fotnica [30].
23
Qualquer fenmeno que varia de uma maneira previsvel com a
energia dos nutrons
pode ser utilizado como elemento primrio de um sistema
espectromtrico. Todos os
espectrmetros se baseiam em quatro princpios:
- Medio das energias das partculas carregadas produzidas pela
interao do nutron.
- Medio do Tempo de Vo sobre um alcance especifico.
- Medio da atenuao e moderao dos nutrons em vrias espessuras de
um material
hidrogenado.
- Medio das reaes de ativao ou de fisso por meio de um conjunto
de detectores com
uma resposta energtica varivel.
24
3.7 Os semicondutores - generalidades
3.7.1 Estrutura cristalina
A distribuio espacial dos tomos de um semicondutor peridica
formando uma
rede (matriz) cristalina. Os tomos esto entrelaados atravs de
enlaces covalentes ocupando
posies fixas ao redor das quais oscilam sem se afastar muito,
constituindo este conjunto de
pontos no espao uma clula unitria que se repete periodicamente
em trs dimenses. Neste
trabalho foram utilizados semicondutores de silcio, os quais
pertencem ao grupo IV da tabela
peridica, tendo, portanto, quatro eltrons de valncia que
entrelaam cada tomo com quatro
tomos vizinhos situados nos cantos de um tetraedro. Este tipo de
estrutura conhecida como
estrutura diamante, como ilustra a Figura 5. A distncia entre os
dois tomos mais prximos
de 2,35 Ao, a constante de rede 5,43 Ao e a densidade 2,33
g.cm-3 [35 - 39].
Figura 5: Estrutura cristalina tipo diamante (Si e Ge): onde a a
constante de rede.
3.7.2 Diodos semicondutores.
Os diodos so semicondutores de silcio usados em dosimetria nas
instalaes de
radiocirurgia como uma cmara de ionizao de estado slido.
Estes diodos quando conectados a um eletrmetro apropriado,
oferecem uma
combinao nica de alta sensibilidade, leitura imediata,
simplicidade da operao, tamanho
pequeno e robustez, alm de apresentarem uma excelente resoluo
espacial,
comparativamente s cmaras de ionizao usuais. Diversos autores tm
demonstrado sua
utilizao tambm no campo da microdosimetria [40 e 41].
25
Em cristais puros de silcio o gap de energia entre a banda de
valncia e a de
conduo de 1,1 eV a temperatura ambiente, que resulta em um nmero
consistente de
eltrons na banda de conduo (1,5x1010 eltrons.cm-3). Com a
finalidade de aumentar os
portadores de carga livres, o silcio pode ser dopado,
substituindo-se alguns tomos de silcio
por tomos com um nmero diferente de eltrons de valncia. O nmero
de valncia do silcio
quatro, se tomos pentavalentes (como o fsforo ou o arsnico) so
depositados na matriz de
silcio. Quatro eltrons de valncia formam ligaes covalentes com
os tomos de silcio e o
ultimo eltron esta ligado debilmente [39].
Em particular, um eltron por tomo dopado ocupar um novo nvel
discreto de
energia no gap, bem prximo da banda de conduo (0,05 eV), tais
eltrons sero
facilmente excitados termicamente, aumentando a condutividade do
semicondutor. Devido ao
fato que as impurezas aumentam a quantidade de portadores de
carga negativos, eles so
chamados de tomos doadores, e um semicondutor dopado desta
maneira um semicondutor
do tipo-n.
Tambm possvel dopar o silcio com tomos trivalentes, como o glio
ou ndio
(chamados de receptores): isto gera nveis de energia prximos da
banda de valncia, estes
estados podem ser alcanados facilmente por eltrons deixando
lacunas na banda de valncia
que se comporta simplesmente como portadores de carga positiva.
Estes materiais so
chamados de tipo-p.
Ambos os portadores podem-se difundir no silcio e atravs de
tcnicas de tratamento
trmico e recombinaes de um com o outro, podem voltar ao seu
estado original
(Annealing).
Quando se junta uma pea de silcio tipo-n com uma do tipo-p
(representando o
modelo bsico de um diodo), as lacunas comeam a se difundir at a
regio-n atravs da
juno, e similarmente os eltrons se dirigem at a regio-p , como
ilustrado na Figura 6 [39].
26
Figura 6: Representao esquemtica de uma juno P-N.
Estes portadores se recombinam na regio da juno causando um pico
de carga com
qualquer lado da prpria juno. O silcio tipo-p recebe eltrons
extras, ficando carregado
negativamente, e vice-versa no tipo-p.
Uma distribuio de carga diferente de zero , portanto, produzida
na juno com um
gradiente de campo eltrico que interrompe o processo de difuso.
Devido ao campo eltrico
h uma diferena de potncial conhecida como potncial de contato. A
regio de campo
eltrico diferente de zero chamada de regio de depleo; se uma
carga livre gerada nesta
zona, ela jogada at a regio n ou p dependendo do sinal. Esta
caracterstica til na
deteco da radiao; radiaes ionizantes atravessando o silcio geram
pares eltron-lacuna
que, se liberados na regio de depleo, so arrastados at os dois
lados do diodo. Se dois
eletrodos so conectados ao dispositivo, uma corrente detectvel,
sendo proporcional
ionizao.
A regio de depleo intrnseca, formada espontaneamente quando duas
peas de
silcio dopadas diferentemente so juntadas, no usualmente
suficiente para uma boa
sensibilidade. Com o fim de aumentar em tamanho a regio ativa,
uma tenso externa
aplicada ao diodo, de tal sorte que o potncial de contato
amplificado: lacunas so atradas
na regio p afastada da juno, e vice-versa para os eltrons
[39].
27
Este tipo de juno diz-se estar polarizada reversamente, e a
tenso externa tambm
melhora a eficincia da coleo de cargas. A Figura 7 mostra um
circuito tpico de diodo: uma
fonte de alimentao fornece a polarizao reversa, e a corrente
produzida pela irradiao na
regio de depleo (proporcional ionizao e por conseqncia dose
absorvida) medida
instantaneamente por um ampermetro [39].
Figura 7: Esquema da polarizao reversa do diodo.
Para a produo de um par eltron-lacuna no utilizada toda a
energia depositada
pela radiao. Na temperatura ambiente a mdia de energia absorvida
por par eltron-lacuna
gerado de 3,2 eV, onde dois teros se perdem por vibraes na
matriz do componente. Esta
quantidade de qualquer maneira de uma ordem de magnitude menor
que para ionizao de
um gs, por esta razo os diodos so mais sensveis do que as cmaras
de ionizao gasosa de
mesmo volume.
Devido ao fato que a resposta dos diodos lida diretamente em um
eletrmetro, esta
realizada em tempo real, mas seu fat