Nick Connor

Em geral, a termoluminescência é uma forma de luminescência. É exibido por certos materiais cristalinos, como fluoreto de cálcio, fluoreto de lítio , sulfato de cálcio, borato de lítio, borato de cálcio, brometo de potássio e feldspato. A energia anteriormente absorvida da radiação eletromagnética ou outra radiação ionizante nesses materiais é reemitida como luz após o aquecimento do material. O material também deve ser transparente para suas próprias emissões de luz.

Materiais – Termoluminescência

Os dois tipos mais comuns de materiais termoluminescentes usados ​​para dosimetria são fluoreto de cálcio e fluoreto de lítio , com uma ou mais impurezas (por exemplo, manganês ou magnésio) para produzir estados de interceptação para elétrons energéticos. A impureza causa armadilhas na rede cristalina onde, após a irradiação, os elétrons são mantidos. Quando o cristal é aquecido, os elétrons presos são liberados e a luz é emitida. A quantidade de luz está relacionada à dose de radiação recebida pelo cristal.

O TLD com fluoreto de cálcio é usado para registrar a exposição gama, enquanto o TLD com fluoreto de lítio é usado para exposição gama e nêutrons (indiretamente, usando a reação nuclear Li-6 (n, alfa)). Pequenos cristais de LiF (fluoreto de lítio) são os dosímetros de DPN mais comuns, pois possuem as mesmas propriedades de absorção dos tecidos moles. O lítio possui dois isótopos estáveis, lítio-6 (7,4%) e lítio-7 (92,6%). Li-6 é o isótopo sensível aos nêutrons. Para registrar os nêutrons, os dosímetros de cristal LiF podem ser enriquecidos em lítio-6 para melhorar a reação nuclear de lítio-6 (n, alfa).

Em geral, a termoluminescência é uma forma de luminescência. É exibido por certos materiais cristalinos, como fluoreto de cálcio, fluoreto de lítio , sulfato de cálcio, borato de lítio, borato de cálcio, brometo de potássio e feldspato. A energia anteriormente absorvida da radiação eletromagnética ou outra radiação ionizante nesses materiais é reemitida como luz após o aquecimento do material. O material também deve ser transparente para suas próprias emissões de luz.

Os elétrons em alguns sólidos podem existir em dois estados de energia, chamados banda de valência e banda de condução . O intervalo de energia ou o intervalo de banda é um intervalo de energia entre a banda de valência e a banda de condução, onde os estados de elétrons são proibidos. A banda de valência e a banda de condução são as bandas mais próximas do nível de Fermi e, assim, determinam a condutividade elétrica do sólido. Em isoladores elétricos e semicondutores, a banda de condução é a faixa mais baixa de estados eletrônicos vazios. Em um gráfico da estrutura da banda eletrônica de um material, a banda de valência está localizada abaixo do nível de Fermi, enquanto a banda de condução está localizada acima dela. Em materiais termoluminescentes, os elétrons podem atingir a banda de condução quando são excitados, por exemplo, por radiação ionizante(ou seja, eles devem obter energia superior ao _intervalo E ). Mas, neste caso, existem defeitos no material ou são adicionadas impurezas para prender elétrons no intervalo da banda e mantê-los lá. Esses elétrons presos representam energia armazenada pelo tempo em que os elétrons são retidos. Essa energia é liberada se o elétron retornar à faixa de valência. Quando esses cristais são posteriormente aquecidos, os elétrons presos recebem energia suficiente para escapar da armadilha e cair no estado fundamental . Uma porção de energia é emitida como fótons de luz e uma parte de energia é liberada como calor. Como o aquecimento é um requisito para esse tipo de luminescência, a técnica é chamada termoluminescência .

Materiais – Termoluminescência

Os dois tipos mais comuns de materiais termoluminescentes usados ​​para dosimetria são fluoreto de cálcio e fluoreto de lítio , com uma ou mais impurezas (por exemplo, manganês ou magnésio) para produzir estados de interceptação para elétrons energéticos. A impureza causa armadilhas na rede cristalina onde, após a irradiação, os elétrons são mantidos. Quando o cristal é aquecido, os elétrons presos são liberados e a luz é emitida. A quantidade de luz está relacionada à dose de radiação recebida pelo cristal.

O TLD com fluoreto de cálcio é usado para registrar a exposição gama, enquanto o TLD com fluoreto de lítio é usado para exposição gama e nêutrons (indiretamente, usando a reação nuclear Li-6 (n, alfa)). Pequenos cristais de LiF (fluoreto de lítio) são os dosímetros de DPN mais comuns, pois possuem as mesmas propriedades de absorção dos tecidos moles. O lítio possui dois isótopos estáveis, lítio-6 (7,4%) e lítio-7 (92,6%). Li-6 é o isótopo sensível aos nêutrons. Para registrar os nêutrons, os dosímetros de cristal LiF podem ser enriquecidos em lítio-6 para melhorar a reação nuclear de lítio-6 (n, alfa).

Distintivos de filme, dosímetros de distintivo de filme,  são pequenos dispositivos portáteis para monitorar a dose cumulativa de radiação devido à radiação ionizante . O princípio de operação é semelhante ao das imagens de raios-X. O crachá consiste em duas partes: filme fotográfico e um suporte . O filme está dentro de um crachá. O pedaço de filme fotográfico que é o material sensível e deve ser removido mensalmente e desenvolvido. Quanto mais exposição à radiação, mais escurecimento do filme. O escurecimento do filme é linear à dose , e doses até 10 Gy podem ser medidas.

Vantagens e desvantagens dos dosímetros de filme

Vantagens dos dosímetros de filme

• Um distintivo de filme como dispositivo de monitoramento de pessoal é muito simples e, portanto, não é caro .
• Um crachá de filme fornece um registro permanente .
• Os dosímetros de distintivo de filme são muito confiáveis .
• Um crachá de filme é usado para medir e registrar a exposição à radiação devido a raios gama, raios X e partículas beta.

Desvantagens dos Dosímetros de Filme

• Os dosímetros de filme geralmente não podem ser lidos no local, em vez de serem enviados para desenvolvimento .
• Os dosímetros de filme são apenas para uso único , não podem ser reutilizados.
• As exposições inferiores a 0,2 mSv (20 milirem) de radiação gama não podem ser medidas com precisão.

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Este artigo é baseado na tradução automática do artigo original em inglês. Para mais informações, consulte o artigo em inglês. Você pode nos ajudar. Se você deseja corrigir a tradução, envie-a para: [email protected] ou preencha o formulário de tradução on-line. Agradecemos sua ajuda, atualizaremos a tradução o mais rápido possível. Obrigado.

Os crachás de filme, dosímetros de crachá,  são pequenos dispositivos portáteis para monitorar a dose cumulativa de radiação devido à radiação ionizante . O princípio de operação é semelhante ao das imagens de raios-X. O crachá consiste em duas partes: filme fotográfico e um suporte . O filme está dentro de um crachá. O pedaço de filme fotográfico que é o material sensível e deve ser removido mensalmente e desenvolvido. Quanto mais exposição à radiação, mais escurecimento do filme. O escurecimento do filme é linear à dose e doses de até 10 Gypode ser medido. Os dosímetros de distintivo de filme são aplicáveis ​​a situações em que informações em tempo real não são necessárias, mas registros de monitoramento de doses acumuladas são desejados para comparação com medições de campo ou para avaliar o potencial de efeitos à saúde a longo prazo. Na dosimetria, os tipos de emblema de fibra de quartzo e de filme estão sendo substituídos por TLDs e EPDs (Electronic Personal Dosimeter).

Os dosímetros de distintivo de filme são apenas para uso único, não podem ser reutilizados. Um dosímetro de crachá de filme é um dosímetro usado na superfície do corpo pela pessoa que está sendo monitorada e registra a dose de radiação recebida. O emblema do filme é usado para medir e registrar a exposição à radiação devido a raios gama , raios X e partículas beta . O crachá incorpora uma série de filtros(chumbo, estanho, cádmio e plástico) para determinar a qualidade da radiação. Para monitorar a emissão de partículas beta, os filtros usam várias densidades de plástico ou mesmo material de etiqueta. É típico que um único crachá contenha uma série de filtros de diferentes espessuras e materiais diferentes; a escolha precisa pode ser determinada pelo ambiente a ser monitorado.

Exemplos de filtros:

• Há uma janela aberta que possibilita que radiações mais fracas cheguem ao filme.
• Um filtro plástico fino  que atenua a radiação beta, mas passa todas as outras radiações
• Um filtro plástico grosso que passa quase a radiação fotônica de menor energia e absorve quase a radiação beta mais alta.
• Um filtro dural que absorve progressivamente a radiação de fótons em energias abaixo de 65 keV, bem como a radiação beta.
• Um filtro de estanho / chumbo com uma espessura que permite uma resposta à dose independente de energia do filme na faixa de energia de fótons de 75 keV a 2 MeV.
• Um filtro de chumbo de cádmio pode ser usado para a detecção de nêutrons térmicos . A captura de reações de nêutrons ((n, gama)) pelo cádmio produz raios gama que escurecem o filme, permitindo a avaliação da exposição aos nêutrons.

Um contador de corpo inteiro é um instrumento que mede a quantidade de radionuclídeos emissores de gama no corpo (ou seja, é um espectrômetro gama ). Nas instalações nucleares, esses contadores são usados ​​para medir a radioatividade no corpo humano , ou seja, para medir a contaminação interna . Isso não deve ser confundido com um “monitor de corpo inteiro”, usado para monitoramento de saída de pessoal, que é o termo usado na proteção contra radiação para verificar a contaminação externa de um corpo inteiro de uma pessoa que deixa uma área controlada por contaminação radioativa. Os contadores de corpo inteiro são dispositivos muito sensíveis e, portanto, geralmente são cercados por grandes quantidades de blindagem de chumbo para reduzir aradiação de fundo . Um contador de corpo inteiro consiste, por exemplo, em uma cabine de stand-up com dois detectores de cintilação NaI em grandes áreas . O detector superior monitora os pulmões, o detector inferior monitora o trato gastrointestinal.

Deve-se notar que todas as pessoas também têm alguns isótopos radioativos dentro de seus corpos desde o nascimento . Esses isótopos são especialmente potássio-40 , carbono-14 e também os isótopos de urânio e tório . A dose média anual de radiação para uma pessoa de materiais radioativos internos que não o rádon é de cerca de 0,3 mSv / ano, dos quais:

• 2 mSv / ano vem de potássio-40,
• 12 mSv / ano provém das séries de urânio e tório,
• 12 μSv / ano vem do carbono-40.

A variação na dose de radiação de uma pessoa para outra não é tão grande, mas também é detectada por um contador de corpo inteiro.

Espectroscopia gama

Se um raio gama é emitido a partir de um elemento radioativo dentro do corpo humano devido a decaimento radioativo, e sua energia é suficiente para escapar, ele pode ser detectado. Isso seria por meio de espectrômetro gama. Espectroscópios, ou espectrômetros, são dispositivos sofisticados projetados para medir a distribuição espectral de potência de uma fonte. A radiação incidente gera um sinal que permite determinar a energia da partícula incidente. A maioria das fontes radioativas produz raios gama , que são de várias energias e intensidades. Os raios gama frequentemente acompanham a emissão de radiação alfa e beta . Quando essas emissões são detectadas e analisadas com um sistema de espectroscopia, umpode ser produzido espectro de energia de raios gama . Os raios gama do decaimento radioativo estão na faixa de energia de alguns keV a ~ 8 MeV, correspondendo aos níveis típicos de energia nos núcleos com vida útil razoavelmente longa. Como foi escrito, eles são produzidos pela deterioração dos núcleos à medida que passam de um estado de alta energia para um estado inferior. Uma análise detalhada desse espectro é normalmente usada para determinar a identidade e a quantidade de emissores gama presentes em uma amostra e é uma ferramenta vital no ensaio radiométrico. O espectro gama é característico dos nuclídeos emissores gama contidos na fonte.

Para a medição de raios gama acima de várias centenas de keV, existem duas categorias de detectores de grande importância: cintiladores inorgânicos como NaI (Tl) e detectores de semicondutores . Nos artigos anteriores, descrevemos a espectroscopia gama usando um detector de cintilação, que consiste em um cristal cintilador adequado, um tubo fotomultiplicador e um circuito para medir a altura dos pulsos produzidos pelo fotomultiplicador. As vantagens de um contador de cintilação são sua eficiência (tamanho grande e alta densidade) e as altas taxas de precisão e contagem possíveis. Devido ao alto número atômico de iodo, um grande número de todas as interações resultará na absorção completa da energia dos raios gama, de modo que a fração fotográfica será alta.

Porém, se for necessária uma resolução perfeita de energia , precisamos usar um detector à base de germânio , como o detector HPGe . Os detectores de semicondutores à base de germânio são mais comumente usados ​​onde é necessária uma resolução de energia muito boa, especialmente para espectroscopia gama , bem como espectroscopia de raios-x. Na espectroscopia gama, o germânio é preferido devido ao seu número atômico ser muito maior que o silício e aumentar a probabilidade de interação com raios gama. Além disso, o germânio possui menor energia média necessária para criar um par de elétrons-orifícios, que é 3,6 eV para silício e 2,9 eV para germânio. Isso também fornece ao último uma melhor resolução em energia. O FWHM (largura total até a metade do máximo) para detectores de germânio é uma função da energia. Para um fóton de 1,3 MeV, o FWHM é de 2,1 keV, o que é muito baixo.

Absorção Interna de Dose

Se a fonte de radiação está dentro do nosso corpo, dizemos, é a exposição interna . A ingestão de material radioativo pode ocorrer por várias vias, como ingestão de contaminação radioativa em alimentos ou líquidos, inalação de gases radioativos ou pele intacta ou ferida. A maioria dos radionuclídeos fornecerá muito mais doses de radiação se, de alguma forma, puderem entrar em seu corpo, do que se ficassem fora. Para doses internas, primeiro devemos distinguir entre ingestão e absorção. Consumo significa o que uma pessoa absorve. Captação significa o que uma pessoa mantém.

Quando um composto radioativo entra no corpo, a atividade diminui com o tempo, devido à deterioração radioativa e à depuração biológica . A diminuição varia de um composto radioativo para outro. Para esse fim, a meia-vida biológica é definida na proteção contra radiação.

A meia-vida biológica é o tempo necessário para que a quantidade de um elemento em particular no corpo diminua para metade do seu valor inicial devido à eliminação apenas por processos biológicos, quando a taxa de remoção é aproximadamente exponencial. A meia-vida biológica depende da taxa na qual o corpo normalmente usa um determinado composto de um elemento. Os isótopos radioativos que foram ingeridos ou absorvidos por outras vias serão gradualmente removidos do corpo através do intestino, rins, respiração e transpiração. Isso significa que uma substância radioativa pode ser expelida antes que ela tenha se deteriorado.

Como resultado, a meia-vida biológica influencia significativamente a meia-vida efetiva e a dose geral da contaminação interna. Se um composto radioativo com meia-vida radioativa (t _1/2 ) é eliminado do corpo com uma meia-vida biológica tb, a meia-vida efetiva (t _e ) é dada pela expressão:

Como pode ser visto, os mecanismos biológicos sempre diminuem a dose geral da contaminação interna . Além disso, se t _1/2 é grande em comparação com t _b , a meia-vida efetiva é aproximadamente a mesma que t _b .

Por exemplo, o trítio tem meia-vida biológica em 10 dias, enquanto a meia-vida radioativa é de 12 anos. Por outro lado, os radionuclídeos com meia-vida radioativa muito curta também possuem meia-vida efetiva muito curta. Esses radionuclídeos fornecerão, para todos os efeitos práticos, a dose total de radiação nos primeiros dias ou semanas após a ingestão.

Para o trítio, a ingestão limite anual (ALI) é de 1 x 10 ⁹ Bq. Se você ingerir 1 x 10 ⁹ Bq de trítio, receberá uma dose de 20 mSv no corpo inteiro. A dose efetiva comprometida , E (t), é, portanto, 20 mSv. Não depende se uma pessoa realiza essa quantidade de atividade em um curto espaço de tempo ou em um longo período de tempo. Em todos os casos, essa pessoa recebe a mesma dose de 20 mSv no corpo todo.

Nas instalações nucleares, sistemas remotos de monitoramento de radiação ( RMS ) são instalados para monitorar os níveis de radiação em locais selecionados da planta. O sistema de monitoramento de radiação com níveis de alarme predefinidos (por exemplo, dose, taxa de dose ou atividade aerotransportada) fornece um meio confiável de monitoramento em tempo real das condições radiológicas às quais um trabalhador está exposto. Se esses níveis forem excedidos, os alarmes serão ativados e, em alguns casos, as funções de proteção automáticas serão iniciadas. Assim, o sistema serve para:

• Avisar sobre qualquer perigo para a radiação
• Emita um aviso prévio de mau funcionamento da planta
• Iniciar funções de proteção automáticas.

Todos os dados são coletados em uma sala de controle de proteção contra radiação . O sistema de monitoramento de radiação pode reunir todas as informações sobre as condições radiológicas em várias áreas de trabalho, bem como feedback de voz e visual, com uma presença mínima de técnicos de RP nas áreas de radiação, reduzindo assim a dose para esse pessoal. Vários tipos de monitores de radiação são usados ​​no RMS, dependendo da fonte e força da fonte de radiação.

• Monitores de contaminação aérea
• Monitores de área
• Monitores de iodo
• Monitores de gás de ventilação

Os medidores portáteis de pesquisa são detectores de radiação usados ​​por técnicos em radiologia para medir a taxa de dose ambiente . Esses instrumentos portáteis geralmente possuem medidores de taxa. Nas instalações nucleares, esses medidores portáteis de inspeção são normalmente usados ​​por técnicos de proteção contra radiação, responsáveis ​​por seguir as operações em campo para ajudar a garantir que as políticas de proteção contra radiação sejam executadas e que os trabalhos sejam implementados de acordo com o princípio ALARA . Suas responsabilidades incluem:

• Prestar assistência e aconselhamento aos trabalhadores para motivá-los a adotar um comportamento ALARA.
• Trabalhos a seguir para garantir o respeito aos procedimentos de segurança e proteção contra radiação.
• Em algumas fábricas, interromper o trabalho em caso de desvio grave dos objetivos dosimétricos ou quando há um risco radiológico significativamente crescente para os trabalhadores.

O medidor típico de pesquisa de radiação é, por exemplo, o RDS-31 , que é um medidor de pesquisa de radiação multiuso que utiliza um detector GM . Possui sondas externas alfa, beta e gama opcionais. Ele mede 3,9 x 2,6 x 1,3 polegadas e pode ser portátil ou usado pelo bolso, clipe para cinto ou bolsa. Possui um display LCD de cinco dígitos com luz de fundo. Os contadores Geiger operam em uma tensão tão alta que o tamanho do pulso de saída é sempre o mesmo, independentemente de quantos pares de íons foram criados no detector. Os contadores Geiger são usados ​​principalmente para instrumentação portátil devido à sua sensibilidade, circuito simples de contagem e capacidade de detectar radiação de baixo nível. Embora o uso principal dos contadores Geiger seja provavelmente na detecção individual de partículas, eles também são encontrados emmedidores de pesquisa gama . Eles são capazes de detectar quase todos os tipos de radiação, mas há pequenas diferenças no tubo Geiger-Mueller .

As quantidades operacionais para a área e o monitoramento individual de exposições externas são definidas pelo ICRP. As quantidades operacionais para o monitoramento da área são:

• Dose ambiente equivalente , H * (10). O equivalente à dose ambiente é uma quantidade operacional para o monitoramento da área de radiação fortemente penetrante.
• Dose direcional equivalente , H ‘(d, Ω). A dose direcional equivalente é uma quantidade operacional para o monitoramento da área de radiação que penetra fracamente.

Veja também: Gerenciamento de trabalho para otimizar a proteção radiológica ocupacional em usinas nucleares. AGÊNCIA DE ENERGIA NUCLEAR, OCDE 2009. ISBN 978-92-64-99089-0.

Consulte também: Os dosímetros de radiação para o relatório de pesquisa de mercado de resposta e recuperação. Laboratório Nacional de Tecnologia de Segurança Urbana. SAVER-T-MSR-4. <disponível em: https://www.dhs.gov/sites/default/files/publications/Radiation-Dosimeter-Response-Recovery-MSR_0616-508_0.pdf >.

Câmara de ionização de alta pressão – Gamma Survey Meter

As câmaras de íon também podem ser usadas como o medidor de medição de emergência gama , o medidor de medição beta e o monitor de trítio no ar. Eles são muito úteis para altos níveis de radiação gama . Mas neste caso, existem algumas dificuldades.

Os raios gama têm muito pouco problema em penetrar nas paredes metálicas da câmara. Portanto, câmaras de ionização podem ser usadas para detectar radiação gama e raios-X conhecidos coletivamente como fótons, e para isso o tubo sem janelas é usado. As câmaras de ionização têm uma boa resposta uniforme à radiação em uma ampla gama de energias e são os meios preferidos para medir altos níveis de radiação gama. Alguns problemas são causados ​​pelo fato de que as partículas alfa são mais ionizantes que as partículas beta e os raios gama; portanto, mais corrente é produzida na região da câmara de ionização por alfa do que beta e gama. Os raios gama depositam uma quantidade significativamente menor de energia no detector do que outras partículas.

A eficiência da câmara pode ser aumentada ainda mais pelo uso de um gás de alta pressão . Tipicamente, uma pressão de 8 a 10 atmosferas pode ser usada e vários gases nobres são empregados. Por exemplo, as câmaras de ionização de xenônio de alta pressão (HPXe) são ideais para uso em ambientes não controlados, pois a resposta de um detector demonstrou ser uniforme em grandes faixas de temperatura (20–170 ° C). A pressão mais alta resulta em uma maior densidade de gás e, portanto, em uma maior chance de colisão com a criação de gás de preenchimento e pares de íons por radiação gama incidente. Devido ao aumento da espessura da parede necessária para suportar essa alta pressão, apenas a radiação gama pode ser detectada. Esses detectores são usados ​​em medidores de pesquisa e para monitoramento ambiental.