ministÉrio da defesa exÉrcito brasileiro departamento de...

MINISTÉRIO DA DEFESA

EXÉRCITO BRASILEIRO

DEPARTAMENTO DE CIÊNCIA E TECNOLOGIA

INSTITUTO MILITAR DE ENGENHARIA

CURSO DE MESTRADO EM ENGENHARIA NUCLEAR

INÁCIO DA SILVA ARAÚJO

AVALIAÇÃO DA PROTEÇÃO RADIOLÓGICA NAS EMPRESAS

PRESTADORAS DE SERVIÇOS DE PERFILAGEM DE POÇOS

NO MUNICÍPIO DE MACAÉ

Rio de Janeiro

2010

Livros Grátis

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1



AVALIAÇÃO DA PROTEÇÃO RADIOLÓGICA NAS EMPRESAS

PRESTADORAS DE SERVIÇOS DE PERFILAGEM DE POÇOS

NO MUNICÍPIO DE MACAÉ

Rio de Janeiro

2010

Dissertação de Mestrado apresentada ao curso de

Mestrado em Engenharia Nuclear do Instituto Militar de

Engenharia, como requisito parcial para obtenção do

título de Mestre em Ciências em Engenharia Nuclear.

Orientadores: Julio José da Silva Estrada, D.C.

Adriana Teixeira Ramalho, D.C.

2

C 2010


Praça General Tibúrcio, 80 – Praia Vermelha.

Rio de Janeiro-RJ CEP: 22290-270

Este exemplar é de propriedade do Instituto Militar de Engenharia, que poderá

incluí-lo em base de dados, armazenar em computador, microfilmar ou adotar

qualquer forma de arquivamento.

É permitida a menção, reprodução parcial ou integral e a transmissão entre

bibliotecas deste trabalho, sem modificação de seu texto, em qualquer meio que

esteja ou venha a ser fixado, para pesquisa acadêmica, comentários e citações,

desde que sem finalidade comercial e que seja feita a referência bibliográfica

completa.

Os conceitos expressos neste trabalho são de responsabilidades do autor e

dos orientadores.

621.48 Araújo, Inácio da Silva. C2010 Avaliação da proteção radiológica nas empresas A 663 prestadoras de a serviços de perfilagem de poços no

município de Macaé. / Inácio da Silva Araújo - Rio de Janeiro: Instituto Militar de Engenharia, 2010.

85p.: il.

Dissertação (mestrado) – Instituto Militar de Engenharia. – Rio de Janeiro, 2010.

1. Engenharia Nuclear. 2. Radiação Ionizante I. Título. II Instituto Militar de Engenharia.

CDD 621.48

3



AVALIAÇÃO DA PROTEÇÃO RADIOLÓGICA NAS EMPRESAS PRESTADORAS

DE SERVIÇOS DE PERFILAGEM DE POÇOS NO MUNICÍPIO DE MACAÉ.

Dissertação de Mestrado apresentada ao Curso de Mestrado em Engenharia

Nuclear do Instituto Militar de Engenharia, como requisito parcial para a obtenção do

título de Mestre em Ciências em Engenharia Nuclear

Orientadores: Julio José da Silva Estrada, D.C. (IME)

Adriana Teixeira Ramalho, D.C. (IRD/CNEN)

Aprovada em 21 de julho de 2010 pela seguinte Banca Examinadora:

Rio de Janeiro

2010

4

À minha esposa Luciana, a meus filhos e

a meus pais, Inácio Romão e Maria Araújo

5

AGRADECIMENTOS

Agradeço a todos que de alguma forma contribuíram para minha formação e com

este trabalho. Meus agradecimentos a:

• Deus e Nossa Senhora de Fátima, por sempre estarem ao meu lado, dando-me

força e coragem na minha caminhada.

• Meus pais, pelo dom da vida que deles recebi, pelo caráter e pela formação

moral e intelectual.

• Minha esposa, pelo amor, paciência e companheirismo.

• Meus filhos, que mesmo ainda não presente na minha vida, sempre estivem

presentes no meu coração.

• Meu grande amigo Antonio Duarte Dias (em memória), pela amizade e carinho.

• Todos os meus parentes que de alguma forma contribuíram para o êxito deste

trabalho.

• Meus orientadores, Dr. Julio Estrada e Dra. Adriana Ramalho, pela paciência e

dedicação a este trabalho.

• Soares, do IRD/CNEN, pelos ensinamentos, auxílio na coleta de dados, no

contato com as empresas e pela paciência comigo.

• João Leocádio, do IRD/CNEN, por disponibilizar as instalações do SERIR/IRD

para o desenvolvimento deste trabalho.

• Instituto de Radioproteção e Dosimetria (IRD), que disponibilizou as instalações,

materiais e servidores, que foram de tamanha importância para este trabalho.

• Instalações de perfilagem radiativa de poços de petróleo visitadas, e seus

respectivos supervisores de radioproteção, pela atenção e receptividade às

nossas visitas.

• Instituto Militar de Engenharia (IME), que me aceitou como aluno.

• Professores do Departamento de Engenharia Nuclear do Instituto Militar de

Engenharia, que foram de fundamental importância na minha formação como

aluno de pós-graduação.

• Todos os meus colegas de turma, em especial Hugo Roque e Wemerson, pela

amizade e companheirismo nos momentos difíceis.

6

• Todos os meus amigos do Museu de Astronomia e Ciências Afins, do Colégio

Estadual Aydano de Almeida, do Instituto Cultural Colégio London, do Colégio

Brasileiro de São Cristóvão e da Paróquia de São Miguel Arcanjo.

• Minhas coordenadoras, Maria de Fátima, Conceição Leite e Douglas Falcão que

compreenderam a importância deste trabalho, com isso tornando possível minha

ausência para as viagens a Macaé.

• Todos os meus alunos, os quais me motivam a estudar cada vez mais.

7

“Se fui capaz de ver mais longe, é porque me apoiei em ombros de gigantes”

Isaac Newton (1642 –1727)

“A mente que se abre a uma nova idéia jamais voltará ao seu tamanho original”

Albert Einstein (1879 – 1955)

8

SUMÁRIO

LISTA DE ILUSTRAÇÕES ..................................................................................... 11

LISTA DE TABELAS ............................................................................................... 12

LISTA DE ABREVIATURAS E SÍMBOLOS ............................................................ 13

LISTA DE SIGLAS .................................................................................................. 14

1 INTRODUÇÃO

1.1 Histórico...................................................................................................... 17

1.2 Formação geológica das bacias petrolíferas ............................................ 18

1.3 Perfilagem de poços de petróleo ................................................................ 20

1.4 Justificativa do presente trabalho ............................................................... 21

1.5 Objetivos ..................................................................................................... 22

1.6 Desenvolvimento do trabalho ..................................................................... 22

2 FUNDAMENTAÇÃO TEÓRICA

2.1 Radiações ionizantes .................................................................................. 24

2.2 Desintegração radioativa ............................................................................ 24

2.2.1 Radiação gama ........................................................................................... 24

2.2.2 Nêutrons ...................................................................................................... 25

2.3 Interação da radiação com a matéria .......................................................... 28

2.3.1 Radiação gama ........................................................................................... 28

2.3.2 Nêutrons ...................................................................................................... 29

2.4 Normas de proteção radiológica da CNEN ................................................. 30

2.4.1 Norma CNEN NN-3.01: Diretrizes básicas de proteção radiológica ........... 30

2.4.2 Norma CNEN NE-3.02: Serviços de radioproteção .................................... 32

2.4.3 Norma CNEN NE-5.01: Transporte de material radioativo ......................... 32

2.4.4 Norma CNEN NE-6.05: Gerência de rejeitos radioativos ........................... 33

2.5 Detectores e monitores individuais ............................................................. 33

2.5.1 Detectores Geiger-Müller ............................................................................ 33

9

2.5.2 Detectores de nêutrons ............................................................................... 34

2.5.3 Monitor individual termoluminescente (TLD) .............................................. 35

2.5.4 Monitor individual para nêutrons ................................................................. 36

2.6 Perfilagem radiativa de poços de petróleo .................................................. 37

2.6.1 Perfil de raios gama natural......................................................................... 37

2.6.2 Perfil de densidade ..................................................................................... 39

2.6.3 Perfil de porosidade .................................................................................... 42

3 METODOLOGIA E MÉTODOS

3.1 Instalações radiativas visitadas .................................................................. 45

3.2 Elaboração do questionário ....................................................................... 46

3.3 Serviço de radioproteção das instalações radiativas ................................. 46

3.4 Tipos de fontes utilizadas ........................................................................... 47

3.5 Armazenamento das fontes radiativas ....................................................... 48

3.6 Monitoração ............................................................................................... 48

3.6.1 Monitoração de áreas ............................................................................... 48

3.6.1.1 Monitores para radiação gama ................................................................. 49

3.6.1.2 Monitores para nêutrons ........................................................................... 50

3.6.2.1 Monitoração individual .............................................................................. 52

3.6.2.2 Dosímetros para radiação gama .............................................................. 53

3.6.2.3 Dosímetros para nêutrons ......................................................................... 53

3.7 Transporte das fontes ............................................................................... 53

3.8 Situações de emergência .......................................................................... 54

4 RESULTADOS E DISCUSSÃO

4.1 Coleta de dados .......................................................................................... 56

4.2 Serviços de radioproteção das instalações radiativas ................................ 56

4.3 Casa de fontes das instalações radiativas .................................................. 57

4.4 Monitores de radiação utilizados ................................................................. 60

4.4.1 Monitores de área ....................................................................................... 60

10

4.4.2 Monitores individuais.................................................................................... 62

4.5 Sistema de transporte das fontes ............................................................... 63

4.6 Situação de emergência nas instalações radiativas ................................... 64

4.7 Controle administrativo................................................................................ 65

4.7.1 Registro da monitoração individual.............................................................. 65

4.7.2 Registro das fontes radiativas...................................................................... 65

4.7.3 Registro dos equipamentos de monitoração............................................... 66

4.7.4 Registro das movimentações das fontes..................................................... 66

4.7.5 Treinamento dos IOE................................................................................... 66

5 CONCLUSÔES E RECOMENDAÇÕES

5.1 Conclusões .................................................................................................. 67

5.2 Recomendações .......................................................................................... 68

6 REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS ........................................................... 69

7 ANEXOS....................................................................................................... 71

7.1 Anexo 1: Questionário utilizado na pesquisa................................................ 72

7.2 Anexo 2: Inventário de fontes das instalações............................................ 75

7.3 Anexo3: Registro do controle de movimentação das fontes radioativas...... 82

7.4 Anexo 4: Registro dos monitores de uma instalação................................... 83

7.5 Anexo 5: Registro de doses dos IOE de uma instalação............................. 84

7.6 Anexo 6: Registro dos treinamentos dos IOE de uma instalação................ 85

11

LISTA DE ILUSTRAÇÕES FIG. 1.1 Formação de bacias sedimentares .................................................... 18

FIG. 1.2 Profundidade das bacias petrolíferas ................................................. 19

FIG. 1.3 Rochas de formação e armazenamento ............................................ 20

FIG. 2.1 Emissão de radiação gama ................................................................ 25

FIG. 2.2 Desenho esquemático de um gerador de nêutrons ........................... 26

FIG. 2.3 Representação esquemática do efeito Compton ............................... 29

FIG. 2.4 Detectores GM ………………………………………………………….... 34

FIG. 2.5 Processo de emissão de luz através da radiação incidente .............. 35

FIG. 2.6 Esquema de uma leitora de TLD ....................................................... 36

FIG. 2.7 Monitores para nêutrons do tipo Albedo ............................................ 37

FIG. 2.8 Espectro de emissão gama do urânio-238, tório-232 e potássio-40.. 38

FIG. 2.9 Intensidade da radiação gama natural para cada tipo de formação

rochosa ..............................................................................................

39

FIG. 2.10 Fonte de césio-137 utilizada nas ferramentas de perfilagem para

perfil densidade ..................................................................................

40

FIG. 2.11 Ferramenta de perfilagem para perfil de densidade .........…………... 41

FIG. 2.12 Perfil de raios gama natural e de densidade .........………….............. 41

FIG. 2.13 Fonte de nêutrons usada em perfilagem para perfil de

porosidade..........................................................................................

42

FIG. 2.14 Ferramenta de perfilagem para perfil de porosidade ......................... 43

FIG. 2.15 Perfil de raios gama natural e de porosidade........... ......................... 44

FIG. 3.1 Monitor Ludlum modelo 3 ................................................................... 49

FIG. 3.2 Monitor Tracerco modelo 202............................................................. 50

FIG. 3.3 Monitor Ludlum modelo 12.4............................................................... 51

FIG. 3.4 Modelo Ludlum modelo 2363 ............................................................. 52

FIG. 4.1 Poços de armazenamento sem blindagem......................................... 58

FIG. 4.2 Poço para armazenamento das fontes com blindagem...................... 59

FIG. 4.3 Fontes em suas respectivas blindagens no subsolo........................... 59

FIG. 4.4 Fontes em suas respectivas blindagens na superfície....................... 60

12

LISTA DE TABELAS

TAB. 2.1

Números de colisões para que um nêutron energético torne-se

térmico para alguns elementos ..........................................................

27

TAB. 2.2

Valores de poder de ralentamento e de razão de moderação para

alguns moderadores ..........................................................................

28

TAB. 2.3 Fatores de ponderação (WR) para alguns tipos de radiação ............. 32

TAB. 4.1 Serviço de radioproteção das instalações.......................................... 56

TAB. 4.2 Casa de fontes das instalações ......................................................... 57

TAB. 4.3 Monitores utilizados nas instalações radiativas visitadas................... 61

TAB. 4.4

Laboratórios que realizam as calibrações dos monitores de

radiação.............................................................................................

62

TAB. 4.5 Empresas fornecedoras de monitores individuais ............................. 63

TAB. 4.6 Transporte de fontes .......................................................................... 63

TAB. 4.7 Sistema de emergência das instalações ........................................... 64

13

LISTA DE ABREVIATURAS E SÍMBOLOS ABREVIATURAS IOE - Indivíduo ocupacionalmente exposto

NE - Norma experimental

NN - Norma nuclear

RF - Radiação de fundo

SR - Serviço de radioproteção

TLD - Dosímetro termoluminescente

SÍMBOLOS Am-Be amerício-berílio

Ba - bário

Co - cobalto

Cs - césio

GBq - gigaBecquerel

GM - Geiger-Müller 2H - deutério 3H - Trítio

K - Potássio

KeV - quiloeletronvolt

mCi - milicurie

MeV - megaeletronvolt

Ra - rádio

N - nano

Sv - Sievert

Th - tório

U - urânio

Μ - micro

14

LISTA DE SIGLAS CDTN Centro de Desenvolvimento de Tecnologia Nuclear

CNEN Comissão Nacional de Energia Nuclear

IRD Instituto de Radioproteção e Dosimetria

SERIR Serviço de Radioproteção na Indústria Radiativa

LCR Laboratório de Ciências Radiológicas

15

RESUMO Este trabalho teve como objetivo principal a avaliação dos serviços de radioproteção de todas as sete instalações que realizam atividades de perfilagem radiativa de poços de petróleo no município de Macaé, no Estado do Rio de Janeiro.

A perfilagem radiativa é uma técnica que utiliza fontes radioativas com o objetivo de obter algumas informações precisas das reservas de petróleo, através da interpretação de gráficos − o chamado perfil − gerados pela interação das radiações ionizantes com a formação rochosa.

Para avaliar os serviços da radioproteção das referidas instalações foi elaborado um questionário com base na legislação que engloba as normas da CNEN: N-3.01 (2005), NE-3.02 (1985), NE-6.05 (1988), NE-5.01 (1985) e a Posição Regulatória 6.02/002 (2005). Na elaboração do questionário também utilizou-se dados obtidos de relatórios de inspeções regulatórias em radioproteção previamente realizadas pelo IRD/CNEN em empresas de perfilagem radiativa. Tal questionário foi aplicado e respondido pelos supervisores de radioproteção, ou respectivos substitutos, das sete instalações estudadas, quando das visitas a elas realizadas. Os resultados mostraram que os serviços de radioproteção das instalações têm obedecido às recomendações impostas pelas normas da CNEN. Entretanto, para que os referidos serviços possam ser melhorados, foram sugeridas algumas ações, tais como a dedicação exclusiva dos supervisores aos serviços de radioproteção das instalações e que o efetivo de pessoas treinadas para compor as equipes dos serviços de radioproteção seja dimensionado, de modo a torná-lo mais efetivo.

16

ABSTRACT

This work aimed to assess the radiation protection services of all seven facilities that perform activities of radiative logging of oil wells in the city of Macaé, in Rio de Janeiro.

The radiative profiling is a technique that uses radioactive sources in order to obtain some precise information of oil reserves, through interpretation of graphs − the so-called profile − generated by the interaction of ionizing radiation with the rock formation.

To evaluate the radiation protection services of such facilities a questionnaire was elaborated based on legislation that includes standards of CNEN: NN-3.01 (2005), NE-3.02 (1985), NE-6:05 (1988), NE-5.01 (1985) and the Regulatory Position 6.02/002 (2005). Data obtained from reports of regulatory inspections in radioprotection previously held by the IRD/CNEN at radiative logging installations was also used for preparing the questionnaire. During the visits performed at the seven installations studied, this questionnaire was answered by the radiological protection officers or their respective substitutes.

The results showed that the radiation protection services of the facilities has obeyed the rules imposed by the recommendations of CNEN. However, for those services to be improved, it was suggested some actions, such as the full dedication of the radiological protection officers for the services and that the number of people trained to compose the teams of radiation protection services should be increased in order to become more appropriate.

17

1 INTRODUÇÃO

1.1 HISTÓRICO

Registros históricos da utilização do petróleo remontam a 4.000 A.C. O betume

era utilizado por povos do Oriente para o aquecimento e iluminação de casas,

lubrificação e até como laxante (disponível em www.cepa.if.usp.br, acessado em

janeiro/2010).

O primeiro poço de petróleo foi descoberto nos EUA em 1859, no Estado da

Pensilvânia, pelo Coronel Drake, e apresentava uma profundidade de 21 metros. No

Brasil, somente no ano de 1939 é que foi descoberto óleo em Lobato, no Estado da

Bahia.

Em 2005 a Petrobras descobriu o mega campo de Tupi na Bacia de Santos, a

250 km da costa, com uma estimativa inicial de 5 a 8 bilhões de barris de petróleo

(disponível em www.petrobras.com.br, acessado em janeiro/2010). Hoje, alguns especulam

que tal reserva poderia conter entre 30 e 50 bilhões de barris de petróleo de alta

qualidade, ou seja, petróleo leve, além de gás natural.

Dados da Agência Internacional de Energia revelam que o Brasil será o sexto

produtor mundial de petróleo em 2030, devido às atuais descobertas de petróleo na

camada do pré-sal. Atualmente ele está na 13ª posição, com uma produção anual de

2,4 milhões de barris (disponível em www.inovacaotecnologica.com.br, acessado em

novembro/2009).

A busca pelas grandes bacias petrolíferas atinge profundidades cada vez

maiores no mar. Atualmente as jazidas encontram-se a cerca de 7.000 m da

superfície do oceano (disponível em www.petrobras.com.br, acessado em

janeiro/2010). Logo, houve a necessidade de se desenvolver novas tecnologias de

exploração de petróleo que fossem capazes de suportar as temperaturas e pressões

das formações rochosas. Além disso, as tecnologias deveriam fornecer uma maior

quantidade de informações − com qualidade e precisão − sobre a formação rochosa.

Uma dessas técnicas é a perfilagem de poços de petróleo.

18

1.2 FORMAÇÃO GEOLÓGICA DAS BACIAS PETROLÍFERAS

As bacias petrolíferas são também conhecidas como bacias sedimentares. Os

solos sedimentares foram compostos por sedimentos carreados pela água e pelo

vento, acumulando-se nas áreas baixas (FIG. 1.1).

FIG. 1.1 – Formação de bacias sedimentares. (http://bg11e.blogspot.com/2010/03/ocupacao-antropica.html)

Nas bacias sedimentares são encontrados materiais fósseis, tais como restos de

vegetais e animais que, quando foram submetidos a altas pressões e temperaturas

durante milhões de anos, transformaram-se em petróleo e hidrocarbonetos.

Para que haja tal transformação, ilustrada na Figura acima, é necessário que a

bacia esteja a uma profundidade em torno de um a três quilômetros, com uma

variação de temperatura de 50 a 200ºC. Quando as temperaturas são superiores a

200ºC e a profundidade é maior que 3.000 m, tem-se hidrocarbonetos gasosos (gás

natural). A FIG. 1.2 ilustra que atualmente algumas jazidas encontram-se em

profundidades maiores que 6.000 m.

19

O petróleo e o gás, entretanto, não são encontrados nas rochas onde foram

formados. Durante o longo processo de formação eles são expulsos da rocha

chamada geradora, formada por sedimentos finos como os folhelhos, por exemplo,

que são praticamente impermeáveis. Migram para rochas porosas e permeáveis,

que podem estar localizadas nas proximidades (acima, abaixo ou ao lado), formadas

normalmente por arenitos e carbonatos (FIG. 1.3). Assim, o petróleo permanece sob

altíssima pressão nas rochas porosas, denominadas rochas reservatório, até que

ocorra a perfuração do poço.

FIG. 1.2 – Profundidade das bacias petrolíferas. (http://wirna.wordpress.com/2009/11/27/a-briga-pelo-dinheiro-do-pre-sal/)

Em geral, os hidrocarbonetos estão alojados em bacias sedimentares localizada

na parte mais alta de um compartimento de rochas porosas, isolado por camadas

impermeáveis. Tal estrutura é chamada de armadilha.

20

FIG. 1.3 – Rochas de formação e armazenamento.

(http://perfuradores.com.br/index.php?CAT=petroleo&SPG=oquee )

1.3 PERFILAGEM DE POÇOS DE PETRÓLEO

A perfilagem é uma técnica utilizada para fornecer o perfil das formações

geológicas com base nas propriedades físicas das mesmas, tais como condutividade

elétrica, densidade, porosidade, radioatividade, etc. Tais propriedades podem ser

medidas com o auxílio de equipamentos chamados ferramentas de perfilagem, que,

através da coleta de dados da rocha, produzem o chamado “perfil geofísico da

rocha”.

Na perfilagem há dois modos para a obtenção do perfil geológico: um é

simultâneo com a perfuração, e o outro é após a perfuração.

A perfilagem que ocorre com a perfuração é chamada de perfilagem em tempo

real, geralmente utilizada em perfurações em alto mar, nas chamadas bases

offshore. A perfilagem após a perfuração é chamada de a cabo.

Por exemplo, o perfil de raios gama natural fornece o perfil radioativo da rocha

ou de cada uma das camadas de rocha que compõem o poço. Nesse tipo de

perfilagem pode-se encontrar 238U, 232Th, e 40K. Tal assunto encontra-se melhor

detalhado no Capítulo 2.

21

Além da técnica de perfilagem gama, há outros tipos de perfilagem, tais como o

perfil do potencial espontâneo, o perfil de eletrodos galvânicos, o perfil de indução, o

perfil de densidade e o perfil neutrônico. Eles, em conjunto, geram o perfil do poço

trabalhado. Cada um desses perfis está atrelado a grandezas físicas da rocha, e

medindo-se essas grandezas, tem-se a certeza de que a descoberta é petróleo, e

não água.

No perfil de densidade são utilizadas fontes radioativas de 137Cs, que

bombardeiam a parede do poço com raios gama com 0,667 MeV de energia. A

atividade da fonte geralmente é de cerca de 7,4 x 1010 Bq (2 Ci).

Tal fonte é colocada na ferramenta que desce ao poço. À medida que o feixe

inicial diminui, através das interações com a rocha, o detector é capaz de captar

essa diferença de intensidade em relação à mudança de densidade. Logo, quanto

mais densa for a rocha, menor será a intensidade da radiação detectada, e vice-

versa.

O perfil neutrônico, para determinar a porosidade da rocha, é realizado através

da radioatividade induzida artificialmente pela irradiação das rochas com nêutrons

com alta energia, através de uma fonte de 241Am-9Be, ou por um gerador de

nêutrons.

1.4 JUSTIFICATIVA DO PRESENTE TRABALHO

Sendo a bacia de Campos, no Rio de Janeiro a maior reserva de hidrocarboneto

do país, diversas empresas operam na região buscando aumentar a produção de

petróleo e gás. Nessas operações elas utilizam técnicas com diversos tipos de

fontes radiativas, com objetivo de descobrir novas reservas e melhorar o rendimento

de poços em operação.

Neste trabalho, a preocupação é com a proteção radiológica envolvendo a

utilização sas fontes radiativas na perfilagem, o armazenamento das fontes, a

calibração das ferramentas, o transporte das fontes e a utilização das ferramentas

no campo.

A Comissão Nacional de Energia Nuclear – CNEN − controla as importações de

fontes radioativas, o licenciamento das instalações, a certificação dos supervisores

de proteção radiológica e também, realiza anualmente inspeções em tais empresas,

22

com o intuito de averiguar se as normas de proteção radiológica estão sendo

cumpridas. A legislação pertinente engloba as normas NN-3.01 (CNEN, 2005), NE-

3.02 (CNEN, 1985), NE-6.05 (CNEN, 1988), NE-5.01 (CNEN, 1985) e a Posição

Regulatória 6.02/002 (CNEN, 2005).

A relevância do presente estudo consiste em analisar a adequação das

condições de proteção radiológica das empresas que praticam perfilagem radiativa

de poços, no manuseio e armazenamento das fontes radioativas, de tal forma a

contribuir para a correção de possíveis falhas e melhoria das condições de trabalho.

1.5 OBJETIVOS

O objetivo global do presente trabalho foi verificar as condições de proteção

radiológica reinantes nas empresas prestadoras de serviços de perfilagem de poços

na cidade de Macaé, RJ. Para tanto, as seguintes etapas foram estabelecidas:

• Elaboração e aplicação de um questionário para obter informações sobre

o serviço de radioproteção das sete instalações radiativas;

• Visita às instalações radiativas que atuam nesse segmento;

• Análise dos dados obtidos nas visitas, com o intuito de indicar aspectos

positivos e/ou negativos, bem como possíveis melhorias a serem

aplicadas à proteção radiológica envolvida com as atividades de

perfilagem radiativa de poços.

1.6 DESENVOLVIMENTO DO TRABALHO

No Capítulo 1 descreveu-se, de forma sucinta a formação geológica das bacias

petrolíferas e os tipos de perfilagem, a justificativa e os objetivos deste trabalho.

No Capítulo 2 encontra-se a fundamentação teórica. Abordou-se aspectos

teóricos sobre radiações ionizantes, decaimento radioativo, produção de nêutrons,

interação da radiação com a matéria, perfilagem radiativa, detecção de radiação

gama e nêutrons, e noções de proteção radiológica aplicada à perfilagem radiativa.

O Capítulo 3 descreve a metodologia aplicada. Nele estão descritas as

instalações visitadas, a elaboração e aplicação do questionário de avaliação

referentes a duas viagens realizadas a Macaé com duração de 3 a 4 dias .

23

No Capítulo 4 são apresentados os resultados obtidos.

No Capítulo 5 estão descritas as conclusões e recomendações deste trabalho.

No Capítulo 6 encontram-se as referências bibliográficas.

24

2 FUNDAMENTOS TEÓRICOS

2.1 RADIAÇÕES IONIZANTES

As radiações ionizantes são aquelas que têm energia suficiente para retirar

elétrons de átomos ou moléculas, isto é, ionizar átomos ou moléculas. Podem ser

radiações eletromagnéticas ou partículas.

2.2 DESINTEGRAÇÃO RADIOATIVA

Diversos núcleos dos átomos que se encontram na natureza e a maioria dos

artificialmente criados são instáveis, ou seja, as respectivas combinações de prótons

e nêutrons não originam configurações nucleares estáveis. Eles são chamados de

núcleos radioativos. Para que tais núcleos atinjam a estabilidade, eles precisam

descarregar o excesso de energia através da emissão de partículas ou ondas

eletromagnéticas chamadas radiações ionizantes. Estas caracterizam-se pela

emissão de partículas alfa, partículas beta, raios gama, raios X ou nêutrons. Neste

trabalho enfatizaremos somente os raios gama e os nêutrons.

2.2.1 RADIAÇÃO GAMA

Quando o núcleo de um átomo está em uma configuração instável ele pode

descartar o excesso de energia emitindo radiação eletromagnética que recebe o

nome de radiação gama. Também pode acontecer do núcleo emitir uma partícula α

ou β, gerando um núcleo filho em um estado com nível de energia elevado,

chamado de estado excitado. Este, então, ao passar para o estado fundamental,

emite radiação gama, conforme ilustra a FIG. 2.1.

Os raios gamas emitidos por núcleos radioativos geralmente têm energias entre

1 x 10-3 MeV e 2 MeV. Dependendo da energia e intensidade, eles podem ser

blindados através de lâminas de material de alta densidade, geralmente chumbo ou

25

concreto, cuja espessura irá ser função da intensidade da fonte. Os raios gama,

devido ao seu pequeno comprimento de onda, têm energia relativamente alta.

Assim, conseguem uma grande penetração e ionização na matéria.

FIG. 2.1 – Emissão da radiação gama (TAUHATA, 2001).

2.2.2 NÊUTRONS

Embora anos antes Rutherford já houvesse previsto a existência do nêutron,

somente em 1932 James Chadwick comprovou tal existência, através do

bombardeamento do 9Be com partículas alfa, transmutando-se no 13C, que é instável

e após emitir uma partícula não conhecida, gerava o 12C, estável. Por essa partícula

não ser eletricamente carregada, deu-se o nome de nêutron.

Devido à sua origem ser nuclear, os nêutrons só são gerados através de

reações nucleares do tipo: (α, n), (γ n), (d, n), (p, n) e (n, 2n), onde (d) é o deutério,

(p) é o próton e (n) é o nêutron. As fontes do tipo amerício-berílio (241AmBe) geram a

seguinte reação, descrita na EQ 2.1 ( KAPLAN, 1962):

α + 9Be → 13C → 12C + 1n + 5,7 MeV (2.1)

Os nêutrons também podem ser obtidos com auxílio de aceleradores de

partículas gerando elementos instáveis que, para atingir a estabilidade, emitem

nêutrons. Essa tecnologia é aplicada por todas as empresas de perfilagem.

Entretanto, as instalações utilizam com mais freqüência as fontes de 241AmBe para

gerar os nêutrons.

26

As reações abaixo mostram como os nêutrons são gerados nos aceleradores.

Os nêutrons gerados nos processos abaixo são monoenergéticos, com energia

variando de centenas de keV a dezenas de MeV. Nas reações abaixo, o 3H é o trítio, 2H é o deutério, e 4He é o hélio ( KAPLAN, 1962).

3H + 1H → 3He + 1n + 0,764 MeV (2.2) 3H + 2H → 4He + 1n + 17,590 MeV (2.3) 2H + 2H → 3He + 1n + 3,270 MeV (2.4)

A FIG. 2.2 apresenta um desenho esquemático de um acelerador de nêutrons

em um tubo selado, utilizado na perfilagem de poços.

FIG. 2.2 – Desenho esquemático de um gerador de nêutrons. (http://www.aip.org/tip/INPHFA/vol-9/iss-6/p22.html).

A blindagem dos nêutrons é feita através da moderação, que é o processo pelo

qual os nêutrons perdem maior parte da energia através das colisões de

espalhamento. Os materiais leves que possuem seções de choque de espalhamento

altas são os melhores moderadores. Para tornar um nêutron rápido em um nêutron

térmico, cuja energia está em torno de 0,025 eV, é necessário utilizar materiais

27

moderadores, sendo os mais utilizados os materiais à base de hidrogênio, tais como

água e parafina.

O hidrogênio, por ter em seu núcleo somente um próton, possui raio atômico

pequeno. Com isso, sua seção de choque é grande para nêutrons. Tal deve-se ao

fato de que os núcleos de hidrogênio ficam mais próximos uns dos outros, e assim

as colisões têm maior probabilidade de ocorrerem.

Na TAB. 2.1 é mostrado o número de colisões que um nêutron com 2 MeV

precisa sofrer para que sua energia se reduza a 0,025 eV. A constante ξ é o número

médio de colisões para produzir um dado decréscimo na energia do nêutron. Logo,

pode-se observar que o hidrogênio é o melhor elemento para se moderar nêutrons

rápidos ( KAPLAN, 1962).

TAB. 2.1 – Número de colisões para que um nêutron energético torne-se térmico,

para alguns elementos (KAPLAN, 1962).

A quantidade ξ é muito importante na moderação, mas a probabilidade de uma

colisão acontecer quando um nêutron incide em um meio aumenta

consideravelmente com a densidade do meio. Assim, um bom moderador deve

considerar o poder de ralentamento (ou raleamento) dado pela EQ 2.5:

Poder de ralentamento = ξ Nσs = ξΣs = A

N s0ρξσ 2.5

onde N é o número de átomos/cm3, ρ é a densidade, N0 é o número de Avogrado e

σs é a seção de choque para espalhamento. A razão de moderação é definida por:

Elementos A

(massa atômica) ξξξξ Número de colisões

(de 2 MeV a 0,025 eV)

Hidrogênio 1 1,00 18 Deutério 2 0,725 25

Hélio 4 0,425 43 Lítio 7 0,268 67

Berílio 9 0,208 87 Carbono 12 0,158 114 Oxigênio 16 0,120 150 Urânio 238 0,0084 2150

28

Razão de moderação = a

s

Σ

Σξ =

a

s

σ

ξσ 2.6

onde σa é a seção de choque para absorção (KAPLAN, 1962).

A TAB. 2.2 apresenta as propriedades de alguns bons moderadores.

TAB. 2.2 – Valores de poder de ralentamento e de razão de moderação para alguns moderadores (KAPLAN,1962).

Moderador Poder de ralentamento (cm-1) Razão de moderação

H2O 1,530 72 D2O 0,370 12.000 Be 0,176 159

Grafite 0,064 170

2.3 INTERAÇÃO DA RADIAÇÃO COM A MATÉRIA

Quando a radiação interage com a matéria, ela transfere energia para o meio. A

energia transferida pode provocar diferentes fenômenos físicos, tais como excitação

atômica ou molecular, ionização ou ativação do núcleo. A probabilidade de cada um

desses fenômenos acontecer será função do tipo de radiação e da quantidade de

energia liberada para o meio (TAUHATA, 2001).

2.3.1 RADIAÇÃO GAMA

Por não possuir matéria e carga e ter um caráter ondulatório, a radiação gama

pode percorrer um longo caminho dentro da matéria, antes da primeira interação.

Quando a interação ocorre e a energia transferida é capaz de produzir ionização, ela

pode produzir três efeitos: fotoelétrico, Compton ou formação de pares. Devido ao

valor da energia dos fótons emitidos pelas fontes de 137Cs, sua interação com a

formação rochosa ocorre através do efeito Compton (TAUHATA, 2001).

O efeito Compton ocorre quando um fóton incide em um elétron de baixa energia

de ligação, transferindo parte de sua energia para ele, e arrancando-o do átomo. O

29

fóton desvia de direção, ou seja, o novo fóton espalhado desloca-se dentro do

material em uma direção diferente da do fóton anterior.

O elétron que foi espalhado tem sua trajetória aleatória, pois esta depende da

energia do fóton incidente, como ilustra a FIG. 2.3.

FIG. 2.3 – Representação esquemática do efeito Compton (TAUHATA, 2001).

2.3.2 NÊUTRONS

Os nêutrons interagem com a matéria através de três modos: por absorção,

captura ou reação. Neste último caso há uma emissão de partícula carregada, como

prótons ou partículas alfa. A maneira que o nêutron irá interagir com o meio

absorvedor depende de sua energia. Para nêutrons lentos, a maior probabilidade de

interação é por espalhamento elástico, quando parte da energia dos nêutrons é

transferida para o núcleo atingido. Posteriormente esses nêutrons entram em

equilíbrio térmico com o absorvedor, tornando-se nêutrons térmicos. Os nêutrons

lentos também podem produzir reações nucleares. Quando os nêutrons têm muita

energia, a interação acontece por espalhamento inelástico, no qual o núcleo atingido

desenvolve um estado excitado e emite em seguida um gama de energia. (KAPLAN –

1962). Entretanto, a perda de energia depende do número de colisões e do tipo de

material.

Por não possuírem carga, os nêutrons não interagem com a matéria por efeito

Coulomb. Com isso, conseguem viajar muitos centímetros pela matéria, chegando

30

até mesmo a atravessa-lá sem qualquer tipo de interação, ou seja, eles podem ser

totalmente invisíveis para os detectores. Mas, se os nêutrons forem absorvidos pelo

núcleo, este ficará em um estado excitado e decairá, emitindo radiação secundária

detectável.

Ou seja, um nêutron pode sofrer seguidas colisões em núcleos quase do mesmo

tamanho do dele, como é o caso do hidrogênio, perdendo energia até ficar no estado

térmico, que é o estado de energia similar ao do meio em que o nêutron se encontra.

Esse fenômeno é utilizado pelas empresas prospectoras para identificar possíveis

depósitos de hidrocarbonetos.

2.4 NORMAS DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA DA CNEN

2.4.1 NORMA CNEN-NN-3.01: DIRETIZES BÁSICAS DE PROTEÇÃO

RADIOLÓGICA

O objetivo dessa norma é estabelecer requisitos básicos de proteção radiológica

para indivíduos expostos à radiação ionizante. Nela estão definidas as principais

grandezas de radioproteção e as diretrizes para o manuseio, produção, utilização,

transporte, armazenamento e depósito de materiais radioativos. Abaixo estão

definidas as grandezas mais utilizadas neste trabalho.

• Atividade

A unidade atual para atividade é o Bequerel (Bq) que, por definição, é o

quociente dN/dt de uma quantidade de núcleos radioativos em um estado de energia

particular, onde dN é o valor esperado do número de transições nucleares

espontâneas deste estado de energia em um intervalo de tempo dt. Para se

converter a antiga unidade de atividade Curie (Ci) para Bq, temos a relação de que 1

Ci corresponde a 3,7 x 1010 Bq.

31

• Meia-vida (t1//2)

É definida como o intervalo de tempo necessário para que o número inicial de

núcleos radioativos de uma amostra reduza-se à metade. A meia-vida de um

elemento é determinada através da EQ 2.7, e a unidade é o segundo. A constante λ

é a constante de decaimento, e a unidade é s-1.

λ

)2ln(

2

1 =T 2.7

• Seção de choque (σ)

É o quociente entre a probabilidade (P) da interação de partículas neutras ou

carregadas, com uma determinada energia, sobre o alvo, para produzir determinada

interação. Sua unidade é o m2, e seu valor é determinado pela EQ 2.8, onde Φ é a

fluência, definida pela razão entre o número de partículas incidentes dN sobre uma

seção de área da amostra.

Φ=

Pσ 2.8

• Dose absorvida

A dose absorvida é a energia depositada pela radiação em uma massa de

material. A unidade de dose absorvida no sistema internacional é o Joule/quilograma

(J/kg). Tal unidade recebeu o nome de Gray (Gy).

• Dose equivalente

Esta grandeza é uma medida da equivalência em energia absorvida pelo tecido

biológico, quando se leva em consideração a eficácia biológica relativa (EBR) de

cada tipo de radiação. Ela é o produto da dose absorvida média no órgão ou tecido

(DT) pelo fator de ponderação da radiação (wR), como mostra a EQ 2.9. A unidade

32

de dose equivalente no sistema internacional é J/Kg. A esta unidade deu-se o nome

de Sievert (Sv).

RTT w.D=H 2.9

Os valores do fator de ponderação para os tipos de radiação que interessam a

este trabalho encontram-se na TAB. 2.3.

TAB. 2.3 – Fatores de ponderação (wR) para alguns tipos de radiação. (http://www.cnen.gov.br/seguranca/normas/pdf/pr301_02.pdf)

Tipo de radiação wR

Raios X e Gama 1

Nêutrons com energia de 2 a 20 MeV 10

2.4.2 NORMA CNEN-NE-3.02: SERVIÇOS DE RADIOPROTEÇÃO

Nesta norma estão contidos os requisitos necessários para o adequado

funcionamento de um serviço de radioproteção numa instalação radiativa. Nessa

norma também são definidos alguns termos não contemplados na norma CNEN-NN-

3.01, tais como atividades de um serviço de radioproteção, qualificação dos técnicos

que compõem o serviço, controle de fontes e rejeitos, entre outros.

2.4.3 NORMA CNEN-NE-5.01: TRANSPORTE DE MATERIAL RADIOATIVO

Esta norma também é relevante neste trabalho, pois existe uma grande

movimentação das fontes utilizadas em perfilagem. Tal norma tem por finalidade

estabelecer requisitos de radioproteção e segurança no intuito de assegurar que os

níveis de radiação envolvidos em operações de transporte fiquem sempre abaixo

dos níveis considerados seguros para indivíduos e o meio ambiente.

33

2.4.4 CNEN-NE6.05: GERÊNCIA DE REJEITOS RADIOATIVOS

Essa norma apresenta um conjunto de atividades técnicas e administrativas

envolvidas na coleta, segregação, manuseio, tratamento, acondicionamento,

transporte, armazenamento, deposição e controle de rejeitos radioativos. Nela

também são apresentadas as classificações desses materiais, com os respectivos

valores de concentração.

2.5 DETECTORES E MONITORES INDIVIDUAIS

2.5.1 DETECTORES GEIGER-MÜLLER

O monitor Geiger-Müller (monitor GM) é utilizado para medir radiações

ionizantes como raios X e gama, mas também é utilizado para detectar partículas

carregadas, como alfa e beta. Não possui capacidade de detectar nêutrons, devido

ao seu princípio de funcionamento. Tal instrumento é constituído por um cilindro

metálico fechado nas duas extremidades. Sendo que em uma delas é colocada uma

película fina, que pode ser de metal, vidro, etc, que constitui a janela do detector, ou

seja, é por essa extremidade que a radiação e as partículas irão entrar para serem

detectadas (TAUHATA, 2001).

No interior do tubo existe uma mistura de gases os quais se tornam ionizados

quando a radiação ou as partículas penetram no tubo. Os elétrons liberados do gás

são acelerados por uma diferença de potencial (ddp) da ordem de 500 V a 1.000 V.

A ddp fará com que os elétrons adquiram uma quantidade de energia cinética que

será depositada no gás, causando ionização secundária das moléculas, provocando

a liberação de mais elétrons. Essa multiplicação de elétrons de forma rápida é

chamada de avalanche de Townsend, que é da ordem de 1 x 109 elétrons a 1 x 1010

elétrons. Essa avalanche gera um sinal elétrico, que produz uma indicação visual, a

qual pode ser quantificado analogicamente, por um sinal luminoso ou um sinal

sonoro. O pulso de saída formado no detector é da ordem de volt

(http://www.lip.pt/~luis/fn1/geiger.pdf).

Na FIG. 2.4 é mostrado um exemplo de um modelo de detector Geiger-Müller.

34

FIG. 2.4 – Detector GM (http://pt.wikipedia.org/wiki/Contador_Geiger).

2.5.2 DETECTORES DE NÊUTRONS

A detecção de nêutrons é complexa, pois como os nêutrons não possuem

cargas elétricas, eles não interagem por efeito Coulomb. Com isso, a interação dos

nêutrons com a matéria é bem reduzida, podendo eles penetrar consideravelmente

na matéria sem serem detectados.

Para se detectar nêutrons, é necessário que eles interajam com um alvo. As

fontes de 241Am-Be utilizadas na perfilagem de poços geram nêutrons rápidos que

são difíceis de serem detectados, devido à pequena seção de choque. Contudo, se

tais nêutrons forem termalizados antes de chegarem ao detector, isso aumentará a

eficiência de detecção, pois os nêutrons térmicos possuem seção de choque maior,

e assim poderão interagir com o detector através de algumas reações nucleares. Por

exemplo, a interação com o 10B ou 6Li, através da reação (n,α), emite uma partícula

alfa que é detectável por um Geiger-Müller. Também pode ser utilizado o 3He que,

após interagir com os nêutrons, ocorre a emissão de um próton, através da reação

(n.p). Tal próton também é detectável por um Geiger-Müller (MADI, 1999).

Há outros tipos de detectores compostos de materiais que, após interagirem com

os nêutrons, emitem radiação beta de meia-vida curta, ou raios gama, os quais

produzem elétrons secundários, que são detectados. Ou seja, a detecção de

nêutrons tem como princípio a detecção da radiação secundária gerada.

35

2.5.3 MONITOR INDIVIDUAL TERMOLUMINESCENTE (TLD)

Os monitores de TLD, utilizados para detecção de radiação gama e algumas

partículas, possuem como princípio a termoluminescência, propriedade esta que

alguns materiais possuem de emissão de luz quando aquecidos, após serem

irradiados. Tais monitores são aplicados na dosimetria de fótons e elétrons,

particularmente em monitoramento individual e de área. Devido à sensibilidade dos

materiais termoluminescentes, a quantidade de luz emitida será proporcional à

energia da radiação absorvida pelo monitor.

Os materiais termoluminescentes possuem bandas de valência que estão

preenchidas por elétrons, e a banda de condução é totalmente vazia. Entre elas

existe uma faixa denominada banda proibida.

Conforme a radiação ionizante penetra nos monitores TLD, os elétrons da banda

de valência passam para a banda de condução, onde estão livres para se

movimentarem, e acabam caindo nas chamadas armadilhas, ficando lá até que

adquiram energia térmica suficiente para escapar e retornar à banda de valência.

Como resultado da arrumação eletrônica, ocorre a emissão de luz. Tal processo é

mostrado na FIG. 2.5. Cessada a irradiação, o cristal termoluminescente volta à

condição original (http://funk.on.br/esantos/doutorado/TLDs/TLD.doc).

FIG. 2.5 – Processo de emissão de luz através da radiação incidente.

36

Um monitor de TLD bastante utilizado é o TLD-100, de fluoreto de lítio dopado

com magnésio e titânio (LiF:Mg,Ti). Possui sensibilidade para doses inferiores a 100

µSv. Na FIG. 2.6 vemos o esquema de uma leitora de monitores de TLD.

FIG. 2.6 – Esquema de uma leitora de TLD. (http://funk.on.br/esantos/doutorado/TLDs/TLD.doc)

2.5.4 MONITOR INDIVIDUAL PARA NÊUTRONS

Os monitores individuais para monitoração externa da radiação de nêutrons são

compostos por materiais que moderam os nêutrons rápidos em térmicos. Ao final,

um cristal termoluminescente capta os fótons secundários gerados. Esse tipo de

monitor é exclusivo para radiação de nêutrons, cobrindo uma faixa de 0,5 eV a 35

MeV. Além dos TLD, existem outros tipos de monitores individuais chamados

monitores (dosimetros) de traço. Esses monitores são compostos de polímeros, por

exemplo, o CR-39, que ao interagir com os nêutrons ficam riscados (traço).

O Instituto de Radioproteção e Dosimetria (IRD/CNEN) vem desenvolvendo uma

tecnologia de monitores individuais para nêutrons chamada de monitor individual de

nêutrons do tipo Albedo. Neste monitor individual, o TLD utilizado é de fluoreto de

lítio, dopado com magnésio e titânio (LiF:Mg,Ti). Devido à faixa de energia dos

nêutrons, esses monitores necessitam ser calibrados para cada espectro de energia

dos nêutrons (MARTINS, 2008). A FIG. 2.7 mostra os componentes de um monitor do

tipo Albedo.

37

FIG. 2.7 – Monitor para nêutrons do tipo Albedo (MARTINS, 2008).

2.6 PERFILAGEM RADIATIVA DE POÇOS DE PETRÓLEO

2.6.1 PERFIL DE RAIOS GAMA NATURAL

O perfil de raios gama natural fornece o perfil radioativo de cada camada que

compõe a formação rochosa. Essa técnica tem como base a medição da radiação

emitida pelos elementos radioativos naturais que compõem a formação de rochas,

tais como o 238U (T1/2 = 4,4 x 109 anos), 232Th (T1/2 = 1,4 x 1010 anos), e 40K (T1/2 =

1,3 x 10 9 anos), em diferentes concentrações (LIMA, 2005).

O 40K emite uma radiação gama com energia de 1,46 MeV. O urânio e o tório

decaem através de uma série de isótopos, emitindo diferentes tipos de radiação.

Isso torna os espectros de raios gama complexos. O principal raio gama da série do

urânio é proveniente do bismuto, cuja energia é de 1,76 MeV, enquanto que na série

do tório, o principal emissor é o tálio, com um gama de 2,62 MeV. A FIG. 2.8 mostra

a o espectro de emissão de energia para os elementos citados.

38

FIG. 2.8 – Espectros de emissão gama do urânio-238, tório-232 e potássio-40 (LIMA, 2005).

Esses raios gama naturais, por possuírem níveis energéticos da ordem de 1,4

MeV a 2,6 MeV, interagem basicamente com a matéria por meio de colisões do tipo

efeito Compton. Cada colisão proporciona perdas sucessivas de energia, até que

seja atingido um valor em que os raios gama se tornam passíveis de serem

absorvidos por um detector de radiação pelo efeito fotoelétrico, ocasionando

expulsão de elétrons dos respectivos átomos absorvedores e uma consequente

corrente elétrica mensurável.

A importância da detecção da radiação gama reside no fato de que ela indica as

formações litológicas. As rochas onde o petróleo é gerado são chamadas de rochas

geradoras, do tipo folhelhos. Entretanto, a formação onde o petróleo é encontrado é

39

chamada de rocha reservatório, a maioria composta por arenitos e carbonatos, por

serem permeáveis e porosos onde a radioatividade natural é bem baixa.

A FIG. 2.9 mostra uma ilustração da formação litológica em função da emissão

da radiação gama natural e um perfil real de raios gama. O perfil de raio gama é um

dos parâmetros utilizado pelos especialistas para saberem se o local tem

probabilidade de haver uma reserva de hidrocarbonetos, além de ser um bom

parâmetro de comparação com os demais perfis.

FIG. 2.9 – Intensidade da radiação gama natural para cada tipo de formação rochosa.

(Fonte: http://www.scribd.com/doc/17719510/Geologia-do-Petroleo-IGcUSP-Aula8-

Perfilagem)

Na FIG. 2.9 o pico de maior intensidade indica a presença de um tipo de

formação chamada folhelho, onde são gerados os hidrocarbonetos. Na região de

intensidade baixa de raios gama é uma formação chamada de arenito onde ficam

armazenados os hidrocarbonetos.

2.6.2 PERFIL DE DENSIDADE

No perfil de densidade são utilizadas fontes radioativas de 137Cs, com atividade

em torno de 74 GBq (2 Ci) a 185 GBq (5 Ci), que incidem nas paredes do poço

feixes monoenergéticos de raios gama com energia de 0,667 MeV. Estes feixes

40

interagem com a formação através do efeito Compton. Conforme o feixe vai

penetrando na formação, sua intensidade vai diminuindo, através da interação da

radiação com o meio. A diminuição é proporcional ao aumento da densidade da

formação. Assim, tal diminuição de intensidade em função da mudança de

densidade eletrônica da formação é medida pelo detector, localizado na ferramenta.

Quanto mais densa for à rocha, menor será a intensidade da radiação detectada.

Esse tipo de perfil, além de fornecer a densidade, que é diretamente proporcional à

diminuição da intensidade do feixe de raios gamas, fornece também a porosidade da

rocha, que é inversamente proporcional à intensidade do feixe.

A FIG. 2.10 apresenta um tipo de porta fonte utilizado nas ferramentas de

perfilagem de densidade. Nele internamente está colocada uma fonte de 137Cs. Este

porta fonte possui uma rosca para fixá-lo nas blindagens de transporte e no interior

das ferramentas.

FIG. 2.10 – Fonte de 137Cs utilizada nas ferramentas de perfilagem para perfil para densidade.

O espalhamento dos raios gama é proporcional à densidade de elétrons da

formação, que é proporcional à densidade da formação, de acordo com a seguinte

expressão:

)2.(A

Zb

eρρ = (2.10)

onde ρe = densidade eletrônica; ρb = densidade da formação; Z = número atômico; A

= peso atômico; 2 Z/A = 1 (para a maioria dos minerais, rochas e fluidos); e 2 Z/A =

1,9841 (para gases com alto teor de hidrogênio).

A FIG. 2.11 ilustra uma ferramenta indicando os detectores e a fonte de 137Cs.

Os raios gama saem da fonte de 137Cs e ao interagirem com a formação, geram

41

outros raios gama espalhados que ao retornarem na direção da ferramenta serão

detectados por cintiladores presentes na ferramenta. Ou seja, quanto menos raios

gama são detectados, menor é a densidade da formação.

FIG. 2.11 – Ferramenta de perfilagem para perfil de densidade.

Na FIG. 2.12 está sendo descrito o perfil de densidade à esquerda e o perfil de

raios gama natural à direita. O perfil de densidade (RHOB) tem sua escala variando

de 3 g/cm3 a 2 g/cm3, indicando uma baixa densidade em regiões onde a

intensidade dos raios gama é baixa e vice versa.

FIG. 2.12 – Perfil de raios gama e de densidade

42

2.6.3 PERFIL DE POROSIDADE

O perfil neutrônico é realizado através da radioatividade induzida artificialmente

pela irradiação das rochas com nêutrons de alta energia, através de uma fonte de 241Am-Be com atividade entre 270 GBq (7,5 Ci) e 703 GBq (19 Ci). O fluxo de

nêutrons é da ordem de 4 x 106 nêutrons. s-1 a 1 x 107 nêutrons.s-1, com energia de

4,5 MeV. A meia-vida do 241Am é de 432 anos. Ou por um gerador de nêutrons. O

objetivo dessa técnica é medir a porosidade da rocha.

As ferramentas possuem de dois a quatro detectores do tipo cintiladores. Os

nêutrons emitidos possuem energia suficientemente grande para penetrar na

formação rochosa onde, através de várias colisões elásticas, perdem a energia até

serem capturados por um núcleo que, ao absorver os nêutrons, irá atingir o estado

excitado e emitir raios gama. Esses raios gamas viajam na velocidade da luz, até a

ferramenta, onde são detectados.

Existe diferença entre os raios gama emitidos pela formação rochosa

naturalmente e os raios gama gerados pelo bombardeiro de nêutrons. Os naturais

possuem energia entre 0,5 MeV a 2,0 MeV, enquanto que os induzidos possuem

energia em torno de 2 MeV a 8 MeV.

A interação dos nêutrons com a matéria pode se dar por três formas distintas: (a)

por absorção, que pode gerar a emissão de partículas; (b) por espalhamento

elástico; ou (c) por espalhamento inelástico. Entretanto, cada interação depende da

energia do nêutron.

A FIG. 2.13 é um tipo de porta fonte com uma fonte de 241AmBe internamente

utilizada nas ferramentas de perfilagem de porosidade.

FIG. 2.13 – Fonte de nêutrons (241AmBe) usada em perfilagem para perfil de

porosidade.

43

A FIG. 2.14 mostra uma ferramenta, indicando o local da fonte de 241Am-Be e

dos detectores, um próximo à fonte e o outro mais distante. Os pontos com cor

amarela indicam os nêutrons que ao interagirem com a formação emitem os raios

gama representados pelos pontos de cor laranja que são retroespalhados e

detectados.

FIG. 2.14 – Ferramenta de perfilagem para perfil de porosidade.

A FIG. 2.15 é um perfil de porosidade indicado pela linha vermelha na direita e

um perfil de raios gama natural indicado pela linha azul na esquerda. Esse perfil

informa que, quanto mais intenso for o raio gama, menor será a quantidade de poros

presente na formação, isso é observado na faixa verde que representa uma rocha

do tipo folhelho. A faixa amarela indica uma rocha chamada arenito, cuja intensidade

dos raios gama baixa e indicando uma alta quantidade de poros.

44

FIG 2.15 – Perfil de raios gama natural e de porosidade.

45

3 METODOLOGIA

3.1 INSTALAÇÕES RADIATIVAS VISITADAS

As instalações visitadas estão localizadas no município de Macaé, RJ, onde

localiza-se a Bacia de Campos, de onde são extraídos cerca de 80% do petróleo do

Brasil. Todas as sete instalações que lá realizam perfilagem radiativa foram

visitadas. Tais instalações foram codificadas neste trabalho como instalações A, B,

C, D, E, F e G. Tais instalações radiativas estão distribuídas por um raio médio de

três quilômetros do centro de Macaé.

O presente estudo teve como objetivo conhecer e verificar o grau de

organização dos serviços de proteção radiológica das referidas instalações. Para

tanto, foi desenvolvido e aplicado um questionário, descrito na seção 3.2.

Durante as visitas realizadas, foram obtidas informações sobre a rotina de

funcionamento de cada instalação radiativa, sobre as aplicações e as informações

geradas pela técnica de perfilagem, sobre a organização dos respectivos serviços de

radioproteção e sobre como cada supervisor de radioproteção desenvolve as

atividades, juntamente com os respectivos auxiliares.

As instalações radiativas colaboraram voluntariamente na realização deste

trabalho. Os supervisores de radioproteção mostraram-se prestativos ao responder o

questionário, colaborando de forma significativa.

A primeira visita ocorreu em outubro de 2009, quando foram visitadas duas

empresas, durante dois dias.

A segunda visita ocorreu em novembro de 2009, quando foram visitadas cinco

empresas, em três dias. Em dois dias foram visitadas quatro instalações, e em um

dia uma instalação, totalizando as sete instalações radiativas de perfilagem de poços

de petróleo operantes no município de Macaé-RJ.

46

3.2 ELABORAÇÃO DO QUESTIONÁRIO

Foi elaborado um questionário específico para o presente trabalho, com base

nos formulários das inspeções em radioproteção realizadas previamente pelo

IRD/CNEN nas instalações, e também com base nas normas pertinentes da CNEN.

Na elaboração do questionário também foram utilizadas as normas da CNEN NN-

3.01, NE-3.02, NE-5.01, NE-6.02 e NE-6.05. Assim, o questionário forneceu um

panorama de como está organizado o sistema de radioproteção das instalações

radiativas, indicando pontos frágeis e possíveis melhorias.

O questionário utilizado durante as visitas às instalações encontra-se no Anexo

A.

3.3 SERVIÇOS DE RADIOPROTEÇÃO DAS INSTALAÇÕES RADIATIVAS

Todas as instalações que realizam perfilagem radiativa de poços precisam ter

um serviço de radioproteção, conforme prescrito na norma CNEN NE-3.02 (1988).

Para chefiar o serviço de radioproteção faz-se necessário a existência de um

supervisor de radioproteção, certificado pela CNEN. Ele é o responsável pelo

controle das fontes para as operações de perfilagem radiativa e dos rejeitos, que

neste caso são fontes que não mais são utilizadas. Também é função dos

supervisores a indicação das áreas a serem controladas, bem como manter em

perfeito funcionamento os equipamentos de monitoração radiológica utilizados nas

operações. Eles também são responsáveis pelo treinamento dos indivíduos

ocupacionalmente expostos (IOE) das instalações, pela promoção de cursos

periódicos de atualização, bem como pela elaboração dos relatórios de dose dos

IOE.

O serviço de radioproteção deve ser composto pelo supervisor certificado pela

CNEN, seu substituto, com treinamento comprovado em radioproteção, e de

técnicos de nível médio devidamente preparados para atuarem no serviço.

47

3.4 TIPOS DE FONTES UTILIZADAS

A perfilagem radiativa necessita de fontes de radiações ionizantes que, ao

interagirem com a formação rochosa, produzirá informações precisas sobre a

porosidade e a densidade da formação geológicas onde se encontram os

hidrocarbonetos. As informações ao chegarem à superfície irão gerar com ajuda de

software os perfis de densidade e de porosidade. As fontes mais utilizadas para

essa finalidade são as de 137Cs e 241Am-Be.

As fontes de 137Cs, conforme mostrado no capítulo anterior, são utilizadas para a

geração do perfil de densidade das rochas. A atividade delas variam de 74 GBq (2

Ci) a 185 GBq (5 Ci).

Para se determinar o perfil de porosidade ou o perfil neutrônico, são utilizadas

fontes de 241Am-Be, que são emissoras de nêutrons rápidos, cuja atividade varia em

torno de 272 GBq (7,5 Ci) a 703 GBq (19 Ci), ou também por geradores de nêutrons.

Antes das ferramentas serem enviadas para as operações nos poços, elas

precisam ser calibradas. Utilizam-se para isso, fontes de 241Am-Be com atividade de

37 MBq (1 mCi) para a calibração das ferramentas que medem a porosidade, e

fontes de 137Cs com atividade entre 37 kBq (1 µCi) e 37 MBq (1 mCi) para a

calibração de ferramentas que medem a densidade da formação.

Outra técnica de perfilagem radiativa é a detecção do perfil natural de raios

gama emitidos pela formação onde se encontram as bacias reservatórios. Nesse

caso, as fontes utilizadas para calibração das ferramentas de perfil de gama natural

são as de 232Th e 226Ra, com atividades em torno de 37 kBq (1µCi).

As calibrações são feitas dentro de blocos de alumínio e depois em blocos de

magnésio, pois esses elementos estão presentes na formação das bacias que são

os reservatórios de hidrocarbonetos. Além de se utilizar os blocos, algumas

instalações calibram as ferramentas dentro de grandes tanques contendo água. Isso

torna a calibração a mais próxima possível das condições normais de operação, que

ocorrem dentro dos poços em alto mar.

O tempo para calibração das ferramentas é em média de quatro horas, e esta

tem validade de no máximo trinta dias. Passado esse período, as ferramentas

deverão ser novamente calibradas.

48

3.5 ARMAZENAMENTO DAS FONTES RADIOATIVAS

As instalações precisam ter locais apropriados para o armazenamento das

fontes. Tais locais, com base na norma CNEN NE-3.02 (1988) devem ser

identificados como áreas controladas, devidamente sinalizados com placas, possuir

alarmes e ter o acesso restrito a pessoas autorizadas pelo serviço de radioproteção

da instalação. Além disso, o monitoramento do local, tanto do interior quanto da

parte externa, deve ocorrer contínua e periodicamente.

3.6 MONITORAÇÃO

A monitoração tem um papel fundamental no serviço de proteção radiológica em

instalações radiativas,conforme descrito na norma CNEN NN-3.01 (CNEN, 2005).

Dentro de instalações radiativas ocorrem dois tipos de monitoração: (a) a

monitoração de áreas e (b) a monitoração individual.

A monitoração das áreas é a base para que o supervisor determine as áreas

controladas, as áreas supervisionadas e as áreas livres dentro da instalação. A

monitoração individual é o registro das doses que os IOE recebem mensalmente nas

atividades com fontes radioativas.

3.6.1 MONITORAÇÃO DE ÁREAS

No monitoramento das áreas nas quais ocorrem operações tanto de perfilagem

quanto de calibração, é necessário a utilização de monitores capazes de detectar o

campo de radiação emitido por cada fonte. Por isso, as instalações precisam

trabalhar sempre com equipamentos calibrados e adequados às atividades, ou seja,

monitores capazes de detectar a presença de radiações gama e nêutrons.

O número total de monitores de área na instalação deve ser no mínimo igual ao

número de conjuntos de fontes (gama e nêutrons), utilizadas em uma instalaçao.

Abaixo estão descritos os monitores utilizados pelas instalações de perfilagem

radiativa de poços.

49

3.6.1.1 MONITORES PARA RADIAÇÃO GAMA

Para a detecção de raios gama, o tipo de detector mais utilizado é o Geiger-

Müller. Um modelo de monitor para raios gama muito utilizado é o da marca Ludlum,

modelo 3, ilustrado na FIG. 3.1. Ele emite um sinal sonoro bastante audível na

presença de radiação gama. Há também o monitor Ludlum modelo 15, utilizado

tanto para raios gama quanto para nêutrons.

FIG. 3.1 – Monitor Ludlum modelo 3.

Outro monitor utilizado pelas instalações é o monitor de radiação Tracerco,

modelo 202, que é digital e possui carcaça de nylon (FIG. 3.2). Foi desenvolvido

para detectar raios X e gama com energia entre 60 KeV e 1,25 MeV. Esse

equipamento permite que os níveis máximos de exposição possam ser gravados

automaticamente. Além disso, exibe a data de calibração no visor, o que auxilia a

evitar o manuseio com a data de calibração vencida.

50

FIG. 3.2 – Monitor Tracerco modelo 202 (http://www.tracerco.com).

3.6.1.2 MONITORES PARA NÊUTRONS

O monitor de área mais utilizado para a monitoração de nêutrons é do tipo

moderador. Esse detector utiliza uma esfera de polietileno com cádmio para

termalizar os nêutrons. O nêutron termalizado será absorvido pelo gás de BF3 do

detector no interior da esfera de polietilino. A escala de medição varia de 0 a 100

mSv/h. Tem um indicador sonoro que emite um som de intensidade superior a 60 dB

na presença de radiação.

A FIG. 3.3 apresenta um modelo desse tipo de monitor. No caso, é o da marca

Ludlum, modelo 12.4.

51

FIG. 3.3 – Monitor Ludlum modelo 12.4.

Outro monitor utilizado por algumas empresas de perfilagem é Ludlum, modelo

2363 (FIG. 3.4). Esse monitor tem a capacidade de detectar tanto raios gama quanto

nêutrons. Fornece informações sobre a taxa de dose não somente dos nêutrons,

mas também da radiação gama, e a soma das duas radiações. Na presença de

radiação ionizante, emite um sinal sonoro de 60 dB.

Para detectar a radiação gama, o monitor acima dispõe de um detector Geiger-

Müller localizado na parte frontal. Já para a detecção dos nêutrons, ele dispõe de um

dispositivo em formato retangular, onde os nêutrons são termalizados, gerando

radiação secundária que é detectável. Tanto para a radiação gama quanto para os

nêutrons, o detector possui uma faixa de 1 µSv/h a 10 mSv/h.

52

FIG. 3.4 – Monitor Ludlum modelo 2363.

3.6.2.1 MONITORAÇÃO INDIVIDUAL

Pelos diplomas legais todo IOE deve ser monitorado, para que haja um controle

das doses de radiação recebidas por estes com a finalidade de controlar os riscos

das operações das ferramentas.

O supervisor de radioproteção com base nos relatórios de doses enviados pelas

fornecedoras dos monitores individuais (dosímetros) deve controlar os níveis de

radiação que os IOE receberam no período. As doses não podem ultrapassar o

limite de dose anual de 20 mSv. Este valor é uma média em cinco anos. Caso a

dose seja superior a 50 mSv em qualquer ano, o IOE deve ser afastado por um

período de tempo das atividades com fontes radioativas, e avaliado por médicos

especializados em exposição a radiações ionizantes.

Como está previsto na norma CNEN NN-3.01 (2005), é dever do supervisor de

radioproteção fazer a avaliação da exposição dos IOE através de monitores

individuais e monitoração das áreas onde o IOE esteja desenvolvendo as atividades

na instalação.

53

3.6.2.2 DOSÍMETROS PARA RADIAÇÃO GAMA

Um tipo de dosímetro individual utilizado para determinar as doses geradas

pelos raios gamas são os dosímetros termoluminescentes (TLD), os materiais mais

utilizados são os de fluoreto de lítio dopado com magnésio e titânio (LiF:Mg,Ti),

fornecidos por empresas autorizadas pelo órgão regulador, que neste caso é a

CNEN para a prestação de serviços de monitoração individual.

Mensalmente as empresas enviam os dosímetros que serão utilizados pelos

IOE, juntamente com um dosímetro padrão, que é colocado no local de

armazenamento dos dosímetros. Ele tem a função de medir a radiação de fundo no

local de armazenamento. A dose mensal é determinada pela subtração do valor do

monitor individual pelo valor do monitor padrão.

3.6.2.3 DOSÍMETROS PARA NÊUTRONS

Os dosímetros individuais utilizados para monitorar nêutrons são fornecidos por

empresas estrangeiras, pois não existe empresa nacional capaz de fornecer os

dosímetros em larga escala. Com isso, a CNEN aceita que tais empresas forneçam

os dosímetros, que são recolhidos a cada três meses. Uma das empresas utiliza o

CR-39 que detecta os nêutrons pelos traços produzidos no polímero e outra utiliza

dosímetros termoluminescentes (TLD).

3.7 TRANSPORTE DAS FONTES

As operações com as fontes ocorrem nas plataformas localizadas em alto mar.

Assim, as instalações precisam deslocar as fontes até o porto. Isso é feito através de

transportadoras contratadas pela própria instalação. Tais transportadoras levam as

fontes até o píer com base na norma CNEN NE-5.01 (1999).

O transporte é feito por motorista devidamente certificado para transporte de

carga perigosa. Para que as fontes saiam da instalação, é necessário que os

contêineres contendo as fontes, assim como os caminhões, estejam devidamente

sinalizados com placas de radiação ionizante. Os contêineres precisam estar

seguros no veículo de transporte através de cintas especiais.

54

Um dos deveres do supervisor de radioproteção é verificar se todos os

procedimentos de transporte encontram-se de acordo com as normas de proteção

radiológica, antes de autorizar a saída do veículo. Este segue até o porto da

Petrobras, onde as fontes são embarcadas nos rebocadores. Por motivo de

segurança, as fontes são as últimas a serem embarcadas, para que posteriormente

sejam as primeiras a desembarcar.

Ao chegarem à plataforma, a responsabilidade pelas fontes é do engenheiro de

campo ou de outro técnico da instalação com treinamento em operações com fontes

radioativas, presente na plataforma.

3.8 SITUAÇÕES DE EMERGÊNCIA

O momento mais crítico nas operações com fontes radioativas é quando elas

são retiradas da blindagem. No caso da perfilagem, as fontes são retiradas das

blindagens para calibração das ferramentas e em plataformas, quando estão sendo

utilizadas para as operações de perfilagem.

As operações com fontes radioativas requerem atenção e cuidados especiais,

principalmente com relação às fontes emissoras de nêutrons. Enquanto as fontes

estiverem dentro de suas respectivas blindagens de transporte ou nos locais de

armazenamento, as doses são muito inferiores aos limites estabelecidos pela

Comissão Nacional de Energia Nuclear – CNEN. Entretanto, quando da utilização

das fontes fora das blindagens, isso pode gerar taxas de dose para os IOE, se não

forem corretamente manuseadas.

A fim de evitar que os IEO recebam doses de radiação desnecessárias, as

operações são planejadas de forma a minimizar o tempo de exposição. Assim, a

transferência da fonte de radiação da blindagem para a ferramenta é feita

colocando-se ambas próximas uma da outra. Quando a fonte está posicionada na

ferramenta, as taxas de exposição são reduzidas pela blindagem fornecida pela

própria ferramenta de perfilagem.

A perfilagem a cabo é uma técnica de perfilagem desenvolvida quando o poço já

está perfurado e cimentado. Com isso, as fontes são colocadas nas ferramentas e

só são retiradas quando as atividades de perfilagem do poço chegam ao fim.

55

Outro tipo de perfilagem radiativa é a perfilagem em tempo real. Esta ocorre nas

plataformas de perfuração, que se encontram em alto mar, e esse tipo de perfilagem

ocorre juntamente com a perfuração. Um problema na proteção radiológica dos

operadores nesse tipo de perfilagem radiativa é que toda vez que ocorrer algum

problema na perfuração, como por exemplo, troca da broca, desmoronamento do

poço, etc, ou seja, toda vez que a atividade de perfuração for interrompida, a

ferramenta é recolhida e trazida para a plataforma. Neste momento a fonte deverá

retornar à blindagem de transporte até que a perfuração seja reiniciada. Ou seja, na

perfilagem em tempo real a fonte é retirada várias vezes da ferramenta, enquanto

que na perfilagem a cabo a fonte é colocada e retirada apenas uma vez.

Em caso de exposição em situação de acidente, a instalação deve notificar a

CNEN da situação ocorrida. Deve ser elaborado pelo supervisor de radioproteção

um relatório, como está descrito na norma CNEN NN-3.01 (2005).

O histórico de acidentes nas atividades de perfilagem são muito raros, pois as

fontes ficam a maior parte do tempo nas blindagens ou dentro das ferramentas.

As fontes que não são mais utilizadas são enviadas para as matrizes das

empresas fabricantes, que se encarregam dos seus destinos finais.

56

4 RESULTADOS E DISCUSSÃO

4.1 COLETA DE DADOS

Os dados desta pesquisa foram coletados através do questionário do Anexo A,

que foi descrito no Capítulo 3, seção 3.2. Tal questionário foi respondido pelos

supervisores de radioproteção, e complementado por observações feitas in loco,

durante as visitas às sete instalações radiativas que realizam perfilagem de poços,

no município de Macaé, RJ. Os resultados desta pesquisa encontram-se a seguir.

4.2 SERVIÇOS DE RADIOPROTEÇÃO DAS INSTALAÇÕES RADIATIVAS

Na TAB. 4.1 estão descritos os resultados obtidos sobre os serviços de

radioproteção e respectivas atividades desenvolvidas nas instalações radiativas

visitadas. Nele encontram-se os dados sobre a dedicação dos supervisores de

radioproteção, seus auxiliares, os cursos ministrados por eles e suas participações

em cursos de aperfeiçoamento, que são realizados periodicamente na matriz de

cada instalação.

TAB. 4.1 – Serviços de radioproteção das instalações.

Instalação

Dedicação do supervisor ao

serviço de radioproteçã

o por dia

Desenvolve outras

atividades Auxiliares

Cursos ministrados em proteção radiológica a

Participação de curso

nos últimos dois anos

A 4 h Qualidade Técnico (1) Anual Não

B Integral Não - Anual Sim

C Integral Não - Anual Sim

D 5 h Controle do

meio ambiente

Técnico (3) Anual Sim

E 4 h Manutenção

Técnico (1)

Anual Sim

F Integral Não Técnico (1) Anual Sim

G 5 h Manutenção Técnico (1) Anual Sim

57

a Carga horária de 20 a 40 horas.

Dentre os sete supervisores, apenas dois, os das instalações C e F, possuem

dedicação exclusiva na função. Os demais, além de exercerem a função de

supervisor de radioproteção, atuam em outras funções que não estão ligadas ao

serviço de proteção radiológica.

Outro fato importante é que nas instalações B e C a equipe do serviço de

proteção radiológica é composta apenas pelo supervisor e respectivo substituto, que

geralmente não atua no serviço de radioproteção.

4.3 CASAS DE FONTES DAS INSTALAÇÕES RADIATIVAS

Na TAB. 4.2 são apresentadas algumas informações sobre a guarda das fontes

em cada instalação, tais como o tipo de armazenamento, se é em poço com sua

respectiva blindagem ou sem blindagem, além da atividade total das fontes, a

quantidade de fontes que cada instalação possui, a periodicidade do monitoramento,

quem pode acessar o local e as respectivas taxas de dose na parte externa, esta

última a um metro da casa de fontes.

TAB. 4.2 – Casa de fontes das instalações.

Instalação

Armazenamento

das fontes

Atividadea

Total (GBq)

Quanti dade de fontes

Acesso à casa de fontes

Levantame nto

radiométrico

Taxa de dose (µSv/h) no

exterior

A Poço sem blindagem 2.953 44 Bg

B Subsolo 11.466 222 Mensal

Bg

C Poço com blindagem 5.320 76 Semanal 0,3

D 1.238 17 Mensal Bg

E Superfície

2.109 19

Supervisor e IOE

autorizados

Semanal 0,2

F Poço com blindagem 6.230 45 Supervisor Bg

G Poço com blindagem 6.381 60

Supervisor e IOE

autorizados

Trimestral

0,35

a A descrição detalhada das fontes encontra-se no anexo B. b Bg = radiação de fundo

58

Um exemplo de um armazenamento do tipo poço sem blindagem é o que foi

observado em uma instalação visitada (FIG. 4.1). Os poços são formados por dois

tubos, um com 75 mm de diâmetro, com o fundo lacrado, e o outro tubo com 100

mm de diâmetro, onde o tubo mais estreito está contido. O tubo de 100 mm é fixo,

mas o de 75 mm é móvel, sendo facilmente removido para resgate de fontes que por

acidente venham a cair no fundo do poço. Na tampa de cada poço encontra-se uma

corrente soldada à mesma. As fontes são rosqueadas em uma barra de aço presa à

extremidade distal da corrente.

FIG. 4.1 – Poços de armazenamento sem blindagem.

Outro exemplo de armazenamento em poço foi observado durante as visitas às

instalações (FIG. 4.2). Os poços são vedados com tampas de aço (túmulos), e as

fontes são colocadas dentro de blindagens, que são recolhidas através de um cabo

de aço.

59

FIG. 4.2 – Poço para armazenamento das fontes com blindagem.

Outra forma de armazenamento das fontes é no subsolo da casa de fonte. Na

FIG. 4.3 as fontes estão dentro de suas respectivas blindagens a uma profundidade

de cinco metros. As fontes de 241AmBe estão dentro das blindagens maiores

localizadas a esquerda, esses tipo de blindagem é metálica na parte externa, mas

internamente é preenchido com um material hidrogenado. Na direita estão as fontes 37Cs dentre de suas respectivas blindagens de chumbo.

FIG. 4.3 – Fontes em suas respectivas blindagens no subsolo

Em outras instalações, as fontes são armazenadas dentro de suas blindagens,

em casamata, como exemplifica a FIG. 4.3.

60

FIG. 4.4 – Fontes em suas respectivas blindagens na superfície.

Ainda, analisando-se os resultados contidos TAB. 4.2, nota-se que, das sete

instalações visitadas, em quatro delas (A, B, D e F), as pessoas que transitam nas

áreas externas à casamata, a um metro, ficam expostas a um campo de radiação de

fundo. Nas outras três instalações, a taxa de dose, embora relativamente baixa, não

permite que indivíduos não ocupacionamente expostos desenvolvam atividades

permanentes.

A periodicidade dos levantamentos radiométricos realizados pelas instalações

são bastante distintos, desde semanal até trimestralmente.

Quanto ao acesso às fontes de radiação, na instalação F somente o supervisor

pode abrir os poços onde as fontes de radiação estão contidas. Nas demais, além

do supervisor, qualquer indivíduo que trabalha diretamente com a manipulação das

fontes tem acesso a elas

4.4 MONITORES DE RADIAÇÃO UTILIZADOS

4.4.1 MONITORES DE ÁREA

Os monitores utilizados nas instalações radiativas visitadas, tanto para radiação

gama quanto para a detecção de nêutrons, estão descritos na TAB. 4.3. Os

61

monitores Ludlum–15 e Ludlum–2363 são utilizados tanto para monitoramento de

gama quanto para nêutrons.

A TAB 4.3 também mostra os números de conjuntos de fontes para as

operações de perfilagem (241Am-Be e 137Cs), para cada instalação. Tal número pode

ser confrontado à quantidade de monitores disponíveis em cada instalação.

Os monitores de radiação gama são calibrados em laboratórios certificados pela

CNEN, tais como o Laboratório de Ciências Radiológicas – LCR, localizado na

Universidade Estadual do Rio de Janeiro – UERJ, o Centro de Desenvolvimento em

Tecnologia Nuclear – CDTN, e o Instituto de Física na Universidade Federal de

Pernambuco – UFPe. Já os monitores de nêutrons só são calibrados no Instituto de

Radioproteção e Dosimetria – IRD, da Comissão Nacional de Energia Nuclear –

Monitores de raios gama

Monitores de nêutrons

Monitores de gama e nêutrons Instalaçã

o

No. de conjuntos de fontes Modelo No. Modelo No. Modelo No.

A 3 GM Ludlum-3 13 Ludlum-12.4 7 Ludlum-15 1

B 13

GM Ludlum-3

Ludlum-2401-EC2

19 21 Ludlum-12.4 25

Ludlum-15

Ludlum-2363

6 6

C 17

GM Ludlum-3 Tracerco T209-

2 Modelo MK2

32 16 22

Ludlum-12.4 33 - -

D 3 GM Ludlum-3

Tracerco T202

4 3

Ludlum-12.4 6 - -

E 6 GM Ludlum-3

Outros

7 3

Ludlum-12.4

Outros

6 1

- -

F 13

Tracerco T202 Tracerco PRI-

190 Tracerco PRI-

150

16 3 10

Ludlum-12.4 10 Ludlum-2363 11

G 9 GM Ludlum-3

Ludlum-3-97EP

11 3

Ludlum-12.4 1

Ludlum-15

Ludlum-2363

6

10

Total 183 89 40

TAB. 4.3 – Monitores utilizados nas instalações radiativas visitadas

62

CNEN. A TAB. 4.4 apresenta os laboratórios para os quais cada instalação envia os

monitores de radiação para serem calibrados.

TAB. 4.4 – Laboratórios que realizam as calibrações dos monitores de radiação.

4.4.2 MONITORES INDIVIDUAIS

Os monitores individuais (dosímetros) utilizados nas instalações destinam-se a

medir doses de radiação gama e de nêutrons. Os dosímetros para gama são

fornecidos por empresas nacionais credenciadas, enquanto que os dosímetros para

nêutrons são fornecidos por empresas estrangeiras.

Na TAB. 4.5 estão descritos os dosímetros utilizados pelas instalações e as

doses fornecidas mensalmente e trimestralmente. Os dosímetros para nêutrons são

fornecidos pelas empresas Landauer e Global Dosimetry Solutions – GDS. Para

raios gama, as empresas são PRORAD e SAPRA.

As doses médias recebidas, mensalmente, pelos IOE das sete instalações

geralmente encontram-se abaixo do nível de registro, ou seja, são menores que 0,2

mSv, que é o nível de registro estabelecido nos programas de radioproteção.

Laboratório certificado para calibração Instalação

Gama Nêutrons

Tempo de calibração

A LCR

B IF-UFPe, CDTN e LCR

C LCR

D IF-UFPe, CDTN e LCR

E IF-UFPe, CDTN e LCR

F IRD e LCR

G IRD e LCR

IRD 30 dias

63

TAB. 4.5 – Empresas fornecedoras de monitores individuais.

4.5 SISTEMA DE TRANSPORTE DAS FONTES

As fontes são transportadas por empresas contratadas em levá-las da instalação

até o píer da Petrobras, que é a responsável por levar as fontes até as plataformas.

A distância média entre as instalações radiativas e o píer encontra-se na TAB. 4.6.

TAB. 4.6 – Transporte das fontes.

Instalação Nêutrons Gama Total Dose mensal dos IOE

A GDS PRORAD 64

B Landauer 167

C GDS 85

D 26

E 16

F 86

G

Landauer

SAPRA

140

< 0,2mSv

Total 584

Instalação

Transporte

Sinalização do

veículo

Levantamento

radiométrico

Acompanhante

das fontes

Distância das

instalações ao píer (km)

A 9

B 4

C 6

D

Motorista ou supervisor

Supervisor ou qualquer membro do serviço de

radioproteção

(IT) 9

E Supervisor 5

F Motorista

ou supervisor

4

G

Particular

Supervisor

Supervisor

Não há acompanhamento

do SR

5

64

A TAB. 4.6 mostra que as instalações contratam empresas para realizarem o

transporte das fontes até o píer. O veículo de transporte, feito por via terrestre, é

identificado como contendo material radioativo pelo motorista. O supervisor de

radioproteção é o responsável em avaliar as condições materiais do caminhão e

fazer as devidas sinalizações, caso o motorista não disponha das placas que

indicam material radioativo. A TAB. 4.6 mostra que o levantamento radiométrico,

após o término do carregamento do veículo, é feito geralmente pelos supervisores

de radioproteção.

Durante o transporte não há a presença de qualquer membro da equipe do

serviço de radioproteção da instalação. Entretanto, todos os supervisores

encaminham, juntamente com as fontes, kits de emergência contendo ferramentas

de resgate e telefones de contato, tanto da instalação quanto do próprio supervisor

de radioproteção.

4.6 SITUAÇÃO DE EMERGÊNCIA NAS INSTALAÇÕES RADIATIVAS

Os serviços de radioproteção das instalações possuem serviços de emergência

descritos na TAB. 4.7. Nela nota-se que as instalações realizam anualmente

simulações de acidentes. A tabela também mostra a existência ou não de um local

com equipe para primeiros socorros.

TAB. 4.7 – Sistema de emergência das instalações.

Instalação Procedimentos Local com equipe para prestação de

primeiros socorros

Simulação de situação de emergência

Acidente nos últimos cinco

anos

A Não há

B

C

D

Há

E Não há

F

G

Sim

Há

Anual Não houve acidente

65

As instalações A e E não possuem posto médico para prestar os primeiros

socorros em caso de acidente na instalação. Nas instalações D e F os médicos

permanecem em regime de meio expediente. Nas demais instalações, ou o médico

ou a enfermeira permanecem em expediente integral.

As instalações fazem anualmente simulações de emergência, orientadas pelo

supervisor de radioproteção. Tal atividade ocorre em conjunto com o serviço de

radioproteção e a equipe de segurança do trabalho.

Em nenhuma das instalações houve ocorrência de acidente com fontes de

radiação nos últimos cinco anos.

4.7 CONTROLE ADMINISTRATIVO

Nas instalações radiativas analisadas, todas possuem um controle das

atividades realizadas pelo serviço de radioproteção. Destaca-se a existência dos

seguintes registros administrativos.

4.7.1 REGISTRO DA MONITORAÇÃO INDIVIDUAL

Neste registro estão contido as taxas de doses mensais e acumuladas que os

IOE recebem em suas atividades. Como já foi mostrado na TAB. 4.5, as taxas de

dose mensais de tais indivíduos está abaixo de 0,2 mSv. Esses registros são

gerados pelos relatórios de dose que as fornecedoras de dosímetros enviam para as

instalações. As doses devidas à radiação de fótons são registradas mensalmente

pelas fornecedoras nacionais e as doses devido à exposição a nêutrons são

relatadas trimestralmente pelas fornecedoras estrangeiras.

4.72 REGISTRO DAS FONTES RADIATIVAS

Os registros de fontes radiativas contem todas as informações referentes a estas

fontes, como o número de série de cada fonte, suas respectivas atividades tanto em

BQ quanto em Ci, sua função dentro da instalação, neste caso se a fonte é de

calibração ou de operação. Data de entrada e saída das instalações, estando em

operação ou armazenada na casamata. Caso fique presa em um poço, está é

66

identificada pela sua localização através da latitude e longitude do poço onde está

presa. As fontes que foram exportadas, também estão no registro das fontes das

instalações

4.73 REGISTRO DOS EQUIPAMENTOS DE MONITORAÇÃO

Neste registro, as instalações controlam os monitores de área e os monitores

individuais. No caso dos monitores de área, o serviço de radioproteção controla

através de planilhas as datas de calibração, a manutenção, o número de monitores

de raios gama e nêutrons e a sua localização, isto é, se estão na base ou em

operação nas plataformas.

4.74 REGISTRO DAS MOVIMENTAÇÕES DAS FONTES

As instalações também controlam a movimentação das fontes através de

sistema integrado via internet. Neste sistema os supervisores, por exemplo, podem

rastrear e localizar a posição de qualquer fonte da sua empresa em qualquer local

do mundo através do seu número de série da fonte.

4.75 TREINAMENTOS DOS IOE

O serviço de radioproteção mantém os registros dos cursos de

aperfeiçoamentos de seus IOE sempre atualizados. Os IOE anualmente realizam

tais cursos, e são avisados através de envio de correspondência eletrônica que o

período do seu curso está com data de validade a vencer.

67

5 CONCLUSÕES E RECOMENDAÇÕES

5.1 CONCLUSÕES

Os serviços de radioproteção das instalações radiativas avaliadas no presente

trabalho, de forma geral, vêm obedecendo as regulamentações impostas pelas

normas da CNEN.

Não foi observado em nenhuma instalação o comprometimento do serviço de

radioproteção com o principio da otimização.

Em algumas instalações os níveis de radiação externa às casas de fontes estão

acima do valor estabelecido em norma. Isto mostra que os procedimentos de

armazenagem de fontes precisam ser melhorados.

Embora ocorram situações de emergência nas operações, nos últimos cinco anos

não há nenhum registro de acidente.

Em todas as instalações visitadas, tivemos a oportunidade do comprovar que as

mesmas possuem um sistema de registro eficiente.

68

5.2 RECOMENDAÇÕES

Haveria uma melhora nos serviços de radioproteção se todas as instalações

tivessem supervisores de radioproteção atuando em regime de dedicação exclusiva

e tivessem um quadro técnico adequado a dimensão do serviço.

Os serviços de radioproteção deveriam fazer auditórias periódicas durante as

operações com fontes, para verificar se os procedimentos de radioproteção estão

sendo adequadamente aplicados.

Todas as casas de fontes que têm níveis de radiação externos maiores do que

aqueles recomendados em norma para membros do público, devem executar

procedimentos de engenharia de forma a tornar esses níveis aceitáveis.

Aquelas instalações que executam levantamento radiométrico trimestral devem

modificar a sua periodicidade para pelo menos mensal. Entretanto, sempre que

houver um acréscimo de fontes, deve ser realizado um novo monitoramento.

Os serviços de radioproteção deveriam fazer levantamentos radiométricos sempre

que houvesse manipulação de fonte radioativa. Baseado nestas informações poderia

ser tomada providencias efetivas visando a otimização das doses de radiação

recebidas pelos IOE.

69

6 REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR – CNEN. Gerência de Rejeitos Radioativos em Instalações Radiativas, Norma NE-605, 1985.

COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR – CNEN. Serviços de Proteção

Radiológica, Norma NE-3.02, 1988. COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR – CNEN. Transporte de Material

Radioativo, Norma NE-5.01, 1988. COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR – CNEN. Diretrizes Básicas de

Proteção Radiológica, Norma NN-3.01, 2005. FELDER, B., BRIE, A., GARTKER, J., EPP, V., MHRABIE, M., MONS, F., OWAT,

G., NEVILLE, N., PLOMB, L., SANDRAS, W., TEJADA, A., TRASSARD, J., VIDAL, J., ZINAT, D. Evalucion de Formaciones en Venezuela, Perfilagem. Schlumberger, Técnicas en Venezuela, mayo, 1980.

INSTITUTO DE RADIOPROTEÇÃO E DOSIMETRIA – IRD/CNEN. Relatórios de

Inspeção e Controle em Radioproteção nas Instalações Industriais, Área de Perfilagem de Poços de Petróleo, 2000.

KAPLAN, I. Física Nuclear, ED : Aguilar, Madri, 1962. KNOLL, G.F. Radiation Detection and Measurement, second edition, 1989. LIMA, K.T.P.C. Utilização de método sísmico, perfilagem e testemunho de

poços para caracterização dos turbiditos da formação Urucutuca na Bacia de Almada (Ba). 2005. Tese (Doutorado em Ciências) - Universidade do Norte Fluminense (UENF), Laboratório de Engenharia e Exploração de Petróleo, LENEP, 2005.

MADI FILHO, T. Desenvolvimento de detector de nêutrons usando sensor tipo

barreira de superfície com conversor (n,p) e conversor (n,a). 1999. Tese (Doutorado em Ciências) - Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares, IPEN/CNEN, 1999.

MARTINS, M.M. Desenvolvimento e caracterização de um sistema de

monitoração individual de nêutrons tipo albedo de duas componentes usando detectores termoluminescentes. 2008. Tese (Doutorado em Ciências) - Universidade Federal do Rio de Janeiro, COPPE, 2008.

SUGUIO, K. Geologia Sedimentar. ED : Blucher, 2003.

70

TAUAHATA, L., SALATI, I.P.A., PRINZIO, R.D. PRINZIO, A.R.D. RADIOPROTEÇÃO E DOSIMETRIA: Fundamentos, 3ª v., abril/2001, Rio de Janeiro, IRD/CNEN, 2001.

71

7 ANEXOS

72

7.1 Anexo 1: Questionário utilizado na pesquisa

QUESTIONÁRIO PARA ANÁLISE DA RADIOPROTEÇÃO

NAS INSTALAÇÕES INDUSTRIAIS DE

PERFILAGEM DE POÇOS

1. Código da empresa

Cód:

Endereço eletrônico

E-mail:

2. Serviço de Radioproteção:

Quanto ao Indivíduo Ocupacionalmente Exposto – IOE

2.0.1 Sexo: ( ) masculino ( ) feminino

2.0.2 Quantas pessoas trabalham diretamente com o Supervisor?

2.0.3 Graus de escolaridade: Quantos possuem: a) Ensino Fundamental incompleto ( ) b) Ensino Fundamental completo ( ) c) Ensino Médio/ técnico incompleto ( ) d) Ensino Médio / técnico completo ( ) e) Superior incompleto ( ) f ) Superior completo ( )

Área do conhecimento:

3. Quanto ao Supervisor de Radioproteção: S (sim) N (Não)

3.0.1 Área do conhecimento:

3.0.2 Possui especialização: Pós-graduação ( ) Mestrado ( ) Doutorado ( )

3.0.3 Ano da certificação:

3.0.4 Último curso de aperfeiçoamento em radioproteção:

3.0.6 Promove curso de aperfeiçoamento dos membros da equipe? ( ) Em um período de:

Último curso ministrado foi:

3.07 Desenvolve outra atividade na empresa?

3.08 Horas dedicadas à radioproteção:

3.09 Como teve contato com a radioproteção?

73

4. Controles administrativos: SIM (S) NÃO (N)

4.0.1 Ocorreu alguma modificação no plano de radioproteção? ( )

Qual:

4.0.2 Registro do IOE: ( ) TABELA – 01

4.0.3 Existe registro dosimétrico para cada trabalhador da instalação? ( )

4.0.3 Registro de fontes de radiação ( ) TABELA – 02

4.0.4 Em que intervalo de tempo as fontes são retiradas do bunker para calibração?

4.0.5 Qual a distância entre estas áreas?

4.0.6 Em que intervalo de tempo as fontes são retiradas do bunker para as plataformas?

4.0.7 Qual a distância entre o bunker e o porto?

4.08 Como é feito o controle da movimentação de fontes?

4.0.9 Registro do controle dosimétrico ( )

4.10 Quem realiza os ensaios de fuga?

4.11 Fontes fora de uso: TABELA – 03

4.12 Destino final dessas fontes:

4.13 Como o rejeito chega a esse destino?

5. Sistema de monitoração radiológica

5.1.0 Monitoramento de área é feito:

5.1.1 No local de armazenamento das fontes a cada:

5.1.2 No local da operação a cada:

5.1.3 No local da calibração das ferramentas a cada:

5.1.4 Como está sinalizado o bunker?

5.1.5 Como está sinalizada a área de calibração?

5.1.6 Como estão dispostas as fontes dentro do bunker?

5.1.7 Qual o tipo de medidor de radiação é utilizado na monitoração de área? TABELA – 04

5.1.8 Quem realiza a calibração dos medidores?

5.1.9 Qual o intervalo de tempo que os medidores ficam com o Órgão calibrador?

5.1.8 Dosímetro individual:

a) Tipo de dosímetro e o fabricante:

b) Tipo de monitoração

c) Tipo de emissão: ( ) γ ( ) nêutron

6. Sistema de transporte das fontes radioativas: Sim (S) e Não (N)

6.1.0 Tipo: rodoviário ( ) marítimo ( )

6.1.2 Quem é o responsável em fazer a sinalização: do veículo

da embalagem

6.1.4 Quem realiza o levantamento radiométrico do veículo?

6.1.5 Qual o material de emergência acompanhando o veículo?

6.1.6 Há alguém da radioproteção acompanhando o veículo? ( )

74

7. Programa para Situações de Emergência: Sim (S) e Não (N)

7.1.1 Há pessoal treinado para executar um resgate de fonte radioativa?

7.1.2 Há equipamentos disponíveis para resgate? Quais?

7.1.3 Há indicação no mapa de risco da localização das fontes? ( )

7.1.4 Houve situações de emergência ou acidente nos últimos 5 anos? ( )

7.1.5 Especificar o tipo de emergência

7.1.6 A instalação possui posto de atendimento médico de emergência? ( )

7.1.7 Para você, qual o momento ou momentos passíveis de se ocorrer um acidente no manuseio

com as fontes?

8. Como a equipe recebe o treinamento em proteção radiológica: Sim (S) e Não (N)

8.1.1 Treinamento de reciclagem:

Ministrado por: Periodicidade:

8.1.2 Existe avaliação do aprendizado? ( ) Tipo:

8.1.3 Existe simulação de emergência para avaliação dos IOE? ( )

75

7.2 Anexo 2: Inventário de fontes das instalações

Instalação A

Inventário de fontes da instalação A

Radioisótopo Atividade(Ci) Quantidade Atividade total (Ci)

Atividade total (Bq)

241AmBe 18 3 54 241AmBe 15,5 1 15,5 241AmBe 2 1 2 241AmBe 0,4 3 1,2 241AmBe 75 m 1 75 m

Total por radioisótopos 12 72,7 2,69E+12

241Am 0,15 1 0,15 241Am 0,27 1 0,27 241Am 500 µ 3 1500 µ

Total por radioisótopos 5 0,42 1,55 E +10

137Cs 2,5 1 2,5 137Cs 2 2 4 137Cs 100 m 2 200 m 137Cs 70 µ 3 210 µ 137Cs 10 µ 1 10 µ 137Cs 1 µ 3 3 µ 137Cs 0,8 µ 4 3,2 µ 137Cs 0,5 µ 4 2 µ 137Cs 0,295 µ 4 1,18 µ


228Th 10 µ 1 10 µ 3,70E+05 226Ra 2,5 µ 5 125 µ 4,63E+06

Total da instalação 44 79,8 2953 G

76

Instalação B

Inventário de fontes da instalação B

Radioisótopo Atividade (Ci) Quantidade Atividade total (Ci)


241AmBe 19 11 209 241AmBe 15 2 30 241AmBe 5 1 5 241AmBe 0,2 1 0,2 241AmBe 0,1 2 0,2 241AmBe 0,05 1 0,05 241AmBe 0,5 3 1,5

Total por radioisótopos 21 245,95 9,10E+12 241Am 150 m 4 600 m 241Am 250 m 3 750 m 241Am 100 µ 2 200 µ 241Am 50 N 2 100 N

Total por radioisótopos 11 1,35 4,99E+10 137Cs 2 23 46 137Cs 1,78 4 7,12 137Cs 1,5 4 6 137Cs 10 m 19 190 m 137Cs 55 m 1 55 m 137Cs 17 m 1 17 m 137Cs 100 µ 1 100 µ 137Cs 5 µ 8 40 µ 137Cs 10 µ 3 30 µ 137Cs 1,3 µ 20 26 µ 137Cs 1600 N 10 16 µ 137Cs 0,5 µ 12 6 µ 137Cs 500 N 10 5 µ 137Cs 0,1 µ 43 4,3µ 137Cs 800 N 3 2,4 µ

Total por radioisótopos 162,0 59,36 2,19E+12 3H 300 m 11 3300 m 1,22E+11

232Th 2,5 µ 11 27,5 µ 232Th 5 µ 3 15 µ

Total por radioisótopos 14 42,5 µ 1,50E+06 Total da instalação 222 309,9 11.466G

77

Instalação C

Inventário de fontes da instalação C

Radioisótopo Atividade (Ci) Quantidade Atividade

total (Ci) Atividade total (Bq)

241AmBe 5 20 100 241AmBe 75 m 2 150 m 241AmBe 60 m 19 1,14

Total por radionuclídeos 41 101,3 3,74E+12

241Am 1 m 2 2 m 7,4 E+7 137Cs 2,5 17 42,5 137Cs 10,28 µ 1 10,28 µ 137Cs 8,19 µ 1 8,19 µ 137Cs 7,09 µ 1 7,09 µ 137Cs 7,01 µ 1 7,01 µ 137Cs 6,97 µ 1 6,97 µ 137Cs 6,93 µ 1 6,93 µ 137Cs 6,91 µ 1 6,91 µ 137Cs 6,9 µ 1 6,9 µ 137Cs 6,87 µ 1 6,87 µ 137Cs 6,85 µ 1 6,85 µ 137Cs 6,82 µ 1 6,82 µ 137Cs 6,82 µ 1 6,82 µ 137Cs 6,8 µ 1 6,8 µ 137Cs 6,7 µ 1 6,7 µ 137Cs 6,21 µ 1 6,21 µ

Total por radionuclídeos 32 42,5 1,57E+12

K-40/U-238/Th-232 3,08 µ 1 3,08 µ 1,14E+07 Total da instalação 76 143,8 5320 G

78

Instalação D

Inventário de fontes da instalação D



241AmBe 18 2 36 241AmBe 15 1 15 241AmBe 5 1 5 241AmBe 40 m 2 80 m


137Cs 2 3 6 137Cs 1,5 1 1,5 137Cs 5,2 µ 1 5,2 µ 137Cs 5,0 µ 1 5,0 µ


Outras fontes 3 1,73 µ 6,40E+01 Co-57 2 20 m 7,40E+07

Total da instalação

17 33,6 1238 G

79

Instalação E

Inventário de fontes da instalação E



241AmBe 8 6 48 Total por

radioisótopos 6 48 1,77E+12

137Cs 1,5 6 9 137Cs 7 µ 3 21 µ 137Cs 6 µ 1 6 µ

Total por radioisótopos 10 9 3,33E+11

Th-232 5 µ 3 15 µ 5,50E+05 Total da instalação 19 57 2109 G

80

Instalação F

Inventário de fontes da instalação F



241AmBe 10 8 80 241AmBe 7,5 5 37,5


137Cs 1,7 18 30,6 Total por

radioisótopos - 13 117,5 1,13E+12

3H 1,48 14 20,8 7,70E+11 Total da instalação 45 168,90 6230 G

81

Instalação G

Inventário de fontes da instalação G



241AmBe 16 9 144 241AmBe 50 m 4 200 m 241AmBe 500 m 1 500 m


Cs-137 1,7 16 27,2 Cs-137 150 m 1 150 m Cs-137 300 m 1 300 m


Ba-133 10 m 8 80 m Th-232 1 µ 18 18 µ 6,66E+05 Co-60 0,8 m 1 0,8 m 2,96E+07 Ra-226 0,1 m 1 0,1 m 3,70E+06

Total da instalação 60 172,50 6381 G

82

Controle de Movimentação das Fontes Radioativas

SAÍDA ENTRADA

Destino nº de série

nº nota fiscal

data de saída

nº nota fiscal

data de emissão

data de entrada

retorno destino

base Macaé 08184b n/a n/a 29414 - 26/7/2007

matriz - Rio -

Macaé importação

base macaé

base Macaé

08185b

n/a

n/a 29414 - 26/7/2007 Rio -

Macaé importação

base Macaé

base Macaé

299nn n/a n/a 29414 - 26/7/2007 Rio -

Macaé importação

base Macaé

base Macaé 08150b n/a n/a 29414 - 26/7/2007

Rio - Macaé

importação

base Macaé

Macaé - Petrobra

s 08185b 32444 12/12/2007 31203 15/1/2008 18/1/2008

Simões filho - Macaé

Macaé - Petrobra

s

Macaé - Petrobra

s 08150b 32444 12/12/2007 31203 15/1/2008 18/1/2008

Simões filho - Macaé

Macaé - Petrobra

s

Macaé - Petrobras (pa-29)

08185b 34085

24/3/2008 22 8/5/2008 11/5/2008 Simões filho - Macaé

Macaé - Petrobras (pa-29)

7.3 Anexo 3: Registro do controle de Movimentação das Fontes Radioativas.

83

7.4 Anexo 4: Registro dos monitores de uma instalação

Vencido Certificado em dia

Em processo LOCAL

Modelo S/N FROM Dt

Calibração Certificado Situação

BASE 15 128214 DEVON 1 28/10/08 5084/-/08 ok CDTN 15 135159 UERJ 12/04/04 - CALIBRANDO CDTN 3 135161 CDTN 06/07/09 5648/-09 ok

QUATUN 12-4 143261 IRD 25/06/09 0142/2009 ok

SS-54 12-4 143271 Looging 27/08/08 LNMRI 0513/2008

AGENDAR CALIBRACAO

IRD 12-4 143300 Quantun 02/08/07 Danificado CALIBRANDO QUATUN 12-4 143304 IRD 25/06/09 0144/2009 EM REPARO

NS-15 12-4 143313 PA-37 27/08/08 LNMRI 0555/2008

AGENDAR CALIBRACAO

SS-62 3 144590 SS-53 15/05/08 0687/2008 AGENDAR CALIBRACAO

SHOP 3 147917 NS-16 30/12/08 5231/-/08 ÁREA DE CALIBRAÇÃO

BASE 15 154544 SS-39 29/10/08 5086/-/08 ok NS-15 15 154549 PA-37 24/10/08 5085/-/08 EMBARCADO BASE 2401-EC2 159826 DEVON 1 11/02/09 0181/2009 ok CDTN 3 162047 HSE !!! - CALIBRANDO NS-15 15 163104 PA-37 30/12/08 5228/-/08 EMBARCADO BASE 3 163155 SS-66 30/12/08 5227/-/08 ok SS-54 3 163185 SS-66 29/12/08 5225/-/08 EMBARCADO

QUATUN 375 DIGITAL 175314 Quantun - - EM REPARO

NS-16 2401-EC2 181583 Devon 23/10/08 5082/-/08 EMBARCADO SS-62 2401-EC2 181591 SS-53 23/10/08 5081/-/08 EMBARCADO SS-54 2401-EC2 181597 DEVON 1 23/10/08 5080/-/08 EMBARCADO BASE 12-4 182733 IRD 16/06/09 0188/09 ok

QUATUN 12-4 182742 IRD 17/06/09 0140/2009 EM REPARO

CDTN 2401-EC 204241 Quantun/uerj 31/05/06 Laudo Téc. 074/2008 CALIBRANDO

SHOP 12-4 211190 IRD 18/06/09 01979/09 ok CDTN 2401-EC 214131 P-17 15/05/08 0690/2008 CALIBRANDO

84

7.5 Anexo 5: Registro de doses dos IOE de uma instalação

85

7.6 Anexo 6: Registro dos treinamentos dos IOE de uma instalação

Funcionário Treinamento Retreinamento Arturo Madera 10 fevereiro, 2009 11 fevereiro, 2010

Adolfo Alves de Castro 29 setembro, 2009 30 setembro, 2010 Alex Henrique C. de Amorim 15 outubro, 2009 16 outubro, 2010

Aleksandar Milankovic 15 outubro, 2009 16 outubro, 2010 André Correa do Amaral 29 setembro, 2009 30 setembro, 2010

Antonio Carlos da Silva Passos 10 fevereiro, 2009 11 fevereiro, 2010 Antonio Vicente Fontes 10 fevereiro, 2009 11 fevereiro, 2010 Aqueu Rocha Gomes 15 outubro, 2009 16 outubro, 2010

Carla Costa Telles da Silva 31 março, 2009 1 abril, 2010 Carlos Alberto Correa Chevran 2 setembro, 2009 3 setembro, 2010

Carlos Alberto M. de Moura 2 setembro, 2009 3 setembro, 2010 Carlos Alberto Rosa 7 abril, 2009 8 abril, 2010

Carlos Henrique Gonçalves 7 abril, 2009 8 abril, 2010 Carlos Michel das Dores Dutra 15 outubro, 2009 16 outubro, 2010

Carlos Alberto Passos 1 outubro, 2009 2 outubro, 2010 Cristiano R. de Vasconcelos 15 outubro, 2009 16 outubro, 2010

Delvalter Gomes 29 setembro, 2009 30 setembro, 2010 Daniel da Silva Boia 10 fevereiro, 2009 11 fevereiro, 2010

Daniel Oliveira 15 outubro, 2009 16 outubro, 2010 David Roldan Garcia 7 abril, 2009 8 abril, 2010

Edinaldo Santiago de Souza 7 abril, 2009 8 abril, 2010 Efrain de Azeredo Pereira 7 abril, 2009 8 abril, 2010

Elisiel José da Silva 19 novembro, 2008 20 novembro, 2009 Erick Hauers Cavalca 11 novembro, 2008 12 novembro, 2009

Elton da C. Silva 29 setembro, 2009 30 setembro, 2010 Fabianao Venancio Viana 15 outubro, 2009 16 outubro, 2010

Fabrício de Lima Vilela 29 setembro, 2009 30 setembro, 2010 Flávio Andrade dos Santos 19 novembro, 2008 20 novembro, 2009

Flávio Carvalho José 15 outubro, 2009 16 outubro, 2010 Em atraso

Em dia

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http://www.livrosgratis.com.br/cat_19/educacao_-_transito/1









http://www.livrosgratis.com.br/cat_20/educacao_fisica/1









http://www.livrosgratis.com.br/cat_21/engenharia_aeroespacial/1









http://www.livrosgratis.com.br/cat_22/farmacia/1







http://www.livrosgratis.com.br/cat_23/filosofia/1







http://www.livrosgratis.com.br/cat_24/fisica/1







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