Nick Connor

Carbono-14

O único radionuclídeo cosmogênico que contribui significativamente para a exposição interna do ser humano é o carbono-14. O carbono radioativo-14 tem meia-vida de 5730 anos e sofre decaimento β , onde o nêutron é convertido em próton , elétron e antineutrino :

Apesar dessa meia-vida curta em comparação com a idade da Terra, o carbono-14 é um isótopo que ocorre naturalmente. Sua presença pode ser explicada pela seguinte observação simples. Nossa atmosfera contém muitos gases, incluindo o nitrogênio-14. Além disso, a atmosfera é constantemente bombardeada com raios cósmicos de alta energia , consistindo de prótons, núcleos mais pesados ​​ou raios gama. Esses raios cósmicos interagem com os núcleos da atmosfera e também produzem nêutrons de alta energia . Esses nêutrons produzidos nessas colisões podem ser absorvidos pelo nitrogênio-14 para produzir um isótopo de carbono-14:

O carbono-14 também pode ser produzido na atmosfera por outras reações de nêutrons, incluindo em particular 13C (n, γ) 14C e 17O (n, α) 14C. Como resultado, o carbono-14 é formado continuamente na atmosfera superior pela interação dos raios cósmicos com o nitrogênio atmosférico. Em média, apenas um em cada 1,3 x 10 ¹² átomos de carbono na atmosfera é um átomo de carbono-14 radioativo. Como resultado, todas as substâncias biológicas vivas contêm a mesma quantidade de C-14 por grama de carbono, ou seja, 0,3 Bq de atividade do carbono-14 por grama de carbono. O carbono-14 está presente no corpo humano (13 kg de carbono em 70 kg humano) a um nível de cerca de 3700 Bq (0,1 μCi) com uma meia-vida biológica de 40 dias. Observe que meia-vida biológicaé 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. No entanto, um átomo de carbono está na informação genética de cerca de metade das células, enquanto o potássio não é um componente do DNA. A decomposição de um átomo de carbono-14 no DNA de uma pessoa acontece cerca de 50 vezes por segundo, alterando um átomo de carbono para um de nitrogênio.

A dose anual de carbono-14 é estimada em cerca de 12 μSv / ano .

Enquanto o sistema biológico estiver vivo, o nível é constante devido à ingestão constante de todos os isótopos de carbono. Quando o sistema biológico morre, ele para de trocar carbono com o meio ambiente e, a partir desse momento, a quantidade de carbono-14 que ele contém começa a diminuir à medida que o carbono-14 sofre decaimento radioativo.

Veja também: Datação por carbono-14

O termo ALARP decorre da legislação do Reino Unido, particularmente da Lei de Saúde e Segurança no Trabalho etc. de 1974, que exige “Fornecimento e manutenção de instalações e sistemas de trabalho que sejam, na medida do razoavelmente possível, seguros e sem riscos à saúde”. A frase Até onde for razoavelmente praticável ( SFARP ), nesta cláusula e em cláusulas semelhantes, é interpretada como levando a um requisito de que os riscos devem ser reduzidos para um nível que seja Tão baixo quanto razoavelmente praticável (ALARP). O ALARP, usado especialmente no Reino Unido, é um termo muito mais amplo que o ALARA, uma vez que é aplicável em vários campos da regulamentação e gerenciamento de sistemas críticos e envolvidos com a segurança.

O termo “o mais baixo possível” (ALARA) usado no princípio de otimização é sinônimo de ALARP e é o termo usado para descrever o processo de redução de risco fora do Reino Unido. O termo ALARA, ou “o mais baixo possível”, é usado de forma intercambiável nos Estados Unidos da América, quase exclusivamente no campo da proteção contra radiação. ALARA e ALARP são considerados equivalentes em significado e propósito.

Um dos princípios de proteção contra radiação é a otimização da proteção, que exige que:

“Todas as doses devem ser mantidas tão baixas quanto possível . ”

Esta afirmação é conhecida como o princípio ALARA . ALARA é um acrônimo para “o mais baixo possível”. O princípio ALARA significa que devemos fazer todos os esforços razoáveis ​​para manter as exposições à radiação tão abaixo dos limites de dose nesta parte quanto possível, consistentes com a finalidade para a qual a atividade licenciada é realizada, ao mesmo tempo em que não desperdiçamos muito dinheiro, tempo e esforço para fazê-lo. O princípio ALARA surge do fato de que tempo, esforço e dinheiro infinitos poderiam ser gastos na tentativa de reduzir o risco a zero.

Se a fonte de radiação for muito intensa e o tempo ou a distância não fornecerem proteção suficiente contra radiação, a blindagem deve ser usada. A proteção contra radiação geralmente consiste em barreiras de chumbo, concreto ou água. Existem muitos materiais que podem ser usados ​​para proteção contra radiação, mas também existem muitas situações na proteção contra radiação. Depende muito do tipo de radiação a ser protegida, de sua energia e de muitos outros parâmetros.

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Geralmente, a blindagem dos raios gama é baseada na teoria da atenuação , que usa o conceito de camadas de meio valor. A camada de metade do valor expressa a espessura do material absorvente necessário para reduzir a intensidade da radiação incidente por um fator de dois . Como resultado, de acordo com a teoria da atenuação, é impossível proteger completamente a radiação , porque a atenuação é exponencial. Quase toda vez que alguma radiação, por menor que seja, viaja através do escudo de radiação.

Lembre-se, hoje o sistema de proteção é baseado na hipótese do LNT , assumindo que toda a radiação é ruim e que o efeito deletério (essencialmente o risco de câncer) aumenta linearmente com a dose sem limiar (inicie na dose zero). Mas não podemos proteger completamente a radiação, porque isso exigiria proteção contra radiação de espessura infinita. Então, qual é a espessura ideal do escudo de radiação? Como a dose zero não é alcançável, podemos minimizar apenas os efeitos da radiação A s L ow A s é R easonable A chievable (o ALARA– princípio). O princípio ALARA também se reflete nos limites de dose. Em geral, esses limites são definidos para limitar os efeitos estocásticos a um nível aceitável e para impedir completamente os efeitos determinísticos .

As concentrações de materiais radioativos no ar são limitadas pela Concentração de Ar Derivado (DAC), derivada do ALI. O DAC é a concentração de atividade no ar em unidades de Bq / m ³ do radionuclídeo considerado, o que levaria à ingestão de um ALI (Bq) assumindo uma taxa de respiração média de gênero de 1,1 m ³ / h e um tempo de trabalho anual de 2000 h (uma entrada de ar anual de 2200 m ³ ).

O DAC foi definido pelo ICRP na publicação 60 (ICRP, 1991b, parágrafo S30) como:

“A concentração de ar derivada é igual ao limite anual de ingestão, ALI (de um radionuclídeo) dividido pelo volume de ar inalado por uma Pessoa de Referência em um ano de trabalho (ou seja, 2,2 × 10 ³ m ³ ). A unidade do DAC é Bq / m ^3. ”

Referência especial: ICRP, 2007. Recomendações de 2007 da Comissão Internacional de Proteção Radiológica. Publicação 103 do ICRP. Ann. ICRP 37 (2-4).

Portanto, se dividirmos o ALI por 2200 m ³ , obteremos o DAC em Bq / m ³ . Por exemplo, o ALI do iodo-131 é 1 x 10 ⁶ Bq. O DAC correspondente será de 1 000 000/2400 = 417 Bq / m ³ .

O DAC do radionuclídeo j é dado por:

Se um trabalhador respira ar contendo material radioativo a uma concentração de 1 DAC por uma hora, ele é exposto a 1 DAC.hr.

Veja também: Contaminação no ar

Limite anual de ingestão – ALI

Na avaliação de doses efetivas comprometidas para os trabalhadores, a ingestão de material radioativo é controlada pelo Limite Anual de Consumo (ALI) definido pelo ICRP e expresso em unidades de atividade ( becquerels ou curies ).

O ALI foi definido pelo ICRP na publicação 60 (ICRP, 1991b, parágrafo S30) como:

“A ingestão de atividade (Bq) de um radionuclídeo que levaria a uma dose efetiva correspondente ao limite E anual _{; w} , sob a expectativa de que o trabalhador esteja exposto apenas a esse radionuclídeo”.

O ALI do radionuclídeo j é então:

onde e (50) é o coeficiente de dose eficaz comprometido de referência correspondente em (Sv / Bq). Esse coeficiente de dose, e (T), é determinado pela radiotoxicidade de um nuclídeo e é responsável por fatores de radiação e de ponderação tecidual, informações metabólicas e bioquinéticas.

Veja também: ICRP, 1994. Coeficientes de dose para ingestão de radionuclídeos por trabalhadores. Publicação ICRP 68. Ann. ICRP 24 (4).

A Comissão recomendou na publicação 60 que o ALI se baseiasse no limite da dose do limite E _{; w} = 0,020 Sv em um ano, sem tempo médio. Para membros do _limite E público _{; w} = 0,001 Sv é o valor recomendado.

Como exemplo, vamos assumir uma ingestão de trítio radioativo . 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. Observe que a meia-vida biológica é de 10 dias, enquanto a meia-vida radioativa é de 12 anos. Em vez de anos, leva alguns meses até que o trítio seja bem eliminado. 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.

Para ¹³¹ I, o ICRP calculou que, se você inalar 1 x 10 ⁶ Bq (ALI para ¹³¹ I), receberá uma dose tireoidiana de HT = 400 mSv (e uma dose ponderada de 20 mSv no corpo inteiro).

Exposição Ocupacional – Dose Efetiva

Na maioria das situações de exposição ocupacional, a dose eficaz , E, pode ser derivada de quantidades operacionais usando a seguinte fórmula:

A dose comprometida é uma quantidade de dose que mede o risco estocástico para a saúde devido à ingestão de material radioativo no corpo humano. Como o limite de dose operacional de 20 mSv se aplica à soma das exposições interna e externa, se um trabalhador tiver alguma dose externa, o ALI deve ser modificado ou compensado para contabilizar a dose externa. Por exemplo, suponha que o trabalhador tenha 10 mSv de fontes externas de radiação. Apenas mais 10 mSv são permitidos a partir da radiação interna antes que o trabalhador atinja o limite ocupacional do corpo inteiro.

Veja também: Limites de dose

Na avaliação de doses efetivas comprometidas para os trabalhadores, a ingestão de material radioativo é controlada pelo Limite Anual de Consumo (ALI) definido pelo ICRP e expresso em unidades de atividade ( becquerels ou curies ).

O ALI foi definido pelo ICRP na publicação 60 (ICRP, 1991b, parágrafo S30) como:

“A ingestão de atividade (Bq) de um radionuclídeo que levaria a uma dose efetiva correspondente ao limite E anual _{; w} , sob a expectativa de que o trabalhador esteja exposto apenas a esse radionuclídeo”.

O ALI do radionuclídeo j é então:

onde e (50) é o coeficiente de dose efetivo comprometido de referência correspondente em (Sv / Bq). Esse coeficiente de dose, e (T), é determinado pela radiotoxicidade de um nuclídeo e é responsável por fatores de radiação e de ponderação tecidual, informações metabólicas e bioquinéticas.

Veja também: ICRP, 1994. Coeficientes de dose para ingestão de radionuclídeos por trabalhadores. Publicação ICRP 68. Ann. ICRP 24 (4).

A Comissão recomendou na publicação 60 que o ALI se baseiasse no limite da dose do limite E _{; w} = 0,020 Sv em um ano, sem tempo médio. Para membros do _limite E público _{; w} = 0,001 Sv é o valor recomendado.

Como exemplo, vamos assumir uma ingestão de trítio radioativo . 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. Observe que a meia-vida biológica é de 10 dias, enquanto a meia-vida radioativa é de 12 anos. Em vez de anos, leva alguns meses até que o trítio seja bem eliminado. 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.

Para ¹³¹ I, o ICRP calculou que, se você inalar 1 x 10 ⁶ Bq (ALI para ¹³¹ I), receberá uma dose tireoidiana de HT = 400 mSv (e uma dose ponderada de 20 mSv no corpo inteiro).

Concentração de Ar Derivado – DAC

As concentrações de materiais radioativos no ar são limitadas pela Concentração de Ar Derivado (DAC), derivada do ALI. O DAC é a concentração de atividade no ar em unidades de Bq / m ³ do radionuclídeo considerado, o que levaria a uma ingestão de um ALI (Bq) assumindo uma taxa de respiração média de gênero de 1,1 m ³ / h e um tempo de trabalho anual de 2000 h (uma entrada de ar anual de 2200 m ³ ).

O DAC foi definido pelo ICRP na publicação 60 (ICRP, 1991b, parágrafo S30) como:

“A concentração de ar derivada é igual ao limite anual de ingestão, ALI, (de um radionuclídeo) dividido pelo volume de ar inalado por uma Pessoa de Referência em um ano de trabalho (ou seja, 2,2 × 10 ³ m ³ ). A unidade do DAC é Bq / m ^3. ”

Referência especial: ICRP, 2007. Recomendações de 2007 da Comissão Internacional de Proteção Radiológica. Publicação 103 da ICRP. Ann. ICRP 37 (2-4).

Portanto, se dividirmos o ALI por 2200 m ³ , obteremos o DAC em Bq / m ³ . Por exemplo, o ALI do iodo-131 é 1 x 10 ⁶ Bq. O DAC correspondente será de 1 000 000/2400 = 417 Bq / m ³ .

O DAC do radionuclídeo j é dado por:

Se um trabalhador respirar ar contendo material radioativo a uma concentração de 1 DAC por uma hora, ele será exposto a 1 DAC.hr.

Veja também: Contaminação no ar

Exposição Ocupacional – Dose Efetiva

Na maioria das situações de exposição ocupacional, a dose eficaz , E, pode ser derivada de quantidades operacionais usando a seguinte fórmula:

A dose comprometida é uma quantidade de dose que mede o risco estocástico para a saúde devido à ingestão de material radioativo no corpo humano. Como o limite de dose operacional de 20 mSv se aplica à soma das exposições interna e externa, se um trabalhador tiver alguma dose externa, o ALI deve ser modificado ou compensado para contabilizar a dose externa. Por exemplo, suponha que o trabalhador tenha 10 mSv de fontes externas de radiação. Apenas mais 10 mSv são permitidos a partir da radiação interna antes que o trabalhador atinja o limite ocupacional do corpo inteiro.

Veja também: Limites de dose

Técnicas de descontaminação

Em geral, existem muitas técnicas e equipamentos usados ​​para descontaminação de superfícies e pessoas. De qualquer forma, o tipo de contaminação e o material contaminado são importantes. Por exemplo, é muito difícil descontaminar materiais porosos. Como orientação geral ao leitor, essas técnicas de descontaminação e suas principais aplicações são destacadas em:

Referência especial: Tecnologia de ponta para descontaminação e desmantelamento de instalações nucleares, AIEA. IAEA Vienna, 1999. ISBN 92–0–102499–1.

• Descontaminação química . A descontaminação química é um dos melhores métodos para a maioria das operações de descontaminação: limpar com água à qual um ou mais agentes químicos adequados de limpeza foram adicionados. Esses métodos incluem descontaminação usando soluções químicas, géis químicos, descontaminação de espuma etc. A remoção da contaminação do pessoal deve ser feita com cuidado para garantir que a pele não seja danificada e para evitar que a contaminação entre no corpo ou em uma ferida.
• Descontaminação mecânica . A descontaminação mecânica pode ser usada especialmente para descontaminação industrial. Existem métodos de descontaminação nos quais a camada externa da superfície contaminada é removida por força física. Tais métodos são eficazes, mas são um tanto brutos e destrutivos, e talvez não seja possível usá-los em objetos delicados. Esses métodos incluem descontaminação usando limpeza a vapor, limpeza abrasiva, jateamento de areia, aspiração, limpeza ultrassônica etc.

Contaminação de superfície

Contaminação de superfície significa que material radioativo foi depositado em superfícies (como paredes, pisos). Pode ser pouco depositado, como a poeira comum, ou pode ser fixado com firmeza por reação química. Essa distinção é importante e classificamos a contaminação da superfície com base na facilidade com que ela pode ser removida:

• Contaminação livre . No caso de contaminação livre (ou contaminação solta), o material radioativo pode ser espalhado. É a contaminação da superfície que pode ser facilmente removida com métodos simples de descontaminação. Por exemplo, se partículas de poeira contendo vários radioisótopos caírem na pele ou nas roupas da pessoa, podemos limpá-la ou remover a roupa. Depois que uma pessoa é descontaminada, todas as fontes de radioatividade de partículas são eliminadas e o indivíduo não é mais contaminado. A contaminação livre também é um risco mais sério do que a contaminação fixa, porque as partículas de poeira podem ficar no ar e podem ser facilmente ingeridas. Isso leva a uma exposição interna por contaminantes radioativos. Embora quase todos os contaminantes sejam beta radioativos com osemissão gama , mas também existe a possibilidade de contaminação alfa em qualquer área de manuseio de combustível nuclear.
• Contaminação Fixa . No caso de contaminação fixa, o material radioativo não pode ser espalhado, pois está ligado quimicamente ou mecanicamente às estruturas. Não pode ser removido pelos métodos normais de limpeza. A contaminação fixa é um risco menos sério do que a contaminação livre, não pode ser ressuspensa ou transferida para a pele. Portanto, o risco geralmente é apenas externo. Por outro lado, depende do nível de contaminação. Embora quase todos os contaminantes sejam beta radioativos com as emissões gama, mas também há a possibilidade de contaminação alfa em qualquer área de manuseio de combustível nuclear. A menos que o nível de contaminação seja muito grave, a taxa de dose de radiação gama será pequena e a exposição externa será significativa apenas em contato com, ou muito próximo, das superfícies contaminadas. Como as partículas beta são menos penetrantes que os raios gama , a taxa de dose beta pode ser alta apenas em contato. Um valor de 1 mSv / h em contato para um nível de contaminação de 400 – 500 Bq / cm ² é bastante representativo.

Técnicas de descontaminação

Em geral, existem muitas técnicas e equipamentos usados ​​para descontaminação de superfícies e pessoas. De qualquer forma, o tipo de contaminação e o material contaminado são importantes. Por exemplo, é muito difícil descontaminar materiais porosos. Como orientação geral ao leitor, essas técnicas de descontaminação e suas principais aplicações são destacadas em:

Referência especial: Tecnologia de ponta para descontaminação e desmantelamento de instalações nucleares, AIEA. IAEA Vienna, 1999. ISBN 92–0–102499–1.

• Descontaminação química . A descontaminação química é um dos melhores métodos para a maioria das operações de descontaminação: limpar com água à qual um ou mais agentes químicos adequados de limpeza foram adicionados. Esses métodos incluem descontaminação usando soluções químicas, géis químicos, descontaminação de espuma etc. A remoção da contaminação do pessoal deve ser feita com cuidado para garantir que a pele não seja danificada e para evitar que a contaminação entre no corpo ou em uma ferida.
• Descontaminação mecânica . A descontaminação mecânica pode ser usada especialmente para descontaminação industrial. Existem métodos de descontaminação nos quais a camada externa da superfície contaminada é removida por força física. Tais métodos são eficazes, mas são um tanto brutos e destrutivos, e talvez não seja possível usá-los em objetos delicados. Esses métodos incluem descontaminação usando limpeza a vapor, limpeza abrasiva, jateamento de areia, aspiração, limpeza ultrassônica etc.

A contaminação radioativa é referida como a presença de substâncias radioativas indesejadas em superfícies ou dentro de sólidos (incluindo o corpo humano), líquidos ou gases, onde a presença deles é involuntária ou indesejável. A contaminação radioativa consiste em átomos radioativos (material) que escaparam do sistema ou estrutura que normalmente os conteria. Como a contaminação radioativa é material radioativo, a radiação ionizante é emitida pela contaminação. É muito importante qual material (qual radioisótopo) é o contaminante radioativo. Também é muito importante distinguir entre contaminação radioativa e radiação em si .

Descontaminação

A descontaminação é um processo usado para reduzir ou remover a contaminação radioativa para reduzir o risco de exposição à radiação. A remoção da contaminação das áreas ocupadas, equipamentos e pessoal é importante para manter uma dose de radiação ionizante tão baixa quanto razoavelmente possível (ALARA). A descontaminação também reduz os níveis de radiação de fundo, o inventário de material radioativo e a disseminação da contaminação para áreas não controladas, equipamentos e pessoal.

A descontaminação pode ser realizada limpando ou tratando as superfícies para reduzir ou remover a contaminação. Isso também pode ser realizado filtrando o ar ou a água contaminada ou cobrindo a contaminação para proteger ou absorver a radiação. O processo também pode simplesmente permitir tempo suficiente para que o decaimento radioativo natural diminua a radioatividade.

Nas usinas nucleares , é inevitável que muitos itens de equipamento e também ferramentas, roupas, áreas de trabalho e até pessoas sejam contaminados. Isso é bastante comum, pois parte do material radioativo fica preso às superfícies (por exemplo, a sola de um sapato). Nesse caso, os trabalhadores são monitorados continuamente e, nesse caso, a contaminação da superfície deve ser removida. Podemos nos livrar da contaminação por muitos mecânicos, químicos (descontaminar superfícies). Processos biológicos ( meia-vida biológica) sempre trabalhe em caso de contaminação interna. Uma pessoa se torna ‘radioativa’ se partículas de poeira contendo vários radioisótopos pousam na pele ou na roupa da pessoa. Depois que uma pessoa é descontaminada por remoção de roupas e lavagem dérmica, todas as fontes de radioatividade de partículas são eliminadas e o indivíduo não é mais contaminado.

Técnicas de descontaminação

Em geral, existem muitas técnicas e equipamentos usados ​​para descontaminação de superfícies e pessoas. De qualquer forma, o tipo de contaminação e o material contaminado são importantes. Por exemplo, é muito difícil descontaminar materiais porosos. Como orientação geral ao leitor, essas técnicas de descontaminação e suas principais aplicações são destacadas em:

Referência especial: Tecnologia de ponta para descontaminação e desmantelamento de instalações nucleares, AIEA. IAEA Vienna, 1999. ISBN 92–0–102499–1.

• Descontaminação química . A descontaminação química é um dos melhores métodos para a maioria das operações de descontaminação: limpar com água à qual um ou mais agentes químicos adequados de limpeza foram adicionados. Esses métodos incluem descontaminação usando soluções químicas, géis químicos, descontaminação de espuma etc. A remoção da contaminação do pessoal deve ser feita com cuidado para garantir que a pele não seja danificada e para evitar que a contaminação entre no corpo ou em uma ferida.
• Descontaminação mecânica . A descontaminação mecânica pode ser usada especialmente para descontaminação industrial. Existem métodos de descontaminação nos quais a camada externa da superfície contaminada é removida por força física. Tais métodos são eficazes, mas são um tanto brutos e destrutivos, e talvez não seja possível usá-los em objetos delicados. Esses métodos incluem descontaminação usando limpeza a vapor, limpeza abrasiva, jateamento de areia, aspiração, limpeza ultrassônica etc.

A contaminação aérea é de particular importância nas usinas nucleares , onde deve ser monitorada. Os contaminantes podem ficar no ar, especialmente durante a remoção da cabeça do reator, o reabastecimento do reator e durante as manipulações dentro do tanque de combustível usado. O ar pode ser contaminado com isótopos radioativos, especialmente na forma de partículas, o que representa um risco particular de inalação . Essa contaminação consiste em vários produtos de fissão e ativação que entram no ar na forma gasosa, de vapor ou de partículas. Existem quatro tipos de contaminação aérea nas usinas nucleares, a saber:

• Partículas . A atividade de partículas é um risco interno, pois pode ser inalado. As partículas transportáveis ​​transportadas para o sistema respiratório entram na corrente sanguínea e são transportadas para todas as partes do corpo. Partículas não transportáveis ​​permanecerão nos pulmões com uma certa meia-vida biológica. Por exemplo, Sr-90, Ra-226 e Pu-239 são radionuclídeos conhecidos como radionuclídeos que procuram ossos. Esses radionuclídeos têm meia-vida biológica longa e são sérios riscos internos. Uma vez depositados no osso, eles permanecem lá essencialmente em quantidade inalterada durante a vida do indivíduo. A ação continuada das partículas alfa emitidas pode causar lesões significativas: durante muitos anos, eles depositam toda a sua energia em um pequeno volume de tecido, porque o alcance das partículas alfa é muito curto.
• Gases nobres . Gases nobres radioativos, como xenon-133 , xenon-135 e   krypton-85, estão presentes no líquido de arrefecimento do reator, especialmente quando há vazamentos de combustível. À medida que aparecem no líquido de arrefecimento, ficam no ar e podem ser inalados. Eles são exalados logo após serem inalados, porque o corpo não reage quimicamente com eles. Se os trabalhadores estiverem trabalhando em uma nuvem de gás nobre, a dose externa que eles receberão será cerca de 1000 vezes maior que a dose interna. Por esse motivo, estamos preocupados apenas com as taxas externas de dose beta e gama.
• Radioiodine . O radioiodo , iodo-131 , é um radioisótopo importante do iodo. O radioiodo desempenha um papel importante como isótopo radioativo presente nos produtos de fissão nuclear e é um dos principais contribuintes para os riscos à saúde quando liberado na atmosfera durante um acidente. O iodo-131 tem uma meia-vida de 8,02 dias. O tecido alvo da exposição ao radioiodo é a glândula tireóide. A dose beta e gama externa do radioiodo presente no ar é bastante insignificante quando comparada à dose comprometida na tireóide que resultaria da respiração desse ar. A meia-vida biológicapara o iodo dentro do corpo humano é de cerca de 80 dias (de acordo com o ICRP). O iodo nos alimentos é absorvido pelo organismo e preferencialmente concentrado na tireóide, onde é necessário para o funcionamento dessa glândula. Quando o ¹³¹ I está presente em altos níveis no ambiente devido a precipitação radioativa, ele pode ser absorvido através de alimentos contaminados e também se acumulará na tireóide. ^{O 131} I decai com uma meia-vida de 8,02 dias com partículas beta e emissões gama. À medida que se deteriora, pode causar danos à tireóide. O principal risco da exposição a altos níveis de ¹³¹ I é a ocorrência casual de câncer de tireóide radiogênico mais tarde na vida. Para ¹³¹ I, o ICRP calculou que se você inalar 1 x 10 ⁶Bq, você receberá uma dose de H _T = 400 mSv na tireóide (e uma dose ponderada de 20 mSv no corpo inteiro).
• Trítio. O trítio é um subproduto dos reatores nucleares . A fonte mais importante (devido à liberação de água tritiada) de trítio em usinas nucleares deriva do ácido bórico , que é comumente usado como calço químicopara compensar um excesso de reatividade inicial. Observe que o trítio emite partículas beta de baixa energia com uma pequena variação nos tecidos do corpo e, portanto, representa um risco à saúde como resultado da exposição interna somente após ingestão de água potável ou comida ou inalação ou absorção pela pele. O trítio tomado no corpo é distribuído uniformemente entre todos os tecidos moles. Segundo o ICRP, um intervalo biológico de trítio é de 10 dias para o HTO e 40 dias para o OBT (trítio ligado organicamente) formado a partir do HTO no corpo dos adultos. Como resultado, para uma ingestão de 1 x 10 ⁹ Bq de trítio (HTO), um indivíduo receberá uma dose de 20 mSv no corpo inteiro (igual à ingestão de 1 x 10 ⁶ Bq de ¹³¹ I). Enquanto para os PWRs o trítio representa um risco menor para a saúde, porreatores de água pesada , contribui significativamente para a dose coletiva de trabalhadores da planta. Observe que “o ar que está saturado com água moderadora a 35 ° C pode fornecer 3.000 mSv / h de trítio a um trabalhador desprotegido (consulte também: JUBurnham. Proteção contra radiação). A melhor proteção contra o trítio pode ser alcançada usando um respirador com fornecimento de ar. Os respiradores de cartucho de trítio protegem os trabalhadores apenas por um fator de 3. A única maneira de reduzir a absorção da pele é usando plásticos. Nas usinas de energia PHWR, os trabalhadores devem usar plásticos para trabalhar em atmosferas que contenham mais de 500 μSv / h.

Respiradores com filtros de ar adequados ou roupas completamente independentes com suprimento de ar próprio podem atenuar os perigos da contaminação transportada pelo ar. A contaminação transportada pelo ar é geralmente medida por instrumentos radiológicos especiais que bombeiam continuamente o ar amostrado através de um filtro. Os instrumentos que fazem isso são chamados de Continuous Air Monitors (CAM). As partículas radioativas no ar são coletadas no filtro, onde a atividade é medida por um detector colocado próximo ao filtro.

O fator de acumulação é um fator de correção que considera a influência da radiação dispersa mais quaisquer partículas secundárias no meio durante os cálculos de blindagem. Se queremos dar conta do acúmulo de radiação secundária, precisamos incluir o fator de acúmulo . O fator de acumulação é então um fator multiplicativo que responde pela resposta aos fótons não colididos, de modo a incluir a contribuição dos fótons dispersos. Assim, o fator de acumulação pode ser obtido como uma razão entre a dose total e a resposta para a dose não coletada.

A fórmula estendida para o cálculo da taxa de dose é:

O padrão ANSI / ANS-6.4.3-1991 de coeficientes de atenuação de raios gama e fatores de acúmulo para materiais de engenharia contém coeficientes de atenuação de raios gama derivados e fatores de acúmulo para materiais e elementos de engenharia selecionados para uso em cálculos de blindagem (ANSI / ANS-6.1 .1, 1991).

Validade da lei exponencial

A lei exponencial sempre descreverá a atenuação da radiação primária pela matéria. Se partículas secundárias são produzidas ou se a radiação primária muda sua energia ou direção, a atenuação efetiva será muito menor. A radiação penetrará mais profundamente na matéria do que a prevista pela lei exponencial. O processo deve ser levado em consideração ao avaliar o efeito da proteção contra radiação.