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Jabarra Radioproteção

CURSO TÉCNICO DE RADIOPROTEÇÃO Medidores Nucleares

Curso Técnico de Radioproteção Cleber Jabarra

Introdução

Aplicações da Radioatividade

Apesar do temor involuntário que a

maioria das pessoas sentem ante a própria expressão radioatividade, (devido seguramente a temas antigos como “Hiroshima e Nagasaki”, e atuais com “Chernobyl e Goiânia”), podemos facilmente verificar os inúmeros benefícios que esta ciência nos proporciona hoje em dia.

Para exemplificarmos o acima

exposto, passaremos a citar algumas das aplicações atuais das radiações.

1 - Radiografia e Gamagrafia

Uma das aplicações mais

importantes na indústria refere-se aos ensaios não destrutivos que usam a propriedade de penetração da radiação na matéria para examinar o interior de matérias e conjuntos lacrados.

A radiografia é, portanto, um

método não destrutivo para detectar descontinuidades e heterogeneidades na matéria, e é obtida utilizando-se raios X. Quando se utiliza radiação gama obtém-se a gamagrafia.

Esses métodos são utilizados para

inspecionar qualidade de soldas em navios, tubulações, componentes de aviões, etc.

Em um processo de inspeção

radiográfica, a radiação penetrante (raios X ou gama), atravessa o espécime em ensaio. Uma pequena parte da radiação é absorvida pelo espécime e o restante vai impressionar um filme fotográfico, onde se

poderá visualizar toda estrutura do corpo de prova. Tanto com radiografia como com a gamagrafia pode-se analisar desde folhas finas de vegetais até espessuras de aproximadamente 25 cm de aço.

A escolha da radiação a ser utilizada

depende de uma série de fatores tais como: densidade e espessura do material, forma geométrica do objeto, acesso ao espécime, etc.

2 - Medidores Nucleares

Baseando-se no fato de que o

material colocado entre a fonte de radiação e o detetor absorve ou espalha parte da radiação, a quantidade de radiação que atravessa o material e atinge o detetor pode dar informações sobre a espessura densidade ou nível do material.

Algumas das vantagens no uso

dessa técnica são: a não necessidade de um contato mecânico com o material a ser medido, (isso é importante quando se trata de materiais corrosivos ou tóxicos); a medida poderá ser feita continuamente e a longa distância. Essa técnica também é freqüentemente utilizada para medir níveis de líquidos dentro de recipientes fechados.


Uma fonte radioativa flutua sobre o líquido, e o detetor é colocado na base inferior. O aumento da intensidade da radiação que atinge o detetor indica uma diminuição do nível de líquido.

3 - Detecção de vazamentos

Radioisótopos empregados como

traçadores oferecem um método simples, seguro e razoavelmente barato para detectar vazamentos de líquidos ou gases.

Uma pequena quantidade de

material radioativo é adicionada ao fluxo e assim qualquer vazamento será detectado, mesmo que seja invisível.

4 - Medição de níveis de desgaste em

equipamentos rotativos

Materiais radioativos são usados

como traçadores na fabricação de motores e outros equipamentos rotativos. A análise do óleo lubrificante fornecerá dados sobre o desgaste do motor.

5 - Conservação de Alimentos

Na indústria alimentícia a radiação

pode ser usada para evitar que certas raízes ou tubérculos brotem durante o armazenamento (como é o caso de cebolas e batatas), para eliminar insetos dos grãos antes do armazenamento, ou ainda para preservar alimentos, inibindo ou destruindo as bactérias e outros microrganismos.

A radiação atuando sobre

substâncias alimentícias vai ionizar alguns átomos e alterar a estrutura de moléculas vitais, provocando a morte de bactérias e microorganismos.

Os alimentos, contudo, não sofrem

efeitos nocivos nem se tornam radioativos. Dependendo do alimento, podem

ocorrer certos problemas associados com a esterilização, como a mudança no sabor, na cor e textura. Em outros casos há a diminuição do conteúdo de vitaminas.

Em Setembro de 1976, em Genebra,

uma comissão conjunta de três organizações: a Organização de Fomento e Agricultura (FAO), a Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA) e a Organização Mundial de Saúde (WHO), recomendaram a aceitação incondicional de cinco alimentos irradiados: galinha, mamão, batata, morango e trigo; e propuseram a aceitação provisória da cebola, bacalhau e arroz.


6 - Esterilização de materiais cirúrgicos

A esterilização é o processo pelo

qual as bactérias são completamente destruídas dentro do material, e pode também ser obtida através da irradiação.

Materiais hospitalares como

bandagens, gases, suturas, aparelhos cirúrgicos, drogas, vacinas, seringas, etc., são normalmente fornecidos na forma esterilizada.

A esterilização pode ser feita de

várias formas. O método tradicional é por aquecimento do material entre 150 e 170

o C. Radiações com energia

suficiente podem destruir as bactérias e, portanto, são consideradas agentes esterilizantes.

Alguns cuidados devem ser

tomados, visto que a esterilização pode modificar a estrutura de alguns plásticos, de modo que eles se tornem quebradiços, diminuindo assim as chances de reciclagem desses materiais.

Entre as vantagens dessa técnica,

podem ser citadas: a possibilidade de esterilizar materiais já embalados.

7 - Diagnóstico de Doenças

8 - Radioterapia

9 - Aplicações na Agricultura Uma das mais importantes

aplicações dos radioisótopos é o seu potencial em resolver problemas básicos da produção de alimentos. Alguns dos benefícios trazidos com o uso de radioisótopos são:


a) Orientação de novas variedades de

plantas com características

melhoradas.

A obtenção de variedades

melhoradas de plantas, se feita naturalmente, requer anos de produção e seleção. Irradiando-se sementes ou plantas, é possível aumentar em cerca de 1000 vezes ou mais a taxa de um largo espectro de mutações genéticas. Dentre as novas variedades produzidas, o geneticista deve selecionar aquelas que exibem características melhoradas.

Dessa forma, pode-se obter

plantas que produzam mais, maturem num período de tempo menor e que sejam resistentes a doenças.

O Centro de Energia Nuclear na

Agricultura da Escola Superior de Agronomia Luiz de Queirós, realiza pesquisas nessa área e tem conseguido produzir sementes que aumentam sensivelmente a produção de milho e arroz. A irradiação das sementes é feita com uma fonte de Cobalto-60.

b) Capacidade de aumentar e melhorar

a produção de alimentos através do

conhecimento do metabolismo vegetal

e animal.

O estudo do crescimento e

metabolismo das plantas é feito com radioisótopos, utilizando-os como traçadores. Os isótopos mais comumente empregados são: Carbono-14, Fósforo-32, Enxofre-35, Cálcio-45, Potássio-42, Hidrogênio-3, etc.

O processo de absorção dos

nutrientes, água e fertilizantes é também pesquisado, podendo-se distinguir entre

a absorção pelas raízes e pela folhagem. Com isso, obtém-se também informação sobre o local mais adequado para a colocação de fertilizantes.

c) Controle ou eliminação de insetos

(técnica do macho estéril).

A irradiação e controle de insetos

tornam-se muito importantes na agricultura devido à infestação, depredação e destruição das colheitas alimentares. A irradiação de certos insetos já foi feita com sucesso. Os insetos foram irradiados com Cobalto-60, e soltos de avião, à razão de 400 machos estéreis por milha quadrada por semana. A total erradicação foi conseguida após a quarta geração.

Esse método é válido em áreas

como, ilhas ou áreas limitadas por desertos, oceanos e montanhas.

10 - Análise Laboratorial através da

Ativação com Nêutrons

É a técnica na qual a amostra é

irradiada com nêutrons, a fim de tornar seus elementos constituintes radioativos. Como cada radioisótopo emite um espectro de radiação característico, é possível por esse meio, identificar e medir os elementos presentes na amostra.

Cabe lembrar que a análise por ativação não é destrutiva e que para alguns elementos consegue-se uma sensibilidade muito maior que aquela obtida pela análise química.

A elevada sensibilidade da análise

por ativação na determinação da presença de certos elementos em


quantidades diminutas, tem sido de grande utilidade para as autoridades policiais, pois tem ajudado na elucidação de crimes, visto que, pela análise do cabelo humano, num período que pode se estender a até 100 anos após a morte do indivíduo, pode-se detectar traços de venenos que possam ter sido ingeridos. Essa técnica não se aplica somente para tais fins, tendo sido utilizada até para a análise de minerais na superfície lunar.

11 - Coloração de Cristais

A radiação provoca danos nos

cristais, criando o que se chama de centros de cor, que podem mudar ou intensificar a cor dos cristais. Cristais sem ou com pouca cor e, portanto, sem ou com baixo valor gemológico podem adquirir cor, e consequentemente valor comercial, através da irradiação.

12 - Estudos sobre Poluição Atmosférica

Utiliza-se um método chamado

PIXE (Particle Induced X- ray Emisson) que consiste na irradiação da amostra de ar coletado com prótons ou partículas alfa.

Os prótons ou partículas alfa,

altamente energéticos, arrancam os elétrons das camadas mais internas dos elementos constituintes da amostra.

Quando os elétrons das camadas mais externas passam a ocupar os lugares vazios deixados pelos elétrons arrancados, emitem raios X característicos, que tem energia diferente para cada elemento.

A detecção e a análise desses

raios X fornecerão as informações sobre

a qualidade do ar, cuja amostra foi coletada.

Essa pesquisa está sendo

efetuada pelo grupo de poluição do ar no Instituto de Física da USP, irradiando as amostras do ar com prótons e partículas alfa aceleradas pelo acelerador Pelletrons.

13 - Datação

A datação de fósseis, peças

arqueológicas e rochas podem ser feita cientificamente.

Relatamos dois métodos, ambos

relacionados com a radiação:

a) Datação pelo método do C-14

Por este método, pode-se medir

idades de centenas e até dezenas de milhares de anos de materiais orgânicos. Para se determinar a idade das rochas que têm milhões ou bilhões de anos emprega-se o método de Urânio-238.

No ar existe uma pequeníssima

fração de Carbono-14, em forma de gás carbônico. Para cada 10

12 partes de C

12

há uma de C14

, que são produzidos por

colisões de raios cósmicos incidentes nas camadas mais externas da atmosfera com o nitrogênio do ar.

O C

14 radioativo assim produzido

se desintegra e desapareceria por completo, se não houvesse produção contínua na atmosfera.

Os organismos vivos, plantas e

animais absorvem o carbono do ar diretamente, por fotossíntese, ou indiretamente por ingestão de plantas ou


animais. O carbono existente nos seres vivos como caules, folhas, tecidos humanos, ossos, etc., contém, portanto a mesma fração de C

12 para C

14 existente

no ar. Quando o organismo morre, ele

para de absorver o carbono do ar. A quantidade de C

12 mantém-se constante,

o C14

, por sua vez, vai-se desintegrando sem ser substituído. Portanto a fração de C

14 no carbono total vai diminuindo, e

assim também a radioatividade do material que é medida. A determinação da fração de C

12 para C

14 e sua

comparação com aquela antes da morte do organismo fornecerá informação quanto à idade da peça.

No Brasil há dois laboratórios que

fazem a datação por C14

: O Laboratório de Geocronologia da USP e o Laboratório do Instituto de Física da Universidade Federal da Bahia.

b) Datação por termoluminescência

Este método baseia-se no fato de

que muitos cristais podem armazenar energia proveniente da radiação. Quando o cristal é aquecido, a energia liberada sob a forma de luz é medida, obtendo-se a quantidade de radiação acumulada.

No caso de rochas ou cerâmicas

enterradas contendo quartzo, que é termoluminescente, a radiação natural é acumulada desde a idade zero. No caso das rochas, essa idade é a época da sua formação e, no das cerâmicas, o momento de sua fabricação, em que são queimadas à temperatura de 700

o C

(eliminando qualquer radiação acumulada no quartzo antes da fabricação da cerâmica).

A datação da peça é feita, portanto, determinando-se a quantidade total de radiação acumulada nos cristais e conhecendo-se a radiação de fundo ou natural por ano, através da relação.

radiação natural acumulada

Idade = ---------------------------------- radiação natural anual

14 - Fabricação de Armas Nucleares

Uma das armas de destruição em massa mais poderosas da atualidade é a bomba atômica, embora sua utilização tenha ocorrido na 2ª guerra mundial, nas cidades de Hiroshima e Nagasaki, seu conhecido poder de destruição é assustador. Mais de 300.000 vítimas foram contabilizadas, sendo que, até os dias de hoje, ainda morrem pessoas em virtude dos efeitos genéticos produzidos pelas temidas bombas.

15 - Produção de Energia Elétrica

(Usinas Nucleares)

Reatores nucleares são

dispositivos onde se consegue manter a reação em cadeia, de forma controlada. De modo geral são compostos pelos seguintes elementos fundamentais:


combustível, sistema de controle, sistema de refrigeração, blindagem e, na maioria dos casos, um moderador.

Um nêutron recém-produzido numa reação nuclear de fissão movimenta-se a 16.000 km/s, aproximadamente.

Se ele colidir com o átomo de

Urânio-235, provocará a fissão. Acontece que, como já foi visto, no urânio natural existe apenas um átomo de U-235 por cada 140 átomos de U-238, aproximadamente. Logo, é muito pequena a probabilidade de um nêutron rápido atingir um átomo de U-235 e produzir fissão. É mais provável que isso aconteça no caso de um nêutron se movimentar com velocidade pequena. Há, então, duas maneiras de se construir um reator: ou os nêutrons velozes são

transformados em lentos, ou se aumenta fortemente a proporção dos átomos fissionáveis. Um moderador diminui a velocidade dos nêutrons, sem absorvê-los. Átomos leves como o hidrogênio (na água), o deutério (água pesada) e o carbono (na grafite), são bons moderadores. Os nêutrons lentos são chamados de nêutrons térmicos. O mesmo nome é também usado para designar os reatores que usam moderadores (reatores térmicos).


1 - Fundamentos da física atômica e

nuclear

1.1 - O Átomo

Os historiadores geralmente concordam que a teoria atômica da matéria se originou com os gregos. É difícil saber exatamente quem primeiro lançou as bases dessa teoria, mas os nomes de Leucippus e Epicurus são usualmente associados com seu desenvolvimento inicial. É também improvável que se possa saber o que levou esses pensadores a formular tal teoria, que teve influência profunda na ciência. Existe, entretanto a crença que o atomismo teve sua origem em especulações primitivas sobre a natureza da matéria, aliada à religiosidade do povo grego.

Depois de 14 séculos no ostracismo, devido à aceitação da teoria plena de Aristóteles (“a matéria possui uma estrutura perfeitamente contínua, e poderia ser subdividida para sempre, sem um limite”), o renascimento da teoria atômica foi parte do renovar de interesse nos escritos gregos, e ocorreu na Renascença. Assim, os pensadores do século 17 aceitaram a teoria da matéria corpuscular.

A necessidade de se invocar a hipótese da matéria possuir uma estrutura corpuscular para a interpretação de fatos experimentais, somente ocorreu no final do século 18, quando da descoberta das leis químicas das proporções constantes por Proust (1754 - 1826), e das proporções múltiplas por Dalton (1766 - 1844). Essas leis conduziram, de forma natural, à consideração de que quando substâncias elementares se combinam,

o fazem como entidades discretas ou átomos.

A despeito de sua pequenez, o

átomo é uma complexa combinação de componentes ainda menores. A bem da simplicidade, se constrói uma configuração esquemática para o átomo,

chamada modelo. O modelo que geralmente pode ser usado para representar o átomo é o de um sistema solar em miniatura. Essencialmente o átomo consiste de um núcleo (à semelhança do Sol) bastante pequeno, com carga elétrica positiva, e onde está a maior parte da massa do átomo.

Ao redor desse núcleo está

uma configuração de partículas com carga elétrica negativa, denominadas

elétrons.

1.2 - O Núcleo O núcleo do átomo é formado

de 2 componentes básicos: os prótons, que portam carga elétrica positiva, e os nêutrons, que não contém carga elétrica, sendo, portanto neutros. Nêutrons e prótons são chamados

conjuntamente de nucleons. Como o átomo é eletricamente

neutro, o número de prótons no núcleo é igual ao número de elétrons que giram em torno do núcleo. No âmago do núcleo aparece um tipo de força inteiramente diferente, que mantém juntos prótons e nêutrons. São as chamadas forças nucleares, cuja natureza difere das familiares forças elétrica e gravitacional. O raio de ação das forças nucleares é pequeno (somente atuam dentro do núcleo).


O próton ou o nêutron pesam aproximadamente 2000 vezes mais que o elétron. Isso justifica a afirmação que praticamente toda a massa do átomo está concentrada em seu núcleo. A carga e massa dessas partículas são:

Elétron: e = -1,60210 x 10

-19 Coulomb

me = 9,1091 x 10-31

Kg = 0,00055 uma (*)

Próton: p = +1,60210 x 10

-19 Coulomb

mp = 1,67252 x 10-27

Kg = 1,0073 uma

Nêutron: mn = 1,67482 x 10

-27 Kg 1,0087 uma

O núcleo de cada elemento é

representado pelo símbolo químico do elemento, como H para o hidrogênio, O para o oxigênio, Au para o ouro, U para o urânio, etc; acrescido de seu número atômico (Z), que é simplesmente o número de prótons, e do número de massa (A), que é o número total de partículas (prótons e nêutrons) contidas no núcleo. Os números atômicos dos elementos naturais variam de Z = 1 para o H, até Z = 92 para o U. Elementos artificiais, que podem ser sintetizados em laboratório, possuem Z maiores, como por exemplo, o plutônio (Z=93) e o netúnio (Z=94). O número de nêutrons é designado por N, e assim:

A = Z + N

A notação empregada para

identificar um elemento, coloca o número atômico Z à esquerda e um pouco abaixo do símbolo químico, e o

número de massa A à direita e um pouco acima. Assim, por exemplo:

3Li

7 , 92U

234 , 20Ca

40 , 13Al

27

Então, o 3Li

7 tem: A = 7, Z = 3 e N = 4

Todos os átomos de um

mesmo elemento têm sempre o mesmo número de prótons em seu núcleo, entretanto, com frequência, têm diferentes números de nêutrons. As diversas formas de alguns elementos cujos núcleos contêm números diferentes de nêutrons são conhecidas como isótopos (do grego: mesmo lugar, indicando que ocupam o mesmo lugar na Tabela Periódica - Fig. II.1). Isótopos são então elementos com o mesmo número de prótons, e que assim existem em formas quimicamente idênticas, mas que diferem da massa. Há, por exemplo, 3 isótopos conhecidos do hidrogênio: 1H

1 , 1H

2 , 1H

3

Alguns isótopos existem

naturalmente, outros foram criados artificialmente.

_____________________________

(*) 1 uma é 1 unidade de massa atômica, padrão

em que se medem as massas atômica, adotado em 1961. Por definição, a massa de C

12 é 12

uma, assim: 1 uma = 1,66053 x 10

-27 Kg


1.3 - Radiações Nucleares

Uma das primeiras descobertas após a identificação dos elétrons foi a dos Raios-X por Roentgen (1845 -1923) em 1895. Essa tem sido considerada a pedra fundamental na estrada que leva a física clássica à física de nossos dias.

Roentgen observou a produção de um novo tipo de radiação quando um feixe de elétrons incidia num alvo sólido. Ao investigar suas propriedades, verificou que atravessava substâncias como vidro, papel e madeira, e chamou

esses raios, de raios-x. Raios-X produzem ionização dos

gases que atravessam e apresentam trajetória retilínea, e não se desviam pela ação de campos elétrico e magnético, não sendo então constituídos por partículas carregadas. Eles sofrem reflexão, refração e difração, sendo isso prova convincente de que consistem de radiação eletromagnética como a luz, porém com comprimento de onda menor.

Em 1896, o físico francês Henri

Becquerel (1852 -1908) investigou o relacionamento entre os raios X e o escurecimento de filmes fotográficos, através de materiais compostos de urânio. Uma parte desse sal de urânio foi colocada numa gaveta com placas fotográficas virgens. Após a remoção dos filmes, Becquerel observou que eles tinham sido expostos, embora ainda estivessem embalados em papel à prova de luz. Ele então sugeriu que o urânio emitia uma energia, que após penetrar a camada de papel, ainda era capaz de escurecer as placas fotográficas. Ele se referia a essa energia como radiação ativa. Em 1898, Marie Curie (1867 - 1934) voltou sua atenção a esse

novo fenômeno, e lançou o termo radioatividade para descrever essa forma de energia. Ela e seu marido Pierre Curie (1859 - 1906), descobriram dois novos elementos que exibiam esse comportamento: rádio e polônio. Já em 1904, aproximadamente 20 elementos naturais radioativos eram conhecidos.

Apesar dos pesquisadores terem

estado envolvidos no processo de entendimento do fenômeno radioativo, as contribuições mais significativas durante os primeiros 30 anos do século XX, foram feitas por Ernest Rutherford (1871 - 1937) e seus colaboradores.

Esses pesquisadores descobriram que a radioatividade tem algumas propriedades interessantes: escurece filmes, ioniza gases, produz cintilação (flash de luz) em certos materiais, penetra na matéria, mata tecido vivo, libera grande quantidade de energia com pequena perda de massa, e não é afetada por alterações químicas e físicas no material que está sendo emitido. Esta última característica é de particular importância, já que a radioatividade é supostamente originada dentro do átomo, e se ela não é afetada por alterações químicas, então ela não deve ser associada aos elétrons, pois estes estão envolvidos nas reações químicas. Isso sugere que a radioatividade se origina no núcleo, e que deve ser possível a obtenção de informações sobre ele através de seu estudo.

A análise da radioatividade começa com uma consideração sobre sua natureza. Ela é uma onda (como a luz) ou uma partícula? Tem carga elétrica ou não tem? A experiência que revela mais completamente a natureza da radioatividade é aquela em que a


radiação é dirigida através de um campo elétrico produzido por duas placas paralelas carregadas. O resultado dessa experiência é surpreendente. Um único feixe de radiação é desdobrado em 3 pela ação do campo. A deflexão (desvio) em direção à placa carregada negativamente indica um feixe carregado positivamente, e a deflexão em direção à placa positiva indica um feixe negativamente carregado. O feixe que não se desvia não tem carga. Desde que a natureza desses 3 feixes não era conhecida naquela época, eles foram simplesmente identificados como radiação alfa (carga positiva), radiação beta (carga negativa) e raios gama (carga nula).

A importância dessa experiência é

que ela revelou que a estrutura dos átomos podia ser alterada, e que alguns átomos encontrados na natureza, especialmente os mais pesados, possuíam núcleos instáveis.

Experiências posteriores

revelaram que os raios são os mais

penetrantes, enquanto que os raios são os de menor penetração.

A natureza

exata de cada um desses 3 tipos de radiação somente foi conhecida muitos anos depois, e o resultado obtido é mostrado na tabela a seguir.

RADIAÇÃO CARGA MASSA

+ 2 4 u.m.a.

- 1 1/1840 u.m.a.

nula nula

Tabela - Características das radiações

Na figura abaixo está uma rápida

visualização do poder de penetração dessas radiações. .

1.4 - Radiação Alfa A experiência que confirmou a

identidade da partícula com um núcleo de hélio 2He

4 (constituído de 2 prótons e

2 nêutrons) foi realizada por Sir James Dewar em 1908 e repetida por Rutherford e Royds em 1909. Essas 4 partículas estão fortemente ligadas entre si (energia de ligação

(*) alta), de forma

que a partícula se comporta em muitas situações como se fosse uma partícula

fundamental. Uma partícula tem então uma massa igual a 4 vezes a massa do próton (ou 7000 vezes a massa do elétron), e carrega duas unidades de carga elétrica positiva.


A emissão de partículas é o único tipo de decaimento radioativo espontâneo que emite partículas pesadas, excetuando-se a fissão. Isso é verdade tanto para as espécies naturais como para as produzidas artificialmente.

O processo de decaimento para um núcleo pode ser escrito como:

ZXA Z-2Y

A-4 + 2

4 + Energia (*)

Onde: Z é o número atômico, A o

número de massa, e X e Y simbolizam diferentes espécies nucleares. Um exemplo concreto seria escrito como:

94Pu239

92U235

+ 24

+ 5,2 MeV

Os produtos do decaimento

(núcleos filhos) de um núcleo obtidos por

emissão de partículas podem ou não ser radioativos.

(*) A energia da radiação é expressa em elétron-

volt (eV). Um elétron-volt é a energia que um elétron ganha ao passar através de um potencial elétrico de 1 volt. O elétron-volt é uma unidade muito pequena. As energias das radiações são usualmente expressas em Kilo (1000) ou mega (1000000) elétron-volt: 1 Kiloelétron-volt = 1 KeV = 1000 eV 1 Megaelétron-volt = 1 MeV = 1000 KeV

Sendo a energia de ligação da

partícula extremamente alta (28 MeV) quando comparada a dos nucleons (6 - 8 MeV) na maioria dos núcleos, a

emissão espontânea de partícula ocorrerá somente em núcleos pesados (A > 150). Como a maior parte das

partículas emitidas pelos núcleos tem energia entre 3 e 7 MeV, a sua velocidade é da ordem de um décimo da velocidade da luz. Obs.: a energia da

partícula chega a 11,65 MeV no 212

Po.

1.5 - Radiação Beta A emissão de radiação beta é um

processo mais comum entre os núcleos leves ou de massa intermediária, que possuem um excesso de nêutrons ou de prótons em relação à estrutura estável correspondente. Radiação beta é o termo usado para descrever elétrons de origem nuclear, carregados negativamente.


A radiação β consiste de elétrons (também chamados megatons) de alta energia que se originam no núcleo. Esses elétrons nucleares têm propriedades idênticas aos elétrons atômicos, e assim sua massa é (1/1840) uma, e carregam uma unidade de carga negativa. Um núcleo é instável porque tem poucos prótons, e então apresenta excesso de nêutrons, tenderá a se estabilizar aumentando sua carga nuclear, ou seja, emitindo elétrons. assim, numa análise rápida, o

decaimento - se reduz na transformação

do nêutron em próton, como por exemplo:

1H3

2He3

+ -1e0

Dentre as propriedades do

decaimento β, destacam-se: a) a quantidade de núcleos que se

desintegram por β é bem maior do que por desintegração α já que os núcleos leves também sofrem desintegração β;

b) sendo a velocidade das

partículas β da ordem da velocidade da luz

(vβ≈0,99c), deve-se levar em conta efeitos relativísticos;

1.6 - Radiação Gama

A radiação pertence a uma classe conhecida como radiação eletromagnética. Esse tipo de radiação consiste de quanta ou pacotes de energia transmitidos em forma de um movimento ondulatório. A radiação eletromagnética é uma modalidade de propagação de energia através do espaço, em que não há necessidade de um meio material. Outros membros bem conhecidos dessa classe são: ondas de rádio, raios X, e inclusive a luz visível.

A diferença essencial entre a

radiação e a radiação X está na sua

origem. Enquanto os raios resultam de mudanças no núcleo, os raios X são emitidos quando os elétrons atômicos sofrem uma mudança de orbital.

A radiação eletromagnética pode ser representada como uma dupla vibração que compreende um campo magnético H e um campo elétrico E. Estas duas vibrações estão em fase, têm direções perpendiculares, e se propagam no vácuo com velocidade c (velocidade da luz) segundo uma direção perpendicular ao plano que definem.

1.7 - Raios X

Quando elétrons, acelerados

por um campo elétrico intenso, colidem com um alvo metálico, eles reduzem sua energia cinética, mudam de direção e,


alguns deles, emitem a diferença de energia sob a forma de ondas eletromagnéticas, os raios X. Os elétrons sofrem espalhamento e redução da velocidade devido à atração da carga do núcleo e à repulsão dos elétrons dos átomos do material alvo. Por isso, esse tipo de radiação é também denominado

de radiação de freamento (bremsstrahlung).

O feixe de elétrons é gerado por

emissão termoiônica num filamento aquecido. O campo elétrico é obtido aplicando-se uma alta voltagem entre os terminais do tubo de raios X, onde o alvo metálico, anodo, é polarizado positivamente e o filamento, catodo, negativamente. A emissão de raios X só ocorre, obviamente, quando estiver ligada a alta tensão. Quanto maior a tensão aplicada ao tubo, maior será a energia dos raios X gerados e maior também o seu poder de penetração. Aumentando-se a corrente, aumenta-se a intensidade do feixe.

1.8 - Nêutron

O nêutron foi descoberto em 1932 pelo físico inglês James Chadwick (1891 - 1974), através da reação:

4Be9 + 24

6C12 + 0n

1 O nêutron tem massa de repouso

de aproximadamente 1,008 uma, sendo então ligeiramente maior que a do próton. A carga elétrica do nêutron é nula, e ele não pode causar ionização diretamente. Isto facilita sua penetração no interior dos núcleos, constituindo um ótimo projétil para provocar reações nucleares. Fora dos núcleos, o nêutron é uma partícula instável que se dissocia

espontaneamente, num tempo de 12 minutos, segundo a reação:

0n1 = 1p

1 + -1e0 + 0,78 MeV

Os nêutrons são geralmente classificados de acordo com suas energias em 4 categorias:

Nêutrons térmicos: são os que estão em equilíbrio térmico com o meio, ou seja, não há troca de energia cinética entre os nêutrons e os átomos termicamente agitados do meio. Sua velocidade mais provável é de 2,2 x 10

5

m/s, que corresponde à energia cinética de 0,025 eV. Nêutrons intermediários: são aqueles que estão na faixa de energia de 0,5 eV a 10 KeV. Nêutrons tendo energias abaixo de 100 eV são também chamados de nêutrons lentos. Nêutrons rápidos: são os que têm energias entre 10 KeV e 10 MeV. Nêutrons relativísticos: são nêutrons com energias maiores que 10 MeV.

1.9 - Decaimento da atividade com o

tempo

Quando um átomo instável emite

partículas , ou radiação , ele perde energia. Este processo é chamado de decaimento radioativo, sendo que a palavra decaimento se refere a um decréscimo na energia. O decaimento de um átomo particular é evento puramente aleatório (é comum se usar o termo randômico).


É possível prever, por exemplo, que um certo núcleo irá eventualmente

emitir uma partícula , mas não se pode dizer quando ele a emitirá. Tudo o que se pode fazer é associar a um átomo instável uma probabilidade dele vir a decair num certo intervalo de tempo. Se ele não decair nesse intervalo, ele tem a mesma probabilidade de vir a decair no próximo intervalo de tempo idêntico, e assim sucessivamente.

A descoberta da radioatividade se

antecipou à idéia quântica de Planck, à interpretação de Einstein para o efeito fotoelétrico, à teoria de Bohr, e à mecânica ondulatória. A imprevisibilidade de desintegrações radioativas individuais foi realmente a primeira indicação experimental que o mecanismo determinístico da física precisava de uma revisão. Assim, a radioatividade teve dois aspectos importantes: mostrou que os elementos não eram invioláveis, e que ela não estava sujeita a uma análise causal. Este último aspecto foi assimilado como uma parte da física.

Apesar de pouco se poder dizer a respeito de um átomo instável individual, é possível estudar completamente, num sentido estatístico, uma coleção de muitos átomos instáveis. Cada átomo instável tem sua própria probabilidade de decair, e portanto, é significativo dizer que para uma grande amostra de átomos, em média, uma dada fração de átomos decairá num certo tempo. O intervalo de tempo geralmente usado é o tempo requerido para metade dos átomos instáveis decair. Este intervalo é conhecido como a meia-vida de uma dada coleção de átomos. Uma particular espécie radioativa sempre decai com a mesma razão, e portanto tem um único valor para a meia-vida. Além do mais, a

razão de decaimento não é afetada por alterações químicas ou físicas na amostra. Desde que a atividade da amostra seja proporcional ao número de átomos instáveis presentes, a meia-vida será também o tempo em que a atividade da amostra decrescerá para a metade de

seu valor inicial. Seja N0 o número de átomos instáveis iniciais de uma amostra.

Após um tempo t = t 1/2 , definido como sua meia-vida, o número de átomos

presentes na amostra será N0 /2. Observa-se experimentalmente

que quanto maior for a atividade (ou o número de átomos instáveis), maior será o número de átomos que decairá num dado intervalo de tempo. Esta lei de decaimento radioativo é mostrada na figura abaixo, para qualquer amostra radioativa.

O intervalo de tempo necessário

para o decaimento de 50 % dos átomos de uma amostra radioativa é o tempo de


meia-vida. O valor das meias-vidas, varia de frações de segundo para alguns átomos instáveis produzidos artificialmente, até bilhões de anos para alguns elementos radioativos naturais.

Considere duas amostras de

material radioativo, cada uma contendo inicialmente 100.000 átomos instáveis. A amostra A tem uma meia-vida de uma semana e a amostra B tem uma meia-vida de duas semanas. As curvas de decaimento dessas duas amostras estão mostradas na figura acima. Note que em ambas as amostras, 50.000 desintegrações ocorrem durante a primeira meia-vida (100.000 átomos presentes no início do intervalo), 25.000 desintegrações ocorrem durante a segunda meia-vida (50.000 átomos presentes no início do intervalo). 12.500 desintegrações ocorrem durante a terceira meia-vida (25.000 átomos presentes no início do intervalo), e assim por diante. Portanto, o número de desintegrações é proporcional ao número de átomos instáveis presentes.

A razão de desintegração de uma amostra na unidade de tempo é definida como atividade, que é proporcional ao número de átomos instáveis, e assim também varia exponencialmente, sendo expressa matematicamente por:

A = . N(t) = . N0 e - . t

A = A0 . e - . t

Onde:

A é a atividade da amostra após decorrido o tempo t

A0 é a atividade da amostra no instante inicial

é a constante de desintegração

= 0,693

t ½

t1/2 é a meia-vida da amostra

Logo:

- 0,693. t

t 1/2

A = A0 . e

1.10 - Meia-vida do radioisótopo, t1/2

O intervalo de tempo, contado a

partir de um certo instante, necessário para que metade dos átomos radioativos decaia é denominado de meia-vida. A relação entre a meia-vida e a constante

de decaimento é expressa por:

t ½ = 0,693

A meia-vida pode ter valor muito pequeno como os do

20F e

28Al, com

11 s e 2,24 min respectivamente, longas como o

90Sr (28 anos),

60Co (5,4 anos) e

137Cs (30,1 anos), e muito longas como

os do 232

Th (1,405 x 10 9

anos) e 238

U (4,46 x 10

9 anos).


2. Radioproteção e Dosimetria A seguir serão feitas referências a

unidades de radioatividade que medem várias características das radiações ionizantes e das substâncias radioativas. Novos sistemas de unidades têm sido recentemente adotados, e as definições serão dadas nesses termos. Entretanto, as antigas unidades ainda permanecem, e se apresentará o relacionamento entre nova e antiga unidade.

2.1 - Atividade, A

Como foi visto, a atividade A de uma amostra radioativa num dado tempo, é a razão (quociente) da variação do número de desintegração nucleares espontâneas (dN) num intervalo de tempo dt. Assim:

dN

A = (Bq = s -1

)

dt

Até recentemente, a unidade padrão de radioatividade foi o Curie, cujo símbolo é Ci, que foi originalmente definido como a atividade de 1g (um grama) de rádio. Mais tarde, esta definição foi padronizada como

3,7 x 1010

desintegrações por segundo.( * )

1 Ci = 3,7 x 1010

s-1

( exatamente ) ( ** )

Por exemplo, a atividade de 1g de rádio é 3,7 x 10

10 s

-1 , mas para se obter

a atividade de 3,7 x 1010

s-1

numa amostra de cobalto radioativo (Co

60),

somente são necessários 3,04 mg de Co

60 .

Visto de outra forma, num grama de Co

60 existem 329 Ci de atividade.

Assim, o Curie mede somente uma taxa de desintegração. Para se medir quantidade de atividades grandes ou pequenas, são utilizados múltiplos ou frações da unidade básica. Essas várias unidades, com uma idéia de uma região de uso, estão mostradas na tabela a seguir. Em 1977, a ICRP – 26

( *** ) ,

definiu como unidade padrão de atividade o Becquerel (Bq), definido como 1 desintegração por segundo.

1 Bq = 1s-1

e então:

1 Ci = 3,7 x 1010

Bq

A unidade especial de atividade, o Ci, pode ainda ser usada temporariamente.

Notas: (*) É bom salientar que, uma desintegração

por segundo não significa a emissão de uma radiação por segundo, pois numa desintegração nuclear, podem ser emitidas várias radiações de vários tipos e várias energias. O termo desintegrar, não significa, se destruir.

(**) Medidas cuidadosas mostraram que a

razão de desintegração de 1g de rádio está próximo de 3,7 x 10

10 desintegrações por

segundo.

(***) ICRP - Comissão Internacional de

Proteção radiológica. A ICRP foi estabelecida pelo 2º Congresso Internacional de Radiologia, em 1928, e é reconhecida internacionalmente como órgão responsável pela recomendação de valores máximos permitidos para exposição à radiação ionizante.


Unidades para expressar a atividade numa amostra de material radioativo

Nome Símbolo Tamanho Razão de

desintegração

Aplicação

Curie

Ci

-

3,7 x 10

10 s

-1

- fonte para radiografia

mili-Curie

mCi

10

-3 Ci

3,7 x 10

7 s

-1

- terapia com rádio e outros

radioisótopos

micro-Curie

Ci

10

-6 Ci

37.000 s

-1

- pesquisa diagnóstico em medicina nuclear

pico-Curie

pCi

10

-12 Ci

2,2 min

-1

- quantidade frequente, medida em amostras de sangue

Kilo-Curie

kCi

10

3 Ci

3,7 x 10

13 s

-1

- teleterapia de cobalto

Mega-Curie

MCi

10

6 Ci

3,7 x 10

16 s

-1

- atividade produzida em reatores

nucleares ou em bombas atômicas

2.2 - Exposição, X

A carga elétrica de mesmo sinal, gerada pela ionização pode ser contabilizada e relacionada, por

exemplo, com a massa do volume de

material onde ela se distribuiu. Esta relação é a base da definiçào da grandeza Exposição X , ou seja :

dQ

X = (C . kg -1

)

dm

Para radiações diferentes de X e

, a densidade de ionização pode ser maior ou menor, considerando-se o dano causado na célula.

A exposição é então uma medida da quantidade de radiação absorvida pelo ar, definida a partir da ionização

que os fótons ( raios X ou ) produzem no ar, e está diretamente relacionado ao fluxo de radiação incidente num dado corpo.


A unidade de exposição é Coloumb por Kilograma. Isto é, C.Kg

-1. A

unidade especial de exposição é o Roentgen (R), que pode ser usada temporariamente, sendo equivalente a:

1R = 2,58 x 10-4

C.Kg-1

1R = 1,61 x 1012

pares de íons/g de ar

1R = 87,7 ergs absorvidos/g de ar

1R = 96 ergs absorvidos/g de tecido

macio (músculo)

Observação - Em média são gastos

33,7 eV (5,4 x 10-11

erg) de energia para

a produção de 1 par de íons.

2.3 - Dose Absorvida, D O impacto inicial da necessidade

de alargar conceitos e quantidades, foi sentido na área de proteção radiológica. O Roentgen foi inadequado não somente porque era limitado a raios X e

, mas também porque não era uma medida de dose absorvida. Em 1953, a ICRP estabeleceu uma nova grandeza, a dose absorvida, que representou um passo real na direção de uma melhoria na terminologia dosimétrica.

A relação entre a energia

absorvida e a massa do volume de material atingido é a base da definição da grandeza Dose Absorvida, logo, dose absorvida, D, é a grandeza dosimétrica

fundamental expressa por D = d/dm,

onde d é a energia média depositada pela radiação em um volume elementar

de matéria de massa dm. A unidade no

sistema internacional é o joule por

quilograma (J/kg), denominada gray

(Gy).

Assim :

d

D = ( J . kg –1

)

dm A unidade de dose absorvida é

então Joule por Kilograma (J.Kg-1

). O nome dessa unidade de dose absorvida

é gray (Gy), definido por :

1Gy = 1 J . Kg-1

A unidade especial de dose

absorvida, o rad, pode ainda ser usada temporariamente, e é equivalente a:

1 rad = 10-2

J . Kg-1

Que se aplica a qualquer tipo de radiação, e a qualquer meio material. 1 rad é aproximadamente igual a dose absorvida pelo tecido vivo mole quando exposto a 1R de raios X de energia média (~ 250 KeV).

2.4 - Dose Equivalente, HT

Grandeza expressa por HT=DTwR,

onde DT é a dose absorvida média no

órgão ou tecido e wR é o fator de ponderação da radiação.

A unidade no sistema internacional

é o joule por quilograma (J/kg),

denominada sievert (Sv).

HT=DTwR (J . kg – 1

= Sievert)

A unidade especial de equivalente

de dose, o rem, pode ainda ser usada temporariamente, e é equivalente a:

1 rem = 10-2

J.Kg-1


O fator de ponderação da

radiação wR , é adimensional e constitui um fator de peso proveniente da simplificação dos valores de Eficiência

Biológica Relativa (RBE) dos diferentes tipos de radiação, na indução de determinado tipo de efeito biológico.

Valores do Fator de Peso da radiação wR para os diversos tipos de radiação

CNEN-NN-3.01


2.5 - Limitação de dose individual A exposição normal dos indivíduos

deve ser restringida de tal modo que nem a dose efetiva nem a dose equivalente nos órgãos ou tecidos de interesse, causadas pela possível combinação de

exposições originadas por práticas autorizadas, excedam o limite de dose especificado na tabela a seguir, salvo em circunstâncias especiais, autorizadas pela CNEN. Esses limites de dose não se aplicam às exposições médicas.

a] Para fins de controle administrativo efetuado pela CNEN, o termo dose anual deve ser considerado como dose no ano calendário, isto é, no período decorrente de janeiro a dezembro de cada ano. [b] Média ponderada em 5 anos consecutivos, desde que não exceda 50 mSv em qualquer ano. [c] Em circunstâncias especiais, a CNEN poderá autorizar um valor de dose efetiva de até 5 mSv em um ano, desde que a dose efetiva média em um período de 5 anos consecutivos, não exceda a 1 mSv por ano. [d] Valor médio em 1 cm

2 de área, na região mais irradiada.

Os valores de dose efetiva se aplicam à soma das doses efetivas, causadas por exposições externas, com as doses efetivas comprometidas (integradas em 50 anos para adultos e até a idade de 70 anos para crianças), causadas por incorporações ocorridas no mesmo ano.


2.6 - Controle de Exposição: Tempo,

Distância e Blindagem

O controle da exposição à radiação, necessário para garantir o

atendimento aos requisitos estabelecidos em normas de radioproteção, fundamenta-se em três fatores principais:

Tempo de Exposição - Prevenção de acúmulo desnecessário de Dose, pela redução do tempo de permanência na proximidade de fontes de radiação.

Distância da Fonte - Atenuação

da radiação, baseada na lei do inverso do quadrado da distância; e

Blindagem - Atenuação da

radiação, por meio de anteparos de concreto, chumbo, aço, alumínio, entre outros materiais.

2.6.1 Tempo de Exposição

A redução, tanto quanto possível, do tempo de permanência em áreas onde estão presentes fontes de radiação ionizante é uma maneira simples de evitar exposições desnecessárias, uma vez que a Dose acumulada é diretamente proporcional ao tempo de exposição a essa radiação (Dose = Taxa de Dose x Tempo).

2.6.2 Distância da Fonte

O aumento da distância entre uma fonte de radiação ionizante e um indivíduo é, também, uma solução simples para minimizar a Exposição, e, consequentemente, o acúmulo de Dose. No caso de fontes puntiformes, é valida

a Lei do Inverso do Quadrado da Distância, qual seja:

D1 / D2 = (d1/ d2)

2

Onde D1 e D2 são as Taxas de

Dose nas distância d1 e d2 da fonte, respectivamente.

Por exemplo, quando a distância

de um indivíduo à fonte dobra, a Dose é reduzida a um quarto do seu valor inicial.

2.6.3 Blindagem

Quando os níveis de radiação permanecem altos, mesmo que, dentro do viável, seja mínimo o tempo de permanência em locais que possuam fontes emissoras de radiação e máxima a distância mantida dessa fonte, é necessário introduzir o fator blindagem, para fins de limitação de Dose. Acessórios como colimadores, biombos, aventais e óculos de proteção são exemplos de dispositivos empregados para minimizar a Exposição à radiação. A determinação da espessura e material adequado para confecção desses dispositivos depende do tipo (raios –X, raios gama, partículas alfa ou beta, nêutrons) e da intensidade da radiação ( por exemplo, Atividade do material radioativo ou potência do equipamento emissor de raios-X), bem como do valor de Dose aceitável, após a atenuação pela blindagem.

Da mesma forma, para o cálculo

da blindagem de uma instalação, são considerados os fatores mencionados anteriormente, sendo que, após a escolha dos materiais de construção, tanto da instalação em si como da blindagem adicional, calculam-se as


espessuras, levando em conta, também, a localização dos equipamentos ou fontes emissores de radiação, as direções de incidência do feixe, o tempo de operação dos equipamentos ou manuseio das fontes radioativas bem como os fatores de ocupação da instalação e das áreas vizinhas, entre outros aspectos.

2.7 - Dosimetria de Área

Quando se tem uma fonte radioativa exposta, ou mesmo com blindagem, uma das preocupações dos Supervisores ou Técnicos de Radioproteção é conhecer o nível de radiação que os trabalhadores ou indivíduos do público podem estar expostos, e assim, introduzir medidas cautelares para evitar as exposições desnecessárias ou minimizá-las.

Dosimetria de área é a

determinação (teórica ou prática) da Taxa de Exposição (X) ou de Taxa de Dose Equivalente (H). 2.7.1 – Cálculo da Taxa de Exposição

A taxa de exposição pode ser

associada à atividade de uma fonte radioativa, emissora de radiação gama, nas seguintes condições:

a) a fonte é suficientemente pequena (pontual), de modo que o fluxo varie com o inverso do quadrado da distância;

b) a atenuação na camada de ar intermediária entre a fonte e o ponto de medida seja desprezível ou corrigida pelo fator de atenuação;

c) somente fótons provenientes da fonte contribuem para o ponto de medida, ou seja, que não haja espalhamento nos materiais circunvizinhos.

Nestas condições a Taxa de Exposição é expressa por:

. X = . A (R/h)

d2

Onde:

= Constante de taxa de exposição para um dado radionuclídeo, conhecido

como “gamão”, e expresso em unidade

de (R.m2) / (Ci . h).

A = atividade da fonte gama, em

unidade Curie (Ci)

d = distância fonte-ponto de medida, em

metros (m) Os valores da constante de taxa

de exposição (gamão), dependem de cada radionuclídeo gama emissor e são

tabelados em unidades de ((R.m2) /

(h.Ci)), como na tabela abaixo. É bom observar que existem pequenas variações nos valores de tabela para tabela, por motivos de atualização de técnicas de medida ou simplesmente operacionais. As unidades utilizadas podem ser transformadas nas unidades de S.I, utilizando as relações já conhecidas, caso seja necessário.


Tabela - Valores da Constante de Taxa de Exposição ()

em unidades de (R.m2) / (Ci.h)

Elemento (Gamão) Elemento (Gamão)

Sb-124 0,98 Na-22 1,20

Cs-137 0,33 Na-24 1,84

Co-57 0,09 Ra-226 0,825

Co-60 1,32 Ir-192 0,50

I-125 0,07 Au-198 0,232

I-137 0,22 Tc-99 0,07

2.8 – Dosimetria Individual

Quando os trabalhadores permanecem expostos a radiação em sua rotina de trabalho, torna-se necessário monitorar, não apenas o ambiente de trabalho, mas também, cada trabalhador individualmente. A Dosimetria Individual é a determinação da Dose Equivalente (H) do trabalhador, levando-se em consideração a Taxa de Exposição, a qual ele encontra-se exposto e o tempo total de exposição.

2.8.1 Cálculo da Dose Equivalente

Considerando o tempo de exposição para o cálculo da Dose Equivalente, teremos:

. H = X . t

. Como: X = . A (mR/h)

d 2

Teremos: H = . A . t (mREM)

d 2

H = Dose Equivalente (REM)

= Constante de taxa de exposição para um dado radionuclídeo, conhecido como “gamão”, e expresso em unidade de (mR.m

2) / (h. mCi)

A = atividade da fonte gama (mCi) d = distância fonte - ponto de medida, em metros (m)

t = tempo de Exposição, em horas (h)


2.9 - Blindagem para Radiação A blindagem visa diminuir os

níveis de radiação a valores aceitáveis, de acordo com as Normas Básicas de Proteção Radiológica, o que pode ser conseguido através dos fatores:

a) tempo: limitando-se o tempo de permanência do operador junto à fonte, o que nem sempre é possível, pois algumas operações podem ser demoradas;

b) distância: mantendo-se a maior distancia possível entre o operador e a fonte, de forma a não inviabilizar o manuseio;

c) blindagem: interpondo-se um material absorvedor de densidade maior do que o ar, entre o operador e a fonte.

A atenuação das radiações X e

gama por materiais, permite construir blindagens, quando necessárias, utilizando para isso a lei de atenuação exponencial:

I = Io . e- x

Camada Semi-redutora

O coeficiente de atenuação total depende do material atenuador e do feixe incidente. Assim, no caso de uma fonte que emite raios X ou raios gama de várias energias, para se calcular a espessura da blindagem ter-se-ia que usar vários valores correspondentes às diversas energias e as diversas taxas de emissão de cada radiação, o que seria muito tedioso. Como a intensidade de um feixe de fótons, pelo seu modo de

interação, não pode ser totalmente atenuada pela blindagem, utiliza-se um parâmetro experimental, denominado de Camada Semiredutora (HVL = Half Value Layer ou d1/2), definido como sendo a espessura de material que atenua à metade a intensidade do feixe

de fótons. A relação entre e HVL é dada por:

0,693

=

HVL

Assim, a lei de atenuação

exponencial pode ser escrita como :

- 0,693 x

HVL

I = I0

. e


3 - Efeitos Biológicos

3.1 - Formas e tipos de irradiação

A correlação entre a exposição à radiação ionizante e os efeitos biológicos induzidos no homem, foi estabelecida inicialmente de modo dualizado, em que se pôde afirmar a realidade de sua existência. Entretanto, para o seu detalhamento, foi necessária a adoção de modelos de exposição e hipóteses baseadas em extrapolações, uma vez que dependia claramente, da quantidade, forma e período de exposição, bem como de expectativas de concretização dos efeitos, em termos de sua observação no tempo. Isto porque os dados experimentais disponíveis eram relacionados a exposições com doses elevadas, a acidentes radiológicos, às observações nas vítimas de Hiroshima e Nagasaki ou a experiências com cobaias.

As conclusões dos estudos iniciais

poderiam ter comparações e confirmações diretas em pacientes submetidos a tratamento de radioterapia ou em experiências em cobaias, onde propositadamente as doses são elevadas. Entretanto, para o estabelecimento de recomendações de segurança para o trabalho rotineiro com a radiação ionização em suas diversas aplicações, aonde as doses são mantidas duas a quatro ordens de grandeza menores que as anteriormente citadas, a observação dos efeitos biológicos fica ofuscada pela ocorrência de muitos outros efeitos, provocados por outros agentes físicos ou químicos, inclusive ambientais. Um modelo conservativo em termos de radioproteção seria a correlação linear entre dose e efeito, mesmo para baixos valores de

dose. Este modelo, utilizado até hoje, se baseia numa extrapolação para doses muito baixas, do ajuste da curva obtida entre dose e efeitos biológicos observados em valores elevados.

Questiona-se, como é óbvio, da sua validade científica, pois poderia estar ignorando possíveis valores limiares para certos efeitos ou minimizando a ocorrência de alguns outros efeitos, devido a influência e comportamento de outros fatores nesta região de baixas doses.

Figura - Modelo de extrapolação linear

(curva a) para a correlação entre dose e efeito biológico, onde não são contabilizados possíveis efeitos de aumento da probabilidade de ocorrência

na região de doses baixas (curva b) ou da existência de limiares ou de fatores de redução da incidência dos efeitos até

então desconhecidos (curva c).


3.2 - Danos celulares O processo de ionização ao

alterar os átomos, pode alterar a estrutura das moléculas que os contêm. Se a energia de excitação ultrapassar a energia de ligação entre átomos, pode ocorrer quebra das ligações químicas e conseqüentes mudanças moleculares. Da energia transferida pela radiação ao tecido, metade dela induz excitações, cujas conseqüências, são menores que as de ionização. Se as moléculas alteradas compõem uma célula, esta pode sofrer as consequências de suas alterações, direta ou indiretamente, com a produção de radicais livres, íons e elétrons.

Os efeitos da radiação dependem da dose, da taxa de dose, do fracionamento, do tipo de radiação, do tipo de célula ou tecido e do indicador (endpoint) considerado.

Tais alterações nem sempre são

nocivas ao organismo humano. Se a substância alterada possui um papel crítico para o funcionamento da célula, pode resultar na alteração ou na morte da célula. Em muitos órgãos e tecidos o processo de perda e reposição celular, faz parte de sua operação normal. Quando a mudança tem caráter deletério, ela significa um dano.

Dos danos celulares, os mais

importantes são os relacionados à molécula do DNA. As lesões podem ser quebras simples e duplas da molécula, ligações cruzadas (entre DNA-DNA, entre DNA-proteínas), alterações nos açúcares ou em bases (substituições).

As aberrações cromossômicas

são o resultado de danos no DNA,

principalmente devido às quebras duplas, gerando os dicêntricos ou os anéis. As células danificadas podem morrer ao tentar se dividir, ou conseguir realizar reparos mediados por enzimas.

Se o reparo é eficiente e em

tempo curto, o DNA pode voltar à sua composição original, sem conseqüências posteriores. Num reparo propenso a erros, pode dar origem a mutações na sequência de bases ou rearranjos mais grosseiros, podendo levar à morte reprodutiva da célula ou a alterações no material genético das células sobreviventes, com consequências à longo prazo.

3.3 - Mutações As mutações, nas células

somáticas (do corpo) ou germinativas (das gônadas) podem ser classificadas em 3 grupos:

a) mutações pontuais (alterações na seqüência de bases do DNA);

b) aberrações cromossomiais estruturais

(quebra nos cromossomos); c) aberrações cromossomiais numéricas

(aumento ou diminuição no número de cromossomos).

3.4 - Modificação celular As mudanças na molécula de DNA

podem resultar num processo conhecido como transformação neoplástica. A célula modificada, mantendo sua capacidade reprodutiva, potencialmente pode dar origem a um câncer. O aparecimento de células modificadas


pode induzir o sistema imunológico a eliminá-las ou bloqueá-las. Entretanto, as células sobreviventes, acabam por se adaptar, devido a modificações estimuladas por substância promotora. A multiplicação deste tipo de célula dá origem a um tumor, num estágio denominado de progressão. Após período de latência, se as células persistirem na reprodução, superando as dificuldades de divisão celular, os possíveis desvios de percurso devido a diferenciações e mecanismos de defesa do organismo, surge o tumor cancerígeno.

3.5 - Morte celular Quando a dose de radiação é

elevada (vários Gy), muitas células de tecido atingidas podem não suportar as transformações e morrem, após várias tentativas de se dividir. O aumento da taxa de perda pode às vezes ser compensado com o aumento da taxa de reposição. Neste caso, haverá um período de transição, onde a função do tecido ou órgão foi parcialmente comprometida e posteriormente reposta. A perda de células em quantidade considerável pode causar prejuízos detectáveis no funcionamento do tecido ou órgão. A severidade do dano caracteriza o denominado efeito determinístico, uma vez que o limiar de dose que as células do tecido suportam, foi ultrapassado. As células mais radiosensíveis são as integrantes do ovário, dos testículos, da medula óssea e do cristalino.

3.6 - Etapas da Produção do efeito

biológico pela Radiação

3.6.1 - Efeitos Físicos Quando uma pessoa é exposta à

radiação ionizante, nos locais atingidos aparecem muitos elétrons e íons livres, radicais produzidos na quebra das ligações químicas e energia cinética adicional decorrente da transferência de energia da radiação ao material do tecido, por colisão. Uma significativa fração desta energia produz excitação de átomos e moléculas, que pode ser dissipada, no processo de desexcitação, sob a forma de fótons.

Para radiações, do tipo raios X e

gama, estes efeitos ocorrem de uma maneira mais distribuída devido ao seu grande poder de penetração. Para radiações beta, os efeitos são mais superficiais, podendo chegar a vários milímetros, dependendo da energia da radiação. Já as radiações alfa, não conseguem penetrar em um décimo de milímetro na pele de uma pessoa. Seus efeitos provocados por exposições externas são pouco relevantes.

Porém, no caso de inalação ou

ingestão de radionuclídeos alfa-emissores, elas podem danificar seriamente células de alguns órgãos ou tecidos, pelo fato de serem emitidas em estreito contato ou no seu interior. Esta fase física tem uma duração da ordem de 10

-13 segundos.


3.6.2 - Efeitos Químicos Como os átomos e moléculas

atingidos pela radiação estão dentro de células, que possuem um metabolismo e uma grande variedade de substâncias, a tendência seria a neutralização gradual dos íons e radicais, no decorrer do tempo, ou seja, a busca do equilíbrio químico. Esta fase físico-química dura cerca de 10

-10 segundos, e nela, os

radicais livres, íons e os agentes oxidantes podem atacar moléculas importantes da célula, inclusive as substâncias que compõem o cromossomo.

3.6.3 - Efeitos Biológicos Esta fase varia de dezenas de

minutos até dezenas de anos, dependendo dos sintomas. As alterações químicas provocadas pela radiação podem afetar uma célula de várias maneiras, resultando em: morte prematura, impedimento ou retardo de divisão celular ou modificação permanente que é passada para as células de gerações posteriores. A reação de um indivíduo à exposição de radiação depende de diversos fatores como:

quantidade total de radiação recebida;

quantidade total de radiação recebida anteriormente pelo organismo, sem recuperação;

textura orgânica individual;

dano físico recebido com a dose de radiação simultaneamente (queimadura, por exemplo);

intervalo de tempo durante o qual a quantidade total de radiação foi recebida.

É bom salientar que o efeito biológico constitui a resposta natural de um organismo, ou parte dele, a um agente agressor ou modificador. O surgimento destes efeitos não significa uma doença.

Quando a quantidade de efeitos biológicos é pequena, o organismo pode recuperar, sem que a pessoa perceba.

Por exemplo, numa exposição à radiação X ou gama, pode ocorrer uma redução de leucócitos, hemácias e plaquetas e, após algumas semanas, tudo retornar aos níveis anteriores de contagem destes elementos no sangue.

Isto significa que, houve a

irradiação, ocorreram efeitos biológicos sob a forma de morte celular e, posteriormente, os elementos figurados do sangue foram repostos por efeitos biológicos reparadores, operados pelo tecido hematopoiético.

3.6.4 - Efeitos orgânicos – Doenças Quando a quantidade ou a

freqüência de efeitos biológicos produzidos pela radiação começa a desequilibrar o organismo humano ou o funcionamento de um órgão, surgem sintomas clínicos denunciadores da incapacidade do organismo de superar ou reparar tais danos, que são doenças.

Assim, o aparecimento de um

tumor cancerígeno radioinduzido, significa já quase o final de uma história de danos, reparos e propagação, de


vários anos após o período de irradiação. A ocorrência de leucemia nos japoneses, vítimas das bombas de Hiroxima e Nagasaki, teve um máximo de ocorrência cinco anos após. As queimaduras originárias de manipulação de fontes de 192

Ir, em acidente com irradiadores de gamagrafia, aparecem horas após.

Porém os efeitos orgânicos mais dramáticos, como a redução de tecido, ou possível perda dos dedos, podem levar até 6 meses para acontecer.

As fases descritas anteriormente

podem ser ilustradas na figura a seguir:

Fases do efeito biológico produzido pela radiação ionizante


3.7 - Classificação dos efeitos

biológicos

3.7.1 - Denominação dos efeitos

biológicos Os efeitos radioinduzidos podem

receber denominações em função do valor da dose e forma de resposta, em função do tempo de manifestação e do nível orgânico atingido. Assim, em função da dose e forma de resposta, são classificados em estocásticos e determinísticos; em termos do tempo de manifestação, em imediatos e tardios; em função do nível de dano, em somáticos e genéticos (hereditários).

3.7.2 - Efeitos estocásticos São efeitos em que a

probabilidade de ocorrência é proporcional à dose de radiação recebida, sem a existência de limiar. Isto significa, que doses pequenas, abaixo dos limites estabelecidos por normas e recomendações de radioproteção, podem induzir tais efeitos. Entre estes efeitos, destaca-se o câncer. A probabilidade de ocorrência de um câncer radioinduzido depende do número de clones de células modificadas no tecido ou órgão, uma vez que depende da sobrevivência de pelo menos um deles para garantir a progressão. O período de aparecimento (detecção) do câncer após a exposição pode chegar a até 40 anos. No caso da leucemia de 2 anos. Na próxima figura é apresentada uma estimativa do tempo de latência para o aparecimento de câncer após exposição.

3.7.3 - Efeitos determinísticos São efeitos causados por

irradiação, total ou localizada, de um tecido, causando um grau de morte celular não compensado pela reposição ou reparo, com prejuízos detectáveis no funcionamento do tecido ou órgão. Existe um limiar de dose, abaixo do qual a perda de células é insuficiente para prejudicar o tecido ou órgão de um modo detectável. Isto significa que, os efeitos determinísticos, são produzidos por doses elevadas, acima do limiar, onde a severidade ou gravidade do dano aumenta com a dose aplicada. A probabilidade de efeito determinístico, assim definido, é nula para valores de dose abaixo do limiar, e 100%, acima.


Além da severidade, os efeitos determinísticos variam com a frequência em que um dado efeito, definido como condição patológica reconhecível, aumenta em função da dose, em uma população de indivíduos com diferentes susceptibilidades (curvas a, b, e c), conforme ilustra a figura a seguir:

Os principais exemplos de efeitos

determinísticos na pele são eritema e descamação seca para dose entre 3 e 5 Gy, com sintomas aparecendo após 3 semanas; descamação úmida acima de 20 Gy, com bolhas após 4 semanas; necrose para dose acima 50 Gy, após 3 semanas.

Na tabela a seguir, são

apresentados os limiares de dose para efeitos como esterilidade temporária ou permanente, opacidade das lentes, catarata, e depressão do tecido hematopoiético, para exposição única e fracionada.

3.7.4 - Efeitos somáticos Surgem do dano nas células do

corpo e o efeito aparece na própria pessoa irradiada.

Dependem da dose absorvida, da

taxa de absorção da energia da radiação, da região e da área do corpo irradiada.

3.7.5 - Efeitos genéticos ou

hereditários São efeitos que surgem no

descendente da pessoa irradiada, como resultado do dano produzido pela radiação em células dos órgãos reprodutores, as gônadas.

Têm caráter cumulativo e

independente da taxa de absorção da dose.

Na tabela a seguir, são

apresentados, alguns limiares de dose para efeitos determinísticos nas gônadas, cristalinos e medula óssea.


TECIDO e EFEITO

LIMIAR DE DOSE

Dose Equivalente Total

recebida em uma única exposição

(Sv)

Dose Equivalente Total

recebida em uma exposição fracionada

ou prolongada

(Sv)

Taxa de Dose Anual

recebida anualmente em

exposições fracionadas ou

prolongadas por muitos anos

(Sv)

Gônadas - esterilidade temporária - esterilidade

0,15

3,5 – 6,0

ND ND

0,40 2,00

Ovários - esterilidade

2,5 – 6,0

6

> 0,2

Cristalino - opacidade detectável - catarata

0,5 – 2,0

5,0

5

> 8

>0,1

> 0,15

Medula Óssea - depressão de hematopoiese

0,5

ND

> 0,4

3.7.6 - Efeitos imediatos e tardios Os primeiros efeitos biológicos

causados pela radiação, que ocorrem num período de poucas horas até algumas semanas após a exposição, são denominados de efeitos imediatos, como por exemplo, a radiodermite. Os que aparecem depois de anos ou mesmo décadas, são chamados de efeitos retardados ou tardios, como por exemplo, o câncer.

Se as doses forem muito altas,

predominam os efeitos imediatos, e as lesões serão severas ou até letais. Para doses intermediárias, predominam

os efeitos imediatos com grau de severidade menor, e não necessária-mente permanentes. Poderá haver, entretanto, uma probabilidade grande de lesões severas a longo prazo. Para doses baixas, não haverá efeitos imediatos, mas a possibilidade de lesões a longo prazo.

Os efeitos retardados, principalmente o câncer, complicam bastante a implantação de critérios de segurança no trabalho com radiações ionizantes. Não é possível, por enquanto,


usar critérios clínicos porque, quando aparecem os sintomas, o grau de dano causado já pode ser severo, irreparável e até letal.

Em princípio, é possível ter um critério biológico e espera-se algum dia ser possível identificar uma mudança biológica no ser humano que corresponda a uma mudança abaixo do grau de lesão. Por enquanto, utilizam-se hipóteses estabelecidas sobre critérios físicos, extrapolações matemáticas e comportamentos estatísticos.

3.8 - Síndrome de irradiação aguda

3.8.1 - Exposições acidentais com

altas doses A exposição com feixes externos

de radiação e, em alguns casos, com contaminação interna por radionuclídeos, pode resultar em valores elevados de dose absorvida, envolvendo partes do corpo ou todo o corpo. Estas exposições ocorrem em situações de acidente, envolvendo fontes radioativas de alta atividade ou feixes de radiação intensos produzidos por geradores de radiação ionizante, como aceleradores de partícula, reatores e máquinas de raios X. Como resultado destas exposições o organismo humano desenvolve reações biológicas que podem se manifestar sob a forma de sintomas indicativos de alterações profundas provocadas pela radiação, conhecidos como Síndrome de Irradiação Aguda ou, como denominam algumas pessoas, Síndrome de Radiação Aguda.

Na análise microscópica do organismo humano, percebe-se que muitas células tiveram, entre outros

danos, seus cromossomos atingidos e, algumas células exibem aberrações cromossomiais. Estas aberrações cromossomiais podem ser observadas com auxílio de um microscópio óptico, após devido procedimento de cultura biológica, separação e tratamento do material amostrado para análise, por exemplo, o sangue. O cromossomo normal tem a forma de um “X”. As formas mais características de aberrações produzidas são os denominados cromossomos dicêntricos e em forma de anel.

Os dicêntricos são formados pela emenda aleatória de dois cromossomos mutilados pela radiação, cada um contribuindo com um centro. Os anéis aparecem quando um mesmo cromossomo é cortado nas duas extremidades, e elas se ligam formando um anel. A frequência relativa de dicêntricos e anéis dependem da dose, da energia e do tipo de radiação.

3.8.2 - Exposição externa localizada As lesões mais severas

produzidas por exposições localizadas e de altas doses são, resumidamente:

a) Lesões na pele - eritema precoce 3 < D < 10 Gy - epiderme seca 10 < D < 15 Gy - epiderme exudativa, 15 < D < 25 Gy - queda de pelos cabelos - radiodermite - necrose D > 25 Gy b) Lesões no olho - catarata D > 2 Gy


c) Lesões nas gônadas Homem - esterilidade temporária D > 0,3 Gy

- esterilidade definitiva D > 3 Gy Mulher - esterilidade 5 Gy < D < 8 Gy d) Lesão no feto - teratogênese D > 0,1 Gy OBS: efeitos em função da dose e idade do feto.

3.8.3 - Síndrome da irradiação aguda

O conjunto e a sucessão de sintomas que aparecem em vítimas de acidentes envolvendo doses elevadas de radiação é denominado de Síndrome de Irradiação Aguda.

Os sistemas envolvidos são o

circulatório, particularmente o tecido hematopoiético; o gastrointestinal e o sistema nervoso central. Para valores de dose e os sintomas associados podem ser representados de modo simplificados, conforme mostra a tabela abaixo:

SÍNDROME DE IRRADIAÇÃO AGUDA

FORMA

DOSE ABSORVIDA

(Gray)

SINTOMAS

Infra- clínica

< 1

Ausência de sintomas, na maioria

dos indivíduos

Reações leves Generalizadas

1 a 2

Astenia, náuseas e vômitos de 3 a 6 horas após a exposição.

Efeitos desaparecendo em 24 horas

Síndrome Hematopoiética leve

2 a 4

Depressão da função medular

(anemia, leucopenia e trombopenia). Máximo em 3 semanas após a exposição e voltando ao normal

em 4 a 6 meses

Síndrome Hematopoiética grave

4 a 6

Depressão severa da

função medular

Síndrome do sistema

gastro-intestinal

6 a 7

Diarréia, vômitos, hemorragias

Síndrome do Sistema

Nervoso central

> 10

Coma e morte horas após

a exposição.


A dose letal média fica entre 4 e 4,5 Gy. Isto significa que, de 100 pessoas irradiadas com esta dose, metade morre.

Na próxima tabela são apresentados a chance de sobrevivência, o tempo de manifestação e os sintomas.

Sintomas de doença resultantes da exposição aguda

à radiação ionizante, em função do tempo

TEMPO DE

MANIFESTAÇÃO

(semanas)

SOBREVIVÊNCIA

PROVÁVEL

1 – 3 Gy

POSSÍVEL

4 –7 Gy

IMPROVÁVEL

> 8 Gy

1

Fase latente, nenhum sintoma definido

Náusea, vômito

Náusea, vômito, diarréia, garganta inflamada, úlcera, emagrecimento rápido, febre, morte.

2

Depilação, perda de apetite, indisposição, garganta dolorida, emagrecimento, diarréia, morte.

3

Depilação, perda de apetite, indisposição

4

Garganta dolorida, diarréia, emagrecimento moderado


Sintomas e sinais no estágio prodrômico e síndrome de irradiação

aguda em ordem aproximada de crescente gravidade

Anorexia (perda de apetite)

Náusea

Vômito

Debilidade e fadiga

Prostração

Diarréia

Conjuntivite

Eritema (vermelhidão cutânea)

Choque (falência aguda da circulação periférica)

Oliguria (redução da excreção urinária)

Ataxia (perda da coordenação dos movimentos)

Desorientação

Coma (alteração grave de vigilidade – encefálo)

Morte

Formação de Supervisor de Radioproteção Cleber Jabarra

4 - Instrumentação Nuclear

4.1 - Monitoração individual externa

4.1.1 - Filme Dosimétrico

Os filmes fotográficos utilizados

para monitoração pessoal têm dimensão reduzida, da ordem de alguns centímetros quadrados (por exemplo, três cm x quatro cm) e são acondicionados em envelopes à prova de luz. Para a monitoração, um ou mais filmes são colocados em monitores (ou badges), normalmente feitos de plástico, com algumas partes das áreas sensíveis cobertas por filtros de cobre e chumbo.

Normalmente são colocadas em um monitor, dois tipos de emulsão, uma mais sensível e outra menos sensível, para ampliar a capacidade de detecção dos fótons em quantidade e em energia. Na figura a seguir é mostrado um dos modelos utilizados, com o posicionamento devido dos filtros e filmes.

A avaliação da dose utilizando

dosímetros fotográficos é feita comparando-se a densidade ótica do filme após a revelação com a densidade ótica de outros filmes que foram irradiados com doses conhecidas.

O equipamento utilizado para leitura é um densitômetro ótico, e consiste basicamente na medida da opacidade ótica do filme à transmissão da luz. A densidade ótica é uma medida da atenuação da luz transmitida pelo filme em relação à intensidade da luz incidente. O monitor, substituído a cada mês, é então processado e a dose acumulada no período é avaliada.

4.1.2 - Dosímetro Termoluminescente

Detectores termoluminescentes

(TLD) utilizam o processo de capturar o elétron nas armadilhas. O material é selecionado de forma que os elétrons capturados nas armadilhas devido à exposição à radiação ionizante fiquem estáveis à temperatura normal. Se, após a irradiação, o material é aquecido a uma temperatura conveniente, usualmente

cerca de 200 C, os elétrons capturados são liberados e retornam a banda de valência com a emissão de um fóton de luz. Então, se o dispositivo é aquecido no escuro, a luz pode ser medida, e é proporcional a dose de radiação que o detector recebeu.

As substâncias mais utilizadas como materiais termoluminescentes para dosimetria são o CaSO4: Dy (sulfato de cálcio dopado com disprósio) e o LiF (fluoreto de lítio).

Deve ser notado que embora os

métodos aqui descritos sejam mais convenientes para a medida da


intensidade da radiação, isto é, a taxa de dose, esse sistema também pode medir a dose total de poucos mRAD a 10

6 RAD ou mais. Os dosímetros tipo

(TLD) são, portanto, mais sensíveis que os dosímetros tipo Filme Dosimétrico.

Outra vantagem dos dosímetros

termoluminescentes é que após a leitura, os mesmos podem ser reutilizados. A desvantagem deste tipo de dosímetro é que durante a revelação o material volta a seu estado inicial, não guardando registro para futuras averiguações.

O instrumento utilizado para

avaliar a dose em função da luz emitida é denominado leitor ou leitora TLD. É composto de um sistema que faz um aquecimento controlado, de uma válvula foto-multiplicadora, que transforma o sinal luminoso em um sinal elétrico amplificado, e de um sistema de processamento e apresentação (display) do sinal.

4.1.3 - Caneta dosimétrica

Muito utilizada em monitoração pessoal, consiste em uma câmara de ionização onde um fio de quartzo serve como cursor para indicar a exposição (ou dose) acumulada. Utilizando um carregador, insere-se, sob pressão, a caneta para ser “zerada”. Na prática significa que lhe foi fornecida uma carga elétrica máxima, que vai se esvaindo com o surgimento dos elétrons e íons formados pela radiação, dentro do volume da câmara.

Assim, o fio de quartzo vai se aproximando do eletrodo de carga de mesmo sinal e, pela lente, observa-se a leitura da exposição ou dose absorvida, conforme mostra a figura abaixo:

4.1.4 - Monitor com alarme sonoro (BIP)

O monitor com alarme sonoro,

mais conhecido como BIP, utiliza como detector de radiação um pequeno tubo Geiger-Muller, acoplado a uma unidade eletrônica que converte o sinal proveniente do tubo, em sinais sonoros, cuja frequência depende da taxa de dose equivalente ao qual o mesmo está exposto.


Os monitores mais completos fornecem, além do sinal sonoro, uma indicação (leitura direta) da dose equivalente acumulada com ótima precisão, tornando-se, portanto, no mais eficaz dosímetro individual utilizado.

Assim como os monitores de

radiação, os monitores com alarme sonoro, também necessitam de calibração em um órgão competente.

4.2 - Monitoração Individual Interna

4.2.1 - Dosimetria Interna in vivo Os programas de monitoração

individual in vivo são conduzidos quando se faz necessário examinar a presença e a distribuição de radioatividade em todo o corpo.

O sistema para detectar

quantidades muito pequenas de material radioativo, denominado contador de corpo inteiro, consiste de:

• blindagem: uma sala com paredes de aço revestidas com camadas adicionais de chumbo, cádmio e cobre, para reduzir ao mínimo o valor da radiação de fundo oriunda de raios cósmicos e de outras fontes naturais;

• detectores: os detectores normalmente empregados em medidas in vivo são os de NaI (Tl) de grande volume (para radionuclídeos que se depositam uniformemente no corpo, como Cs-137, K-40, Na-24), os de NaI (Tl) de pequeno volume, geralmente colimados (para radionuclídeos que se depositam em órgãos específicos, como I-131 na tireóide, Co-60 no fígado e Th-232 no crânio) bem como os de germânio, quando existe mistura de radionuclídeos de energias próximas.

• eletrônica associada: a luminescência causada pela absorção de energia pelo cristal cintilador é detectada e amplificada por um tubo fotomultiplicador, acoplado a esse cristal que converte o sinal luminescente em sinal eletrônico, o qual é posteriormente processado por amplificadores e analisadores, produzindo informação sobre a energia e a quantidade de fótons incidentes no detector.

O indivíduo é posicionado de tal

forma que todas as partes do seu corpo estejam eqüidistantes do detector, podendo, por exemplo, sentar-se numa “cadeira” feita sob a forma de arco. Outro procedimento de medida também empregado é aquele no qual o indivíduo permanece deitado sobre uma cama, em decúbito dorsal, e o detector pode mover-se ao longo de seu corpo.

Outro aparato de detecção muito empregado em diagnose clínica ou em


pesquisa é a gama-câmera, inventada em 1958 por H.O. Anger, que produz imagens mostrando a distribuição de radioatividade no organismo. O tipo mais comum emprega um único cristal de iodeto de sódio, sob a forma de um disco com espessura de 12,5 mm e um diâmetro igual ou maior que 500 mm, e diversas fotomultiplicadoras, em alguns casos até 90, cada uma “enxergando” uma área um pouco maior que sua seção reta. Quando um raio gama se choca com o cristal, uma chuva de fótons é produzida. Cada tubo gera pulsos elétricos indicando sua posição relativa ao centro do cristal, sendo a intensidade do pulso determinada por quão perto o tubo está do ponto de impacto do raio gama com o cristal. As informações de todos os tubos são combinadas, dando as coordenadas Y e X para cada gama que atinge o cristal. Isso permite que figuras possam ser construídas em um osciloscópio, e que possam ser fotografadas ou enviadas para um computador, de modo a serem armazenadas ou processadas numericamente.

4.2.2 - Dosimetria Citogenética

A indução de aberrações

cromossômicas, por ser uma das várias respostas às radiações ionizantes, tem sido a base de uma técnica empregada para a avaliação de altas doses de radiação a que um indivíduo tenha sido exposto, tanto acidentalmente como durante uma operação de intervenção em decorrência de um acidente.

Assim, a dosimetria citogenética

consiste em analisar as aberrações cromossômicas em linfócitos de uma amostra de sangue venoso e

compará-las com uma curva de calibração do tipo Dose x Resposta produzida in vitro. Este método pode também ser empregado para avaliar contaminação interna por radionuclídeos que se distribuem uniformemente pelo corpo, como seria o caso da ingestão de água triciada ou pela inalação de trício.

4.3 - Monitoração de área

4.3.1 - Câmara de Ionização

A câmara de ionização opera na

região de saturação de íons e para cada par de íons gerado pela partícula, no interior do volume sensível do detector gasoso, um sinal é coletado. Apesar disso, a carga coletada é muito baixa, normalmente da ordem de 10

–12 A e

precisam ser utilizados amplificadores para que o sinal possa ser convenientemente processado. As câmaras de ionização trabalham normalmente no modo corrente e se convenientemente construídas, utilizando o ar como elemento gasoso, são capazes de medir diretamente a grandeza exposição.


4.3.2 - Detectores Proporcionais

Os detectores proporcionais foram

introduzidos no início dos anos 40. Operam quase sempre no modo pulso e se baseiam no fenômeno de multiplicação de íons no gás, para amplificar o número de íons originais criados pela radiação incidente. Os pulsos originados são muitas vezes maiores que aqueles das câmaras de ionização e, por esse motivo, os detectores proporcionais são muito convenientes para as medições de radiação onde o número de pares de íons é muito pequeno para permitir uma operação satisfatória de uma câmara de ionização.

Dessa forma, uma das aplicações

importantes de detectores proporcionais é na detecção e espectroscopia de raios X, elétrons de baixa energia e radiação alfa. Contadores proporcionais são também largamente aplicados na detecção de nêutrons, utilizando reações

nucleares tipo (n, p), (n, ). O material que reage com os nêutrons é colocado dentro do proporcional, podendo ser o próprio gás de preenchimento.

4.3.3 - Detectores Geiger-Muller

Os detectores Geiger-Muller

foram introduzidos em 1928 e em função de sua simplicidade, baixo custo, facilidade de operação e manutenção, são utilizados até hoje. Em função de sua característica de um pulso de saída de igual amplitude, independentemente do número de íons iniciais, o detector G-M funciona como um contador, não sendo capaz de discriminar energias. Para cada partícula que interage com o volume sensível do detector, é criado um número da ordem de 10

9 a 10

10 pares

de íons.

Assim, a amplitude do pulso de

saída formado no detector é da ordem de volt, o que permite simplificar a construção do detector, eliminando a necessidade de um pré-amplificador.

Para a contagem de partículas

carregadas, a maior dificuldade existente é a causada pela sua absorção nas paredes do detector. Por esse motivo, são feitas janelas de material leve e fino,

que permitam que elétrons e partículas penetrem no volume sensível do detector.


Figura - Detector Geiger, tipo pancake, para medição de contaminação superficial com janela de mylar aluminizado, para radiação alfa, beta e gama.

Para radiação , a resposta do detector ocorre de forma mais indireta, através das interações da radiação incidente com as paredes do detector, gerando radiação secundária (normalmente elétrons) que vai interagir com o volume sensível do detector.

Normalmente os detectores G-M

não são utilizados para a detecção de nêutrons, em função da baixa seção de choque de interação dos nêutrons com os gases comumente utilizados. Além disso, os detectores proporcionais têm geralmente melhor resposta e permitem a espectroscopia dessas partículas.

Os detectores Geiger-Muller

podem ser utilizados para estimar grandezas como dose e exposição, utilizando artifícios de instrumentação e metrologia. Nesse caso são normalmente calibrados para uma energia determinada (por exemplo, a do 60

Co) e o valor dessas grandezas é calculado através da fluência.


5 - Medidores Nucleares

Devido, principalmente, ao grande

desenvolvimento da área de eletrônica, praticamente todos os processos de medida de grandezas físicas se baseiam na utilização de transdutores que transformam as grandezas em corrente elétrica.

Por essa razão, a maior parte dos

medidores nucleares são equipamentos compostos de detectores de radiação nuclear que transformam os efeitos das interações das radiações (alfa, beta, gama, raios X e nêutrons) direta ou indiretamente em pulsos de corrente elétrica que podem ser medidos através de um circuito eletrônico apropriado.

Diversos tipos de detectores,

sólidos, líquidos ou gasosos, tem sido utilizados através dos anos, com predominância em radiometria para os detectores a gás.

O processo de produção de

corrente elétrica baseia-se no deslocamento de elétrons em um campo elétrico produzido pela alta tensão aplicada ao detector, estes elétrons são liberados devido a interação da radiação com o gás no interior do detector, conforme mostrado na figura abaixo.

5.1- Tipos de Medidores

5.1.1 - Medidores de Espessura e

Gramatura

Na produção contínua de

materiais na forma de lâminas ou folhas apresenta-se a necessidade de medir, durante o próprio processo de fabricação, a espessura ou o peso por unidade de superfície com que vão sendo manufaturados tais materiais. Essa medição pode ter um duplo propósito: controlar a qualidade do produto e servir também de base para a regulação automática do processo.

Existem vários métodos clássicos

para resolver o problema da medição contínua de espessuras, que utilizam sensores com e sem contato físico com o material a ser medido. Obviamente, a medição sem contato tem apreciáveis vantagens com respeito aos métodos que requerem “tocar” de alguma maneira a lâmina em movimento.

Estas vantagens tornam-se mais

evidentes tratando-se de produtos com superfícies abrasivas ou pastosas, que se deslocam rapidamente.

Concorrendo com os métodos

clássicos de medição contínua e sem contato, da espessura, surgiram os assim chamados medidores nucleares de espessura baseados no uso de radioisótopos. Estes equipamentos, cuja tecnologia está amplamente desenvolvida e aceita, oferecem vantagens adicionais sobre os métodos anteriores: são instrumentos robustos, precisos, confiáveis e se adaptam a praticamente qualquer tipo de material e/ou processo.


Ademais, e isto é muito importante para determinadas indústrias, os medidores nucleares de espessura medem, na realidade, o peso por unidade de superfície dos materiais. Quando a densidade do produto é constante, a relação entre espessura e peso por unidade de superfície também permanece constante.

5.1.1.2 - Características das Fontes

Nos medidores de espessura

empregam-se fontes alfa, beta e de radiação eletromagnética e, às vezes, combinações de diferentes emissores.

O tipo e energia de radiação, mais

adequados para um problema específico de medição, são determinados pela natureza e a espessura do material (ou recobrimento) que se deseja controlar.

Nas seções precedentes analisou-

se a teoria de medição e a sensibilidade dos diferentes métodos, para aplicações referidas tanto à medida de espessuras como a de recobrimentos.

A dependência do processo e da

sensibilidade de medição com a natureza e espessura dos materiais e com o tipo de radiação utilizada reflete-se nos coeficientes de atenuação, retroespalhamento e fluorescência que intervém nas fórmulas vistas. Esses coeficientes definem a fonte que convém utilizar em cada caso particular.

Nem sempre é possível obter

o valor desses coeficientes mediante tabelas, gráficos ou fórmulas semi-empíricas e torna-se necessário, então, recorrer à determinação experimental de

curvas de atenuação, retroespalhamento ou fluorescência para diferentes fontes, reproduzindo a geometria de medição a ser utilizada. Porém, para a maioria dos problemas de medição que normalmente se apresentam na prática, é possível escolher “a priori” a fonte mais adequada consultando a abundante bibliografia existente no tema.

Nas seções seguintes oferece-se

um resumo sobre o comportamento, alcance e limitações das fontes radioativas mais usadas em medição de espessura.

i) Fontes Alfa

Por causa de seu escasso poder penetrante, as partículas alfa só podem empregar-se para o controle de materiais de muito baixa espessura ou densidade superficial (até 60 ou 80 g/m

2 segundo o

tipo de material e fonte).

Os medidores com fonte alfa usam o método de transmissão e a construção desses equipamentos para aplicações industriais é dificultada, precisamente, pela fraca penetração da radiação alfa na matéria.

A auto-absorção da radiação na

própria fonte, na janela dos detectores e mesmo na camada de ar entre fonte e detector, somado ao efeito de deposição de pó ou sujeira nas janelas do porta-fonte e detector, obrigam a adotar precauções especiais no projeto de medidores de espessura por atenuação alfa.


Por outro lado, como os emissores alfa têm, em geral, elevada radiotoxidade e, não é praticamente possível construir uma fonte selada, dentro dos modernos padrões de segurança adotados para essas fontes, a utilização de medidores de espessura com radiação alfa, está hoje abandonada.

ii) Fontes Beta As partículas beta, emitidas pelas

fontes radioativas, têm uma distribuição contínua de energias desde zero até o máximo (Emáx) e, do mesmo modo que outras partículas carregadas, caracterizam-se por ter uma profundidade de penetração bem definida em cada material, conhecida como alcance máximo R.

Para espessuras compreendidas dentro do alcance máximo, a transmissão beta segue aproximadamente a lei de atenuação exponencial e a escolhida fonte mais apropriada estará então baseada na espessura do material a ser medido.

ENERGIA

(MeV)

ALCANCE

NO AR (m)

0,1 0,11

0,5 1,5

1,0 3,7

2,0 8,5

3,0 13,0

Tabela - Alcances aproximados das

partículas no ar

Alguns nuclídeos são emissores beta puros, ou seja, decaem diretamente para o estado fundamental, como por exemplo:

H3, C14, P33, S35, Cl36, Ca45,

Ni63, Sr90, Y90, Tc99, Pm147 e Tl204.

iii) Fontes Gama de Baixa Energia e

Raios-X Primários As principais fontes disponíveis

para uso industrial em medição de espessuras e outras aplicações que requerem fótons de energia menor que 150 KeV são:

NUCLÍDEO MEIA-VIDA

Amerício-241 433 anos

Cádmio-109 462 dias

Cobalto-57 271 dias

Curio-244 17,8 anos

Ferro-55 2,69 anos

Plutônio-238 87,7 anos

iv) Fontes Gama de Alta Energia As principais fontes disponíveis

para uso industrial em medição de espessuras e outras aplicações que requerem fótons de alta energia são:

NUCLÍDEO MEIA-VIDA

Césio-137 30,1 anos

Cobalto-60 5,4 anos


Nas medições de placas metálicas de elevada espessura, também pode ser empregado o uso do raio X (convencional), evitando a utilização de fontes radioativas com alta atividade. 5.1.1.3 - Aplicações

Os medidores nucleares de

espessura utilizam-se, corretamente, para o controle dos seguintes processos:

fabricação de papel, celofane, filmes plásticos, mantas de fibra de vidro e vidros planos, etc.;

calandrado de borracha;

laminação de metais em chapas;

recobrimentos em geral (plásticos);

fabricação de papéis e tecidos.

A medição precisa, contínua e sem contato possibilita a fabricação de produtos de espessura ou gramatura uniforme e exata, dentro de tolerâncias estritas o que se traduz em melhor qualidade e menores custos. Por outro lado, a indicação contínua permite a detecção imediata de defeitos na máquina ou na preparação da matéria prima que a alimenta e acompanhar o controle da qualidade e a análise de custos diretamente na linha de produção.

5.1.2- Medidores de Nível Os medidores nucleares de nível

são aplicáveis a materiais líquidos, pastosos ou na forma de sólidos granulados. O fato de operarem sem contato com os produtos contidos nos reservatórios os torna especialmente

recomendados quando as características físico-químicas dos processos (pressão, temperatura, viscosidade, poder abrasivo ou corrosividade) dificultam ou excluem o emprego dos sistemas clássicos de medição.

A medição nuclear apresenta também vantagens nos casos em que por qualquer razão, a montagem do sistema deve ser realizada sem interrupção dos processos em andamento e sem interferências com as instalações já existentes.

5.1.2.1 - Métodos de Medição

i) Transmissão No método de transmissão,

emissor e receptor instalam-se em forma diametralmente oposta com relação ao reservatório, num mesmo plano horizontal, coincidente com a posição do nível que se deseja controlar.

Dessa maneira, quando o material

no interior do recipiente sobe e intercepta o feixe de radiação haverá uma brusca diminuição da intensidade detectada, conforme ilustrado na figura abaixo.

Figura - Método de Transmissão


ii) Retroespalhamento No método de retroespalhamento,

emissor e receptor então localizados no mesmo lado do reservatório na altura do nível a ser controlado. Quando o material sobe e ultrapassa o feixe, parte das radiações será retroespalhada em direção ao receptor provocando um aumento da intensidade detectada, conforme ilustrado na figura abaixo:

Figura - Método de Retroespalhamento 5.1.2.2 - Tipos de Medição

i) Nível por Ponto Os indicadores nucleares de nível

baseiam-se nos métodos de transmissão e retroespalhamento mostrados anteriormente, em ambos os casos, a variação do sinal pode utilizar-se para o acionamento de alarmes e/ou sistemas de controle automático de processos de acordo com as indicações de nível alto ou baixo. O tipo de detector mais utilizado na medição por ponto é o tubo Geiger-Muller.

ii) Nível Contínuo Existem vários sistemas para se

obter uma indicação contínua das variações de nível do reservatório. O mais simples, por se tratar de uma instalação fixa e externa ao recipiente, está esquematizado na figura abaixo para tanques verticais ou horizontais. Como detectores poderão utilizar-se, indistintamente, tubos G.M. ou câmaras de ionização. Na medição contínua utiliza-se com maior freqüência as câmaras de ionização.


Nesse sistema, baseado no método de transmissão, emissor e receptor estão dimensionados de tal maneira que o feixe de radiações detectado cobre toda a faixa de variação em que se deseja ter uma indicação contínua.

A intensidade de radiação que

atinge o receptor irá diminuindo a medida em que sobe o nível de material dentro do reservatório.

Portanto, a intensidade de

radiação detectada poderá correlacionar-se com a posição do nível, mediante uma curva de calibração e os sinais correspondentes aos limites mínimo e máximo de nível, poderão ser usados para o acionamento de alarme e/ou para o controle automático do processo.

5.1.2.3 - Características das Fontes

I) Fontes Gama

5.1.2.4 - Aplicações

Os medidores nucleares de nível

são largamente utilizados onde as condições do processo tais como: temperatura elevada, corrosão, abrasão, alta pressão, etc., impossibilitam a utilização de medidores convencionais com contato. Em outros casos, a medição nuclear torna-se necessária, devido à precisão e tempo de resposta requerido no sistema.

Relacionamos a seguir as

aplicações mais comuns do medidor nuclear de nível:

SEGMENTO APLICAÇÃO JUSTIFICATIVA

Papel e Celulose

Digestor

Temperatura

Elevada

Mineração

Silos de Minério

Abrasão

Alta Granulometria

Cimento

Silos de Calcário

Abrasão

Química e

Petroquímica

Reator

Alta Pressão

Temp. Elevada

Das fontes gama com energia

superior a 300 KeV, as mais utilizadas em medição de nível são as fontes de 137

Cs e 60

Co, cujas características principais constam na tabela anterior.

Nuclídeo

Energia

dos fótons

(MeV)

Meia-Vida

(anos)

137Cs

0,662

30,1

60Co

1,173 1,333

5,4


5.1.3 - Medidor de Densidade

Os medidores de densidade são

recomendados para a medição contínua e sem contato de líquidos, lamas, suspensões aquosas e soluções de todo tipo circulando em tubulações ou armazenadas em vasos e reatores químicos, sob qualquer condição de pressão, temperatura, abrasividade e/ou corrosividade.

Os densímetros nucleares para

líquidos empregam, quase que exclusivamente, o método de transmissão, em que fonte e detector são colocados em posições diametralmente opostas com respeito à tubulação ou sobre uma corda, no caso de reservatórios ou silos.

Figura - Medidor de Densidade para

Líquidos

No método de transmissão a medição pode ser absoluta ou comparativa, por compensação nuclear ou eletrônica.

No primeiro caso o sinal analógico

entregue pelo detector deve ser transformado em digital, linearizado e apresentado em instrumentos digitais como densidade absoluta ou como desvio respeito a um valor pré-estabelecido (“set-point” ou valor nominal).

5.1.3.1 - Características das fontes

i) Fonte Gama As medições de densidade de

líquidos utilizam exclusivamente fontes de

137Cs, (visto anteriormente), enquanto

que as medições de densidade de sólidos na sua maioria fontes de

137Cs.

O

241Am, devido a sua baixa

energia pode ser empregado em tubulações de pequeno diâmetro e espessura de parede fina.



densidade são requeridos devido a necessidade de medição contínua e precisa (líquidos) ou em função de tempo de resposta rápido que independa de resultados de laboratório ( sólidos).

A seguir exemplos de algumas

aplicações do medidor nuclear de densidade:

blindagem da fonte

fonte radioativa

obturador

tubulação

suporte da tubulação

detector (câmara de ionização)

painel eletrônico (remoto)

radiação gama


SEGMENTO MEDIDOR APLICAÇÃO JUSTIFICATIVA

Papel e Celulose Líquido Licor verde

e negro

Medição

Contínua

Mineração Líquido Poupa

de Minério

Medição Contínua

Petrolífero Sólido Perfilagem

Calcário

Tempo de Resposta

Difícil obtenção da

amostra

Química e

Petroquímica

Líquido Contínuo Produtos Diversos Medição Contínua

Construção Sólido Compactação de

Asfalto / Concreto

Tempo de Resposta

Tempo de Resp.

5.1.4 - Inspetor de Nível O inspetor de nível, tem como

princípio de funcionamento a atenuação da intensidade do feixe de radiação pelo produto que está no interior do vasilhame. Estes medidores são instalados em linhas de envasamento de cervejas e refrigerantes.

O objetivo é detectar com

precisão, o nível do produto no vasilhame, retirando, através de um dispositivo mecânico interligado, as garrafas ou latas cujo nível não esteja de acordo com os padrões estabelecidos como aceitáveis.

Utilizando uma fonte de radiação

com feixe direcionado para um detector em posição oposta. O sinal gerado no detector é transmitido a uma unidade eletrônica que por sua vez controla um rejeitador de vasilhames. No caso do vasilhame apresentar nível abaixo do especificado, ele será retirado da linha de produção.


5.1.4.1 - Características da fonte

I) Fonte Gama

A escolha da fonte radioativa para esta aplicação, deve-se principalmente a energia necessária para transpor o vasilhame quando este, encontra-se vazio, alcançando o detector, em posição oposta.

Sendo assim, o tipo de fonte

adequado deverá ser, emissor gama de baixa energia.

Dentre os possíveis radioisótopos,

optou-se pelo Am-241 (Amerício), que dentre outras vantagens apresenta meia-vida longa (433 anos) e baixa energia de emissão (59,5 keV).


O inspetor de nível é utilizado em

processos de envasamento onde se deseja:

distinção entre o líquido (cerveja ou refrigerante) e a espuma gerada pela liberação do gás carbônico;

determinação do nível real do produto, sem contato manual, através das paredes do vasilhame (lata ou garrafa);

medição com precisão de 1000 latas por minuto atendendo a demanda de produtividade, bem como, assegurando a qualidade do produto.

5.1.5 - Medidor de Umidade

Os medidores de umidade são

recomendados para a medição contínua e sem contato de sólidos armazenados em silos, sob qualquer condição de pressão, temperatura ou abrasividade.


umidade empregam fontes emissoras de nêutrons e o método de retroespalhamento, em que fonte e detector são colocados em posição lado a lado, instalados na parte externa do silo.

Figura - Medidor de umidade As técnicas nucleares de medição

de umidade baseiam-se na marcada influência da concentração de hidrogênio no processo de moderação de nêutrons, quando o material é irradiado com uma fonte de nêutrons rápidos.

O hidrogênio tem, com relação

aos demais elementos, uma secção eficaz de espalhamento elástico de nêutrons relativamente alta e, ao mesmo tempo, apresenta o máximo “decremento


logarítmico” de energia por colisão, em outras palavras: os nêutrons rápidos tem uma grande probabilidade de provocar uma colisão elástica com um núcleo de hidrogênio, e a perda fracionária média de energia por choque é também grande.

Portanto, dentro do material

irradiado, os nêutrons rápidos atingirão a energia térmica num percurso, tanto menor, quanto maior seja a concentração de hidrogênio.

Se a fonte emissora de nêutrons

rápidos for aplicada sobre a superfície do material, o fluxo de nêutrons lentos, nas vizinhanças da fonte, aumentarão com a concentração volumétrica de hidrogênio.

Neste caso, a intensidade de

nêutrons lentos medida a uma distância fixa, bem perto da fonte, será diretamente proporcional ao teor de hidrogênio.

Como o hidrogênio presente no

material deriva, normalmente de seu teor de água, a resposta de um detector de nêutrons lentos poderá ser relacionada com a umidade do material.


i) Fonte de nêutrons As medições de umidade de

sólidos utilizam, quase que exclusivamente, fontes de Am-241Be (Amerício–Berílio).

Também podem ser utilizadas

fontes emissoras de nêutrons de Po-210 Be (Polônio-Berílio), Pu-239 Be (Plutônio- Berílio) e Ra-226 Be (Rádio-Berílio).

5.1.5.2 - Aplicações Os medidores nucleares de

umidade são requeridos devido a necessidade de medição contínua e precisa de sólidos, em função de tempo de resposta rápido que independa de resultados de laboratório. A medida da umidade do material será utilizada automaticamente no controle do processo. São largamente utilizados em Usinas Siderúrgicas na medição de umidade do coque que alimenta o auto-forno.

5.1.6 - Medidor (portátil) de Densidade

e Umidade de sólidos

Os medidores de densidade e

umidade são utilizados para controlar a compactação de pavimentos e fundações ou para estudos de migração de umidade na camada não saturada do subsolo.

O equipamento é composto de

uma fonte emissora de radiação gama, utilizada para medição de densidade (método de transmissão) e outra fonte emissora de nêutrons, utilizada para medição de umidade (método de retroespalhamento).

Figura - medidor de densidade e umidade



i) Medição de Densidade (Fonte Gama) As medições de densidade de

sólidos utilizam na sua maioria fontes de Cs-137. O método utilizado é a transmissão, conforme mostra a figura abaixo.

ii) Medição de Umidade (Fonte de nêutrons)

As medições de umidade de

sólidos utilizam, quase que exclusivamente, fonte de Am-241Be (Amerício–Berílio). O método utilizado é a retroespalhamento, conforme mostra a figura abaixo.

5.1.6.2 - Aplicações Os medidores nucleares de

densidade e umidade são utilizados, devido à necessidade de medição precisa das variáveis do solo (densidade e umidade), em função de tempo de resposta rápido que independa de resultados de laboratório.

Como exemplos das aplicações

dos medidores nucleares de densidade e umidade podemos citar a análise do solo antes da pavimentação e análise de barragens de usinas hidrelétricas.

5.1.7 - Balança Radioativa

Os medidores de massa (balança

radioativa) são utilizados para medir a massa de produto transportado através de correias transportadoras.

A técnica utilizada nos sensores

de radiação é da mais alta confiabilidade, não sendo afetada pela variação de tensões na correia, nem mesmo pelas condições ambientais adversas, normalmente encontradas no transporte de grandes massas.

O equipamento é composto de

uma fonte emissora de radiação gama, (método de transmissão) e um detector instalado sob a correia transportadora.

A absorção da radiação será

inversamente proporcional a massa do produto transportado. Toda a medição é realizada “sem contato”, isto é, nenhuma peça entra em contato com a correia transportadora, ou o produto sendo transportado.


Figura - Balança radioativa

5.1.7.1 - Características da fonte

i) Fonte Gama

As balanças radioativas utilizam

exclusivamente fontes de Cs-137, devido à longa meia-vida do elemento (30 anos) não influenciar muito na precisão e exatidão da medida.


As balanças radioativas podem ser

aplicadas em qualquer tipo de transportador, porém são utilizadas apenas nos processos onde as balanças convencionais são afetadas por condições adversas, tais como: tensão da correia, temperatura, umidade, vento e vibração.

5.1.8 - Espectrômetros (Medidores

Reativos) Certos raios gama e raios X de

baixa energia podem ionizar e excitar átomos específicos (amostra) e fazer com que emitam raios X fluorescentes, com uma energia característica.

A medição com o detector de raios X fluorescentes não só indica a presença dos átomos específicos, como também sua quantidade no material.

Como a energia do raio X

característico depende do elemento químico, a detecção dessa radiação permite a análise qualitativa e quantitativa da amostra.

Neste princípio se baseiam os

medidores que analisam os elementos constituídos como minerais e ligas, assim como, os medidores que medem a espessura das capas dos substratos de materiais distintos.

Figura - espectrômetro portátil de raios x

5.1.8.1 - Fontes utilizadas e Aplicação

As fontes utilizadas variam de

acordo com o material a ser analisado, Fe-55 (elementos de pouca massa - Ex: plástico sobre alumínio), Am-241 (elementos de massa média – Ex: zinco), Cd-109 (elementos de massa grande) e raios X (elementos diversos).


6 - Transporte de Materiais Radioativos

6.1 - Objetivo

O objetivo da norma de transporte

de material radioativo é estabelecer padrões de segurança adequados ao controle do risco das radiações para as pessoas, propriedades e ambientes, associados com o transporte de material radioativo.

6.2 - Classificação das Fontes A norma para transporte seguro

de material radioativo classifica as fontes nos grupos a seguir:

Material Radioativo

Material Radioativo sob Forma Especial

Material Físsil

Material de Baixa Atividade Específica

Objeto Contaminado na Superfície (OCS)

6.3 - Seleção do Tipo de Embalado O tipo do embalado para

transporte de material radioativo, com vistas ao desempenho adequado da respectiva embalagem em termos de sua integridade, deve ser selecionado dentre quatro tipos primários, explicitando-se, em cada caso, se o embalado contém material físsil:

Embalado Exceptivo - embalado no qual a embalagem, do tipo industrial ou comercial comum, contém pequena quantidade de material radioativo, com atividade limitada pela norma de transporte.

Embalado Industrial - embalado no qual a embalagem, do tipo industrial reforçado contém material de baixa atividade específica, BAE, ou objeto contaminado na superfície, OCS, com atividade limitada pela Norma de Transporte, podendo ser do Tipo EI-1, EI-2 e EI-3.

Embalado Tipo A - embalado constituído de embalagem projetada para suportar as condições normais de transporte com o exigido grau de retenção da integridade de contenção e blindagem, após a submissão aos ensaios especificados na Norma CNEN-NE-5.01 e que atenda aos requisitos adicionais relativos à limitação do conteúdo radioativo.

Embalado Tipo B - embalado constituído de embalagem projetada para suportar os efeitos danosos de um acidente de transporte com o exigido grau de retenção da integridade de contenção e blindagem, após a submissão aos ensaios especificados na Norma de Transporte.

6.3.1 - Limitação de Atividade

A limitação de atividade do conteúdo radioativo do embalado é alicerçada nas seguintes hipóteses:

a) é improvável que um indivíduo permaneça a uma distância de 1 metro de um embalado por mais de 30 minutos;

b) a dose equivalente efetiva para um indivíduo exposto na vizinhança de um transporte de embalado, em condições de acidente, não deve exceder o limite de dose anual para IOE, 50 mSv (5 rem);


c) as doses equivalentes recebidas pelos órgãos individuais, inclusive pele, de uma pessoa envolvida em um acidente de transporte não devem exceder 500 mSv (50 rem) ou, no caso do cristalino, 150 mSv (15 rem).

Para a determinação da

quantidade de cada radionuclídeo que pudesse ser transportada em uma embalagem do tipo A.

No caso de fontes na forma

especial, apenas duas possibilidades são

levadas em conta para a determinação do valor básico de atividade, A1, sendo adotado o mais restritivo entre QA

e QB.

No caso de fontes sob outras

formas, devem ser considerados todos os valores de Q, sendo selecionado sempre o mais restritivo para representar o valor básico de atividade, A2.

Na tabela abaixo estão

relacionados valores de A1 e de A2, para

os radioisótopos mais empregados

TABELA - Valores de A1 e A2 para alguns radioisótopos

Radioisótopo A1 (TBq) A1 (Ci) A2 TBq) A2(Ci)

241Am 2 50 2 x 10

-4 5 x 10

-3

60Co 0,4 10 0,4 10

137Cs 2 50 0,5 10

125I 20 500 2 50

131I 3 80 0,5 10

192Ir 1 20 0,5 10

239Pu 2 50 2 x 10

- 4 5 x 10

- 3

240Pu 2 50 2 x 10

- 4 5 x 10

- 3

224Ra 0,3 8 6 x 10

- 2 1

99mTc 8 200 8 200

232Th 9 200 1 x 10

- 2 2 x 10

- 1


6.3.2 - Ensaios para embalados

i) Embalados Tipo A Para demonstrar a capacidade de

resistência em condições normais de transporte, as amostras devem ser submetidas aos seguintes ensaios, na ordem indicada, conforme detalhado na Norma de Transporte:

a) ensaio de jato d’água; b) ensaio de queda livre; c) ensaio de empilhamento; d) ensaio de penetração.

ii) Embalados Tipo B O embalado do tipo B deve ser

projetado de modo a, entre outros requisitos especificados na Norma de Transporte:

a) satisfazer os requisitos para embalados do Tipo A;

b) conservar, após ter sido submetido aos ensaios prescritos, blindagem ainda suficiente para assegurar, mesmo estando com o máximo conteúdo radioativo que pode comportar, que o nível de radiação a um metro de sua superfície não exceda 10 mSv/h (1 rem/h);

c) impedir que o calor geado pelo conteúdo radioativo afete adversamente a embalagem;

d) evitar que as superfícies externas

atinjam temperaturas superiores a 50 o

C;

e) garantir a eficácia da proteção térmica durante o transporte, seja em condições normais, seja em situações acidentais previstas;

f) restringir vazamento ou dispersão do conteúdo a 10

-6 A2

por hora, quando

submetido aos ensaios para embalados Tipo A;

g) restringir o vazamento acumulado do conteúdo radioativo durante uma semana, no máximo a 10.A2

para Kr-85 e

a A2 para os demais radionuclídeos;

Assim, as amostras de embalados

Tipo B, além de demonstrar a capacidade de resistência em condições normais de transporte, devem ser submetidas a ensaios adicionais para demonstrar a capacidade de resistência em condições acidentais de transporte.

6.4 - Controles Operacionais

6.4.1 - Índice de Transporte O Índice de Transporte, IT, é um

número atribuído a um embalado, pacote de embalados, tanque ou contêiner contendo material radioativo, com a finalidade de estabelecer, conforme aplicável:

a) controle da exposição à radiação e da criticalidade nuclear;

b) limites de conteúdo radioativo;

c) categorias para rotulação

d) requisitos para uso exclusivo do meio de transporte;

e) requisitos de espaçamento durante armazenamento em trânsito;

f) restrições de mistura durante o transporte realizado mediante aprovação especial de transporte e durante armazenamento em trânsito; e

g) o número de embalados permitido em um contêiner ou em um meio de transporte.


Índice de Transporte: baseado no controle da exposição à radiação, é o número que expressa a taxa máxima de dose, em mrem/h, a um metro da superfície externa de um embalado. Esse valor deve ser arredondado para cima, até a primeira casa decimal, (1,23 deve ser considerado 1,3) exceto quando igual ou inferior a 0,05, ocasião em que pode ser estimado igual a zero.

Para um pacote de embalados, o Índice de Transporte é igual à soma dos Índices de Transporte de cada embalado.

Exceto no caso de expedições na

modalidade de Uso Exclusivo (ou seja, uso, com exclusividade, por um único expedidor, de um meio de transporte) o IT de cada embalado individual, ou pacote de embalados, não deve exceder a 10 e o nível máximo de radiação em qualquer ponto da superfície externa do embalado, ou pacote de embalados, não deve ultrapassar 2 mSv/h (200 mrem/h).

Se uma expedição não satisfizer todos os requisitos aplicáveis, poderá, mesmo assim, ser realizada na modalidade de Arranjo Especial, desde que o expedidor garanta que medidas adicionais ou restritivas serão adotadas no sentido de compensar o não cumprimento de alguns itens da Norma. Esse tipo de transporte no país requer a aprovação específica da CNEN. Para transporte internacional, é necessário obter aprovação multilateral.

6.4.2 - Categorias de Embalados Os embalados e pacotes de

embalados, para fins de reconhecimento imediato dos respectivos riscos potenciais, devem ser enquadrados em uma das Categorias para rotulação, conforme especificado na tabela abaixo.

Categoria

Nível Máximo de Radiação em

qualquer ponto da Superfície Externa

Índice de

Transporte (IT)

I - Branca

0,005 mSv/h (0,5 mREM/h)

0

II - Amarela

> 0,005 mSv/h (0,5 mREM/h) e

0,5 mSv/h (50 mREM/h)

0 < IT 1

III - Amarela

> 0,6 mSv/h (50 mREM/h) e

2 mSv/h (200 mREM/h)

10

III- Amarela

(sob uso exclusivo)

> 2 mSv/h (200 mREM/h) e

10 mSv/h (1000 mREM/h)

> 10


6.4.3 - Rotulação, Marcação e Placares

Os embalados, pacotes, tanques

ou contêineres, com Categorias para rotulação definidas anteriormente, devem exibir os rótulos de risco correspondentes, de acordo com os modelos e cores indicados na Norma de Transporte, afixados em duas faces externas opostas de cada embalado ou pacote, ou nas quatro faces externas de cada tanque ou contêiner.

Cada embalado que contenha materiais radioativos com características adicionais de perigo deve exibir, também, rótulos específicos para indicar essas características, conforme regulamento para transporte de produtos perigosos.

Deve constar de cada rótulo,

exceto para material BAE ou OCS, o nome do radionuclídeo presente (no caso de mistura, aqueles mais restritivos), a atividade, expressa em Bq, e o Índice de Transporte, sendo que não há necessidade de assinalá-lo quando o rótulo for da Categoria I – Branca.

Cada embalado com massa total

superior a 50 kg deve ter seu peso bruto marcado, de forma legível e durável, no exterior da embalagem.

Todo embalado em conformidade

com os requisitos de projeto para embalados do Tipo A deve ostentar, externamente, de forma legível e durável, a marca “TIPO A”.

Todo embalado em conformidade com os requisitos de projeto para embalados do Tipo B deve apresentar legível e duravelmente marcados em sua parte externa, os seguintes dados:

- a marca de identificação atribuída ao projeto pela Autoridade Competente;


- o número de série que identifica cada embalagem em conformidade com o projeto; - a marca Tipo B(U), para embalados cujo projeto atende aos requisitos para aprovação unilateral ou Tipo B(M) para embalados cujo projeto exige aprovação multilateral; - o símbolo do trifólio, em alto relevo.

Tanques e grandes contêineres

contendo embalados que não sejam exceptivos devem exibir quatro placas de aviso, uma em cada face, em conformidade com o modelo e cores especificados na Norma de Transporte. O veículo rodoviário deve, também, exibir essas mesmas placas de aviso, afixadas nas duas laterais e na traseira da carroceria.

Placas de aviso suplementares,

afixadas imediatamente adjacentes às placas de aviso principais, são empregadas para indicar o número de classificação da ONU.

6.5 - Tipos de Transporte

A primeira pergunta que ocorre é:

se no mesmo meio de transporte podem ser colocadas duas ou mais embalagens. A resposta é afirmativa, mas o número de embalagens e o nível de radiação global delas variam para diferentes tipos de transporte.

A seguir serão descritos os

transportes rodoviários, ferroviários, marítimo e aéreo.

Durante o transporte de material

radioativo, as embalagens devem conter dois selos indicativos de categoria de transporte, colocados na superfície externa da embalagem, em faces opostas.


6.5.1 - Transporte Rodoviário

Durante este tipo de transporte

de material radioativo devem ser respeitados os seguintes requisitos:

dentro do veículo só podem permanecer o motorista e os ajudantes, sendo proibido nestes casos levar qualquer outra pessoa que não esteja envolvida com o transporte;

o veículo deve possuir nas laterais e na parte traseira símbolos indicativos de que se trata de um transporte de material radioativo;

a posição da carga não pode ser alterada durante o transporte;

no caso de uso exclusivo, dentro do veículo a taxa de dose não pode exceder 10 mSv/h (1000 mREM/h)

na superfície externa do veículo a taxa de dose não pode exceder 2 mSv/h (200 mREM/h)

a 2 metros de superfície externa do veículo a taxa de dose não pode exceder 0,1 mSv/h (10 mREM/h)

a taxa de dose nas posições ocupadas por pessoas não pode exceder 0,02 mSv/h (2 mREM/h), a menos que elas sejam controladas por dosímetros individuais.

6.5.2 - Transporte Ferroviário

Neste tipo de transporte, o vagão

que contém o material deve possuir, nas suas laterais, símbolos indicativos de transporte de material radioativo.

No caso de transporte como uso exclusivo:

dentro do vagão pode ter no máximo uma taxa de dose de 10 mSv/h (1000 mREM/h), assegurando que:

ninguém entrará no vagão

durante o transporte;

não haverá carga nem descarga de material;

a posição do material não será

alterada durante o transporte.

na superfície externa do vagão a taxa de dose não poderá exceder a 2 mSv/h (200 mREM/h).

6.5.3 - Transporte Marítimo

Para este transporte, devem ser respeitados os seguintes requisitos:

a soma dos índices de transporte não pode exceder a 200, sendo separados em 4 grupos de 50 distantes 6 m um do outro;

no intervalo entre os materiais radioativos pode ser colocado qualquer material que não se danifique em presença de radiação.

Material fotográfico não pode ser transportado com material radioativo, porque o filme pode ser revelado;

A IATA respeita as normas da IAEA, porém respeitando os limites de dose para os indivíduos do público.


6.5.4 - Transporte Aéreo

Para o transporte aéreo devem ser

respeitados os seguintes requisitos:

a soma dos índices de transporte não pode ultrapassar 50;

As embalagens classificadas como Tipo A ou Tipo B (U) podem ser transportadas em avião de passageiros e as do Tipo B (M) só podem ser transportados em avião cargueiro;

Apesar de termos um limite de I.T.= 50, para transportes aéreos, devemos lembrar que em função de limitações dos aviões que circulam no nosso país, o limite para avião de passageiros é I.T.= 4,0, sendo 2,0 o Índice de Transporte limite para cada compartimento de carga.

6.6 - Responsabilidades

6.6.1 - Expedidor Constitui dever do expedidor de

materiais radioativos, entre outros estabelecidos na Norma de Transporte:

a) assegurar que o conteúdo de

cada remessa esteja identificado, classificado, embalado, marcado e rotulado de forma completa e precisa e se encontre em condições adequadas para ser transportado. Uma declaração nesse sentido deverá ser apresentada pelo expedidor.

b) Incluir, nos documentos de

transporte, as seguintes informações:

nome e número apropriado da expedição, conforme a relação dos números da ONU;

as palavras “material radioativo”;

notação apropriada para BAE ou OCS;

nome e símbolo de cada radionuclídeo;

uma descrição da forma física e química do material, ou a notação de que se encontra sob forma especial;

atividade máxima do conteúdo radioativo;

categoria do embalado;

índice de transporte;

marca de identificação de cada certificado de aprovação emitido pela Autoridade Competente.

c) fornecer ao transportador os seguintes documentos:

declaração do expedidor;

envelope de transporte, padronizado pela NBR 7504;

ficha de emergência, padronizada pela NBR 7503;

ficha de monitoração do veículo


d) fornecer ao transportador:

nome do destinatário, endereço completo e rota a ser seguida.

e) informar o transportador sobre:

equipamentos e requisitos especiais para manuseio e fixação da carga;

requisitos operacionais suplementares para carregamento, transporte, armazenamento, descarregamento e manuseio de embalado ou uma declaração que tais requisitos não são necessários;

qualquer prescrição especial de armazenamento para dissipação segura de calor do embalado, especialmente quando o fluxo de na superfície do mesmo exceder 15 W/m

2;

restrições impostas ao modo ou meio de transporte;

providências a serem tomadas em caso de emergência.

6.6.2 - Transportador O transportador de materiais

radioativos, além de cumprir os requisitos específicos aplicáveis ao veículo e aos equipamentos, deve:

exigir do expedidor as informações e todos os documentos especificados;

fornecer informações claras e por escrito, para a equipe envolvida no transporte, sobre:

rota detalhada a ser seguida;

instruções de estacionamento e parada noturna;

providências a serem tomadas em situações de emergência.

providenciar a correta utilização, no veículo, do símbolo internacional de presença de radiação;

assegurar que as pessoas menores de 18 anos não viajem no veículo e impedir o acesso ao veículo de pessoas estranhas à equipe.


7 - Serviço de Radioproteção

7.1 - Atividades do Serviço de

Radioproteção

O Serviço de Radioproteção de

uma instalação deve efetuar o controle

dos IOE’s, controle de áreas, controle

do meio ambiente e da população,

controle das fontes de radiação,

controle dos equipamentos,

treinamentos de IOE’s e manter

atualizados os registros. Dependendo do tipo de instalação,

deve-se ter também o controle do meio

ambiente e da população, para avaliação de impacto ambiental ou proteção aos membros do público.

Todas estas atividades devem

estar devidamente integradas no Plano

de Radioproteção da instalação, com sua execução detalhada nos

procedimentos técnicos e estabelecida

em programas especializados.

7.2 - Controle dos IOE’s

O controle de IOE’s de áreas

controladas deve ser executado através de monitoração individual, avaliação

de doses e supervisão médica. A monitoração individual pode

envolver objetivos diversos, mas complementares, tais como: medição da dose absorvida pelo trabalhador durante um mês de trabalho rotineiro ou uma operação específica; avaliação da dose absorvida nas extremidades (mãos e pés) ou provenientes de radiações

diferentes como, por exemplo, radiação gama e nêutrons.

Os dosímetros individuais mais utilizados são os constituídos por filmes dosimétricos ou por dosímetros termoluminescentes (TLD), associados a filtros metálicos de espessuras bem estabelecidas e desenho apropriado, para garantir a medição da dose o mais realística possível, e compensar comportamentos indesejáveis dos detectores, tais como: dependência energética e direcional.

Para medir a dose equivalente

durante uma determinada operação, como troca ou resgate de fonte de irradiador, inspeção ou manutenção de equipamento, além do dosímetro “mensal” utiliza-se uma caneta dosimétrica ou um monitor individual com alarme sonoro.

Todos os valores obtidos da

exposição à radiação dos trabalhadores são registrados na “ficha radiológica” de cada um. No final de um ano ou de um período especificado, eles são analisados estatisticamente e devidamente interpretados, para verificar se estão em conformidade com o planejamento feito pela instituição, e obviamente, com as normas de proteção radiológica.

7.3 - Controle de áreas

O controle de áreas compreende a

avaliação, classificação, controle de acesso, balizamento, sinalização, monitoração e descontaminação de áreas.


As áreas de trabalho, de depósito ou circulação além de devidamente sinalizadas devem ser controladas com uma frequência de acordo com o tipo de instalação e rotina. Em instalações de grande porte como reatores nucleares a áreas são controladas em muitos pontos e continuamente. Em instalações fixas como as hospitalares e de radiografia industrial, as áreas são controladas mediante levantamento radiométrico realizados conforme exigência da programação do Serviço de Proteção Radiológica.

Para os levantamentos

radiométricos são utilizados os medidores de taxa de exposição ou de dose, constituídos de detectores dos mais variados tipos, conforme o tipo e nível de radiação. São utilizados monitores portáteis do tipo câmara de ionização (babyline), Geiger-Muller ou detectores proporcionais. Para fins de reconhecimento do nível de radiação gama presente em determinadas áreas, pode-se utilizar detectores à circulação do tipo NaI (TI), denominados de cintilômetros.

Nas áreas de trabalho onde se

manipulam soluções radioativas e fontes abertas de radiação, é necessário o controle das bancadas de trabalho, do instrumental utilizado, das mãos e dos pés dos operadores e do próprio espaço. Para isso são utilizados detectores para a medição da contaminação superficial, constituídos de sondas de janela fina, tipo pancake, acoplados a um sistema de contagem ou registro. Estas sondas possuem uma blindagem de chumbo, de formato hemisférico, de modo a registrar somente a radiação proveniente da área sob medição. Em muitos casos, quando

o nível de contaminação é baixo, faz-se um esfregaço na superfície sob controle, utilizando algodão, papel filtro ou lã de vidro, antes de submeter estes elementos à medição num detector. Na entrada e saída destas áreas, os operadores são submetidos ao controle de contaminação externa, ao serem

medidos por detectores de mãos e pés, ou do tipo portal.

Nas instalações em que existem

radionuclídeos integrantes de aerossóis ou vapores, amostradores de ar operam para avaliar o nível de contaminação a que podem estar sujeitos os trabalhadores. Periodicamente, estas pessoas são submetidas ao Contador de Corpo-Inteiro ou a avaliação da contaminação interna utilizando a análise de excreta.

7.4 - Controle do meio ambiente

Instalações que podem causar

impactos no meio ambiente, devido à emissão de efluentes líquidos ou gasosos, tratamento ou armazenagem de rejeitos e dispersão de aerossóis, devem apresentar um programa de monitoração ambiental, dentro do seu plano de radioproteção. Neste programa estão previstas todas as providências para garantir o funcionamento da instalação com a avaliação do impacto no meio ambiente e risco de dano à população, e em conformidade com o plano de licenciamento.


7.5 - Controle de fontes de radiação e

rejeitos Qualquer fonte de radiação da

Instalação, inclusive rejeitos, deve estar sob controle do SR, devidamente identificada, sinalizada e registrada, em conformidade com os requisitos desta norma e de normas específicas.

As fontes devem ser identificadas

pelo tipo de radionuclídeo, ou tipo de radiação emitida, atividade, meia-vida e propriedades físico-químicas. Devem constar do cadastro da instituição e serem guardadas devidamente blindadas, com facilidade de utilização pelo operador, mas de acesso proibitivo para pessoas que não trabalham na área controlada.

Para isso existe um programa de

segurança física destas fontes ou irradiadores, para evitar que elas sejam danificadas ou operadas indevidamente, ou que pessoas não credenciadas tenham acesso a estes dispositivos.

Dependendo do tipo de fonte de

radiação e, principalmente, de sua atividade ou intensidade de feixe, um programa de verificação da integridade física deve ser cumprido, para o uso devido do dispositivo, conservação de suas características de operação e proteção contra roubo ou acidentes.

7.6 - Controle dos Equipamentos O controle dos equipamentos pelo

SR compreende a sua identificação, sinalização, registro, inspeção, calibração, aferição, ajuste, manutenção e descontaminação.

Todos os dosímetros de área e individuais devem ser calibrados. Por obrigação de norma, os monitores de área, contaminação superficial e os dosímetros clínicos devem ser calibrados nas entidades autorizadas pela CNEN.

As instalações, os seus

equipamentos e os procedimentos técnicos são também controlados externamente, por meio de inspeções periódicas do órgão fiscalizador (CNEN) e, em algumas situações, por auditorias.

7.7 - Treinamentos de IOE’s

Os IOE’s da Instalação devem possuir treinamento e aptidões específicos para o exercício de suas funções em condições seguras de trabalho.

Os IOE’s da Instalação devem possuir conhecimento sobre os riscos associados à sua saúde em virtude do desempenho de suas funções, bem como noções de primeiros socorros

O Supervisor de Radioproteção é o responsável pela execução do programa de treinamento dos IOE’s, conforme descrito no Plano de Radioproteção, e pela contínua avaliação da sua eficácia com relação às condições radiológicas da Instalação e grau de aprendizagem dos IOE’s.

O Supervisor de Radioproteção deve com a devida periodicidade, ou sempre que necessário, providenciar o treinamento ou a atualização dos conhecimentos dos IOE’s.


O Supervisor de Radioproteção deve, sempre que necessário, atualizar e aperfeiçoar o programa de treinamento dos IOE’s.

7.8 - Registros

Todos os dados relativos às fontes

ou geradores de radiação ionizante, doses absorvidas pelos trabalhadores, eventos anormais, incidentes e acidentes devem ser devidamente registrados, bem como as medições rotineiras executadas pelos serviços prestados pela instituição ou pelo serviço de proteção radiológica.

As fichas radiológicas dos

trabalhadores devem ser conservadas por um período de até 30 anos. Todas as modificações de procedimentos técnicos, normas, recomendações técnicas adotadas devem ser registradas nas revisões dos procedimentos técnicos ou nas avaliações periódicas realizadas.

7.9 - Plano de Radioproteção

7.9.1 - Introdução Toda instalação que opera com

material radioativo ou fonte de radiação, deve preparar um documento descrevendo as diretrizes de proteção radiológica que serão adotadas pela instituição. Tal documento, que recebe o nome de Plano de Radioproteção, deve descrever:

a) a identificação da Instalação e de sua Direção; b) a função, classificação e descrição das áreas da Instalação;

c) a descrição da equipe, das instalações e equipamentos do serviço de radioproteção; d) a descrição das fontes de radiação, dos sistemas de controle e de segurança e de sua aplicação; e) a função e a qualificação dos IOE’s; f) a descrição dos programas e procedimentos de monitoração individual, das áreas e do meio ambiente; g) descrição do sistema de gerência de rejeitos radioativos, estando a sua eliminação sujeita a limites estabelecidos em norma específica; h) a estimativa de taxas de dose para condições de rotina; i) a descrição do serviço e controle médico dos IOE’s, incluindo planejamento médico em caso de acidentes;

j) o programa de treinamento dos IOE’s; k) os níveis de referencia, limites operacionais e limites derivados, sempre que convenientes; l) a descrição dos tipos de acidentes admissíveis, do sistema de detecção correspondente e do acidente mais provável ou de maior porte, com detalhamento da árvore de falhas;

m) o planejamento de interferência em situações de emergência até o restabelecimento da normalidade;

n) atribuições da direção da instalação, do supervisor de radioproteção e dos IOE’s da instituição.


7.9.2 - Roteiro para Elaboração de

Plano de Radioproteção

1 - Objetivo

2 - Identificação da instalação

3 - Campo de Aplicação

4 - Definições e Siglas (Norma CNEN

NN 3.01)

5 - Equipamentos

5.1 - Tipos de equipamentos e Princípio de Funcionamento 5.2 - Características da Fonte Radioativa

6 - Serviço de Radioproteção

6.1 - Organograma 6.2 - Atividades 6.3 - Responsabilidades

6.3.1 - Titular 6.3.2 - Supervisor de Radioproteção 6.3.3 - IOE

7 - Atividades do Serviço de

Radioproteção

7.1 - Controle dos IOE’s

7.1.1 - Monitoração Individual 7.1.2 - Avaliação de Doses 7.1.3 - Supervisão Médica 7.1.4 - Limitação de Dose Individual

7.2 - Controle de Área

7.2.1 - Avaliação e Classificação 7.2.2 - Controle de Acesso e Sinalização 7.2.3 - Monitoração de Área e Levantamento Radiométrico

7.3 - Controle de Equipamentos de monitoração

7.3.1 - Identificação 7.3.2 - Calibração 7.3.3 - Aferição

7.4 - Controle das fontes radioativas

7.4.1 - Levantamento Radiométrico 7.4.2 - Ensaio de fuga 7.4.3 - Operação dos equipamentos 7.4.4 - Transporte 7.4.5 - Armazenamento

7.5 - Treinamento

7.5.1 - Curso Técnico

7.5.1.1 - Objetivo 7.5.1.2 - Carga Horária 7.5.1.3 - Periodicidade 7.5.1.4 - Programa

7.5.2 - Curso Básico

7.5.2.1 - Objetivo 7.5.2.2 - Carga Horária 7.5.2.3 - Periodicidade 7.5.2.4 - Programa

7.6 - Registros


8 - Programa de Emergência

8.1 - Objetivo 8.2 - Telefones de Emergência 8.3 - Procedimentos Genéricos em Situações de Emergência 8.4 - Tipos de Acidentes e Procedimentos Específicos

8.4.1 - Incêndio / Explosão 8.4.2 - Acidente de Transporte 8.4.3 - Roubo ou perda da fonte 8.4.4 - Avaria na blindagem 8.4.5 - Avaria na fonte

9 - Referências

10 - Anexos


8 - Procedimentos Operacionais e

de Emergência

8.1 - Procedimentos Genéricos

8.1.1 - Aferição de Medidores de

Radiação O objetivo da aferição do medidor

de radiação é a checagem do perfeito funcionamento do equipamento.

Essa verificação é realizada

através da medida da taxa de exposição ou taxa de dose equivalente, utilizando como fonte de radiação, uma fonte-teste de baixa atividade.

Normalmente utilizam-se fontes de

Cs-137 (césio) com atividades inferiores

a 10 Ci, denominadas micro-fontes. A aferição de um medidor de

radiação deve ser realizada antes da utilização do mesmo, sendo o resultado registrado e arquivado no Serviço de Radioproteção. 8.1.1.1 - Procedimento

a) Certificar-se de que todos os envolvidos estejam portando dosímetro individual; b) Verificar se o medidor de radiação está com a bateria carregada e o certificado de calibração em dia; c) Escolher uma escala adequada, atentando para que o valor lido corresponda a escala escolhida;

d) Utilizando a fonte-teste, realizar a respectiva leitura na condição padrão;

e) Comparar a leitura realizada com o valor padrão, caso o desvio encontrado seja inferior a 20 % do valor padrão, o equipamento (medidor de radiação) está apto a utilização. Caso a leitura realizada apresente um desvio superior a 20 % do padrão, o medidor de radiação deverá ser encaminhado à manutenção e nova calibração;

f) Registrar a leitura assim como os dados relativos ao equipamento (medidor de radiação) no formulário de aferição e encaminhar para o arquivo do SR.

Condição padrão é a determinação da distância e posição do detector em relação a fonte-teste no momento da leitura. Esta padronização deve ser realizada logo após a calibração do medidor de radiação. Valor padrão é a medida da taxa de exposição ou taxa de dose equivalente na condição padrão.


8.1.2 - Levantamento Radiométrico

(monitoração) O levantamento radiométrico tem

como objetivo a verificação de integridade da blindagem da fonte radioativa.

Essa verificação é realizada

através da medida da taxa de exposição ou taxa de dose equivalente, utilizando-se um medidor de radiação compatível com o tipo de radiação.

Para as blindagens contendo

fontes radioativas podemos adotar o método de levantamento isométrico, que consiste da medição da Taxa de Exposição (mR/h) ou da Taxa de Dose

Equivalente (Sv/h) a distâncias pré-determinadas da blindagem, por exemplo: na superfície da blindagem e a 30 cm de distância da mesma.

8.1.2.1 - Procedimentos

a) Certificar-se de que todos os envolvidos estejam portando dosímetro individual; b) Verificar se o medidor de radiação está com a bateria carregada e o certificado de calibração em dia; c) Realizar a aferição do medidor de radiação, registrando o resultado; d) Escolher uma escala adequada, atentando para que os valores lidos correspondam a escala escolhida; e) Fazer as respectivas leituras:

superfície da blindagem

30 cm

f) Anotar as leituras assim como os dados relativos a fonte radioativa e do Medidor de Radiação no Formulário de Levantamento Radiométrico; g) Encaminhar relatório para o arquivo do Serviço de Radioproteção.

8.1.3 - Procedimento para Ensaio de

fuga (teste de esfregaço)

a) Certificar-se de que todos os envolvidos estejam portando dosímetro individual;

b) Verificar se o medidor de radiação está com a bateria carregada e o certificado de calibração em dia;

c) Realizar a aferição do medidor de radiação, registrando o resultado;


d) Realizar a monitoração e anotar em formulário próprio;

e) Colocar as luvas, prevenindo a contaminação das mãos, caso haja vazamento;

f) Utilizando um cotonete, coletar a amostra, esfregando o cotonete no porta-fonte (nas proximidades da fonte radioativa), atentando para não expor as mãos diretamente ao feixe de radiação;

g) Colocar o cotonete em um saco plástico, fechá-lo hermeticamente e realizar uma monitoração, verificando o nível de radiação;

h) Identificar o saco plástico com as seguintes informações: número de série da fonte radioativa, radioisótopo, atividade inicial, data da atividade inicial, data do teste de esfregaço;

i) Encaminhar o material para análise em laboratório especializado;

j) Aguardar o retorno do resultado; caso negativo, arquivar o relatório no Serviço de Radioproteção;

8.1.4 - Procedimento para Transporte

de Material Radioativo

a) Certificar-se de que todos os envolvidos estejam portando dosímetro individual; b) Verificar se o medidor de radiação está com a bateria carregada e o certificado de calibração em dia; c) Realizar a aferição do medidor de radiação, registrando o resultado; d) Monitorar e embalar a blindagem (carga), fixando-a a embalagem (caixa); e) Monitorar a embalagem e estabelecer o índice de transporte e a categoria de transporte;

f) Preencher as etiquetas da embalagem, conforme a categoria estabelecida;

g) Colocar as etiquetas de transporte em faces opostas da embalagem; h) Colocar a embalagem no veículo, fixando-a com cordas ou corrente;


i) Monitorar o veículo, incluindo a cabine do motorista;

j) Sinalizar o veículo com a etiqueta de sinalização de transporte de material radioativo, nas laterais e na traseira;

k) Sinalizar o veículo com a etiqueta do número da ONU correspondente a fonte radioativa, nas laterais, na frente e traseira;

l) Preencher os documentos de transporte:

certificado do expedidor de materiais radioativos;

ficha de monitoração da carga e do veículo;

ficha de emergência;

envelope de emergência .

m) Instruir o motorista quanto aos procedimentos básicos na ocorrência de uma emergência e a rota a seguir.

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