Nick Connor

O contador Geiger , também conhecido como contador Geiger-Mueller , é um dispositivo elétrico que detecta vários tipos de radiação ionizante . Este dispositivo recebeu o nome dos dois físicos que inventaram o contador em 1928. Mueller era aluno de Hans Geiger.  O contador Geiger é amplamente utilizado em aplicações como dosimetria de radiação, proteção radiológica , física experimental e indústria nuclear. Um contador Geiger consiste em um tubo Geiger-Müller (o elemento sensor que detecta a radiação) e a eletrônica de processamento, que exibe o resultado.

O contador Geiger pode detectar radiação ionizante, como partículas alfa  e  beta ,  nêutrons e  raios gama,  usando o efeito de ionização produzido em um tubo Geiger-Müller, que dá nome ao instrumento. A tensão do detector é ajustada para que as condições correspondam à região de Geiger-Mueller .

Detecção de nêutrons usando o contador Geiger

Como os nêutrons são partículas eletricamente neutras, elas estão sujeitas principalmente a fortes forças nucleares, mas não a forças elétricas. Portanto, os nêutrons não são diretamente ionizantes e geralmente precisam ser convertidos em partículas carregadas antes de serem detectados. Geralmente, todo tipo de detector de nêutrons deve estar equipado com conversor (para converter a radiação de nêutrons em radiação detectável comum) e um dos detectores de radiação convencionais (detector de cintilação, detector de gases, detector de semicondutores, etc.).

Não é comum, mas os contadores Geiger também podem ser usados ​​para a detecção de nêutrons. Nesse caso, o tubo Geiger-Mueller deve ter o interior do tubo revestido com boro ou o tubo deve conter trifluoreto de boro (BF ₃ ) ou hélio-3 como gás de enchimento.

Os nêutrons recebidos produzem partículas alfa quando reagem com os átomos de boro no gás detector. A maioria das reações (n, alfa) dos nêutrons térmicos são reações 10B (n, alfa) 7Li acompanhadas por emissão gama de 0,48 MeV .

Além disso, o isótopo boro-10 possui uma alta seção transversal da reação (n, alfa) ao longo de todo o espectro de energia de nêutrons . A partícula alfa causa ionização dentro da câmara e elétrons ejetados causam ionizações secundárias adicionais.

O contador Geiger , também conhecido como contador Geiger-Mueller , é um dispositivo elétrico que detecta vários tipos de radiação ionizante . Este dispositivo recebeu o nome dos dois físicos que inventaram o contador em 1928. Mueller era aluno de Hans Geiger.  O contador Geiger é amplamente utilizado em aplicações como dosimetria de radiação, proteção radiológica , física experimental e indústria nuclear. Um contador Geiger consiste em um tubo Geiger-Müller (o elemento sensor que detecta a radiação) e a eletrônica de processamento, que exibe o resultado.

O contador Geiger pode detectar radiação ionizante, como partículas alfa  e  beta ,  nêutrons e  raios gama,  usando o efeito de ionização produzido em um tubo Geiger-Müller, que dá nome ao instrumento. A tensão do detector é ajustada para que as condições correspondam à região de Geiger-Mueller .

Tubo Geiger de paredes espessas e paredes finas

Tipo sem janelas . Os raios gama têm muito pouco problema em penetrar nas paredes metálicas da câmara. Portanto, os contadores Geiger podem ser usados ​​para detectar radiação gama e raios X (tubos de paredes finas) coletivamente conhecidos como fótons, e para isso o tubo sem janelas é usado.

• Um tubo de parede espessa é usado para detecção de radiação gama acima de energias de cerca de 25 keV, esse tipo geralmente tem uma espessura de parede total de cerca de 1-2 mm de aço cromado.
• Um tubo de paredes finas é usado para fótons de baixa energia (raios X ou raios gama) e partículas beta de alta energia. A transição do projeto de paredes finas para paredes espessas ocorre nos níveis de energia de 300 a 400 keV. Acima desses níveis, são utilizados projetos de paredes espessas e, abaixo desses níveis, o efeito de ionização direta por gás é predominante.

Às vezes, um design de “panqueca” do tubo Geiger-Mueller é preferido. Este detector é um tubo Geiger plano com uma fina janela de mica de uma área maior. Tubos Geiger planos como esse são conhecidos como tubos de “panqueca”. Tais tubos são equipados com uma tela de arame para protegê-los. Esse projeto fornece maior área de detecção e, portanto, maior eficiência para tornar a verificação mais rápida. No entanto, a pressão da atmosfera contra a baixa pressão do gás de enchimento limita o tamanho da janela devido à resistência limitada da membrana da janela.

O contador Geiger , também conhecido como contador Geiger-Mueller , é um dispositivo elétrico que detecta vários tipos de radiação ionizante . Este dispositivo recebeu o nome dos dois físicos que inventaram o contador em 1928. Mueller era aluno de Hans Geiger.  O contador Geiger é amplamente utilizado em aplicações como dosimetria de radiação, proteção radiológica , física experimental e indústria nuclear. Um contador Geiger consiste em um tubo Geiger-Müller (o elemento sensor que detecta a radiação) e a eletrônica de processamento, que exibe o resultado.

O contador Geiger pode detectar radiação ionizante, como partículas alfa  e  beta ,  nêutrons e  raios gama,  usando o efeito de ionização produzido em um tubo Geiger-Müller, que dá nome ao instrumento. A tensão do detector é ajustada para que as condições correspondam à região de Geiger-Mueller .

Janela de extremidade e sem janelas do contador Geiger

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 em medidores gama. Eles são capazes de detectar quase todos os tipos de radiação, mas há pequenas diferenças no tubo Geiger-Mueller. No entanto, o tubo Geiger-Müller produz uma saída de pulso que é da mesma magnitude para toda a radiação detectada; portanto, um contador Geiger com um tubo na janela final não consegue distinguir entre partículas alfa e beta.

Existem dois tipos principais de construção de tubos Geiger :

• Tipo de janela final . Para que partículas alfa e beta sejam detectadas pelos contadores Geiger, elas devem ser fornecidas com uma janela fina . Essa ” janela final ” deve ser fina o suficiente para que as partículas alfa e beta penetrem. No entanto, uma janela de quase qualquer espessura impedirá que uma partícula alfa entre na câmara. A janela é geralmente feita de mica com uma densidade de cerca de 1,5 – 2,0 mg / cm ²para permitir que partículas beta de baixa energia (por exemplo, do carbono 14) entrem no detector. A redução de eficiência para alfa é devida ao efeito de atenuação da janela final, embora a distância da superfície verificada também tenha um efeito significativo, e idealmente uma fonte de radiação alfa deve estar a menos de 10 mm do detector devido à atenuação no ar.
• Tipo sem janelas . Os raios gama têm muito pouco problema em penetrar nas paredes metálicas da câmara. Portanto, os contadores Geiger podem ser usados ​​para detectar radiação gama e raios X (tubos de paredes finas) coletivamente conhecidos como fótons, e para isso o tubo sem janelas é usado.
  • Um tubo de parede espessa é usado para detecção de radiação gama acima de energias de cerca de 25 KeV, esse tipo geralmente tem uma espessura total de parede de cerca de 1-2 mm de aço cromado.
  • Um tubo de paredes finas é usado para fótons de baixa energia (raios X ou raios gama) e partículas beta de alta energia. A transição do projeto de paredes finas para paredes espessas ocorre nos níveis de energia de 300 a 400 keV. Acima desses níveis, são utilizados projetos de paredes espessas e, abaixo desses níveis, o efeito de ionização direta de gás é predominante.

Às vezes, um design de “panqueca” do tubo Geiger-Mueller é preferido. Este detector é um tubo Geiger plano com uma fina janela de mica de uma área maior. Tubos Geiger planos como esse são conhecidos como tubos de “panqueca”. Tais tubos são equipados com uma tela de arame para protegê-los. Esse projeto fornece maior área de detecção e, portanto, maior eficiência para tornar a verificação mais rápida. No entanto, a pressão da atmosfera contra a baixa pressão do gás de enchimento limita o tamanho da janela devido à resistência limitada da membrana da janela.

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 firmemente fixado 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 se tornar transportadas pelo 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 associadas, 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.

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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 .

Tipos de contaminação

Os materiais radioativos podem existir em superfícies ou em volumes de material ou ar, e técnicas especializadas são usadas para medir os níveis de contaminação pela detecção da radiação emitida. Podemos distinguir entre os seguintes tipos de contaminação:

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 firmemente fixado 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 se tornar transportadas pelo 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 associadas, 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.

Contaminação no ar

Esse tipo de contaminação é de particular importância nas usinas nucleares , onde deve ser monitorado. Os contaminantes podem ficar no ar, especialmente durante a remoção da cabeça do reator, 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, porque pode ser inalado. O material particulado transportável levado para o sistema respiratório entrará na corrente sanguínea e será transportado 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 em quantidade essencialmente inalterada durante a vida do indivíduo. A ação continuada das partículas alfa emitidas pode causar lesões significativas: ao longo de 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 da 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 um curto intervalo nos tecidos do corpo e, portanto, representa um risco para a saúde como resultado da exposição interna apenas 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 com 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.

Um contaminante é geralmente referido como constituinte indesejado, substância nociva ou impureza em um local (material, corpo físico, ambiente natural, local de trabalho) onde não se destina ou se deseja que seja. Os contaminantes têm um significado muito mais geral, pois podem ser definidos em disciplinas como química, proteção ambiental, proteção contra radiação ou agricultura.

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 .

Contaminantes Radiadores

A contaminação radioativa consiste em material radioativo, que gera radiação ionizante. É a fonte de radiação, não a própria radiação. Sempre que o material radioativo não estiver em um contêiner de fonte radioativa selado e possa se espalhar para outros objetos, a contaminação radioativa é uma possibilidade. A contaminação radioativa pode ser caracterizada pelos seguintes pontos:

• A contaminação radioativa consiste em material radioativo (contaminantes), que pode ser sólido, líquido ou gasoso. Contaminantes grandes podem ser visíveis, mas você não pode ver a radiação produzida.
• Quando liberados, os contaminantes podem se espalhar pelo ar, pela água ou apenas por contato mecânico.
• Não podemos proteger a contaminação.
• Podemos mitigar a contaminação protegendo a integridade das barreiras (contêiner de origem, revestimento de combustível, vaso do reator , prédio de contenção )
• Como os contaminantes interagem quimicamente, eles podem estar contidos em objetos como o corpo humano.
• Podemos nos livrar da contaminação por muitos processos mecânicos, químicos (descontaminar superfícies) ou biológicos ( meia-vida biológica ).
• É da maior importância, qual material é o contaminante radioativo ( meia-vida , modo de decomposição, energia).

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 .

A contaminação radioativa consiste em material radioativo, que gera radiação ionizante. É a fonte de radiação, não a própria radiação. Sempre que o material radioativo não estiver em um contêiner de fonte radioativa selado e possa se espalhar para outros objetos, a contaminação radioativa é uma possibilidade. A contaminação radioativa pode ser caracterizada pelos seguintes pontos:

• A contaminação radioativa consiste em material radioativo (contaminantes), que pode ser sólido, líquido ou gasoso. Contaminantes grandes podem ser visíveis, mas você não pode ver a radiação produzida.
• Quando liberados, os contaminantes podem se espalhar pelo ar, pela água ou apenas por contato mecânico.
• Não podemos proteger a contaminação.
• Podemos mitigar a contaminação protegendo a integridade das barreiras (contêiner de origem, revestimento de combustível, vaso do reator , prédio de contenção )
• Como os contaminantes interagem quimicamente, eles podem estar contidos em objetos como o corpo humano.
• Podemos nos livrar da contaminação por muitos processos mecânicos, químicos (descontaminar superfícies) ou biológicos ( meia-vida biológica ).
• É da maior importância, qual material é o contaminante radioativo ( meia-vida , modo de decomposição, energia).

A radiação ionizante é formada por partículas de alta energia ( fótons , elétrons , etc. ), que podem penetrar na matéria e ionizar (formar íons pela perda de elétrons), direcionar átomos para formar íons. A exposição à radiação é a consequência da presença próxima à fonte de radiação. A exposição à radiação como quantidade é definida como uma medida da ionização do material devido à radiação ionizante. O perigo de radiação ionizante reside no fato de que a radiação é invisívele não diretamente detectável pelos sentidos humanos. As pessoas não podem ver nem sentir radiação, mas ela deposita energia nas moléculas do corpo. A energia é transferida em pequenas quantidades para cada interação entre radiação e uma molécula e geralmente existem muitas dessas interações. Ao contrário da contaminação radioativa, a radiação pode ser caracterizada pelos seguintes pontos:

• A radiação consiste em partículas de alta energia que podem penetrar na matéria e ionizar (para formar íons pela perda de elétrons) os átomos-alvo. A radiação é invisível e não diretamente detectável pelos sentidos humanos. Deve-se notar que a radiação beta é indiretamente visível devido à radiação cherenkov .
• Ao contrário da contaminação, a radiação não pode ser espalhada por nenhum meio. Viaja através dos materiais até perder sua energia. Podemos proteger a radiação (por exemplo, ao virar a esquina).
• A exposição à ionização não significa necessariamente que o objeto se torne radioativo (exceto a radiação de nêutrons muito rara).
• A radiação pode penetrar barreiras, mas uma barreira suficientemente espessa pode minimizar todos os efeitos.
• Ao contrário dos contaminantes, a radiação não pode interagir quimicamente com a matéria e não pode ser ligada ao corpo.
• Não é importante qual material é a fonte de certa radiação. Apenas o tipo de radiação e energia é importante.

Há uma característica comum: a radiação natural e os contaminantes naturais estão à nossa volta . Dentro, ao redor e acima do mundo em que vivemos. É uma força de energia natural que nos rodeia. É uma parte do nosso mundo natural que está aqui desde o nascimento do nosso planeta. Todas as criaturas vivas, desde o início dos tempos, foram e ainda estão sendo expostas a radiação ionizante . A radiação natural de fundo é a radiação ionizante, originária de uma variedade de fontes naturais. Todas as criaturas vivas, desde o início dos tempos, foram e ainda estão sendo expostas a radiação ionizante. Esta radiação não está associada a nenhuma atividade humana. Existem isótopos radioativos em nossos corpos, casas, ar, água e no solo. Todos nós também estamos expostos à radiação do espaço sideral.

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 pela 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. 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 de ter a chance de se decompor.

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 t _b , 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 for grande em comparação com t _b , a meia-vida efetiva é aproximadamente a mesma que t _b .

Por exemplo, o trítio tem a 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 fins 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.

Dose Efetiva Comprometida

Na proteção contra radiação, a dose comprometida é uma quantidade de dose que mede o risco estocástico à saúde devido à ingestão de material radioativo no corpo humano. A dose confirmada recebe o símbolo E (t) , onde t é o tempo de integração nos anos seguintes à ingestão. A unidade SI de E ( t ) é o sievert (Sv) ou ainda rem (roentgen equivalente man) ainda é comumente usado ( 1 Sv = 100 rem ). A unidade de sievert recebeu o nome do cientista sueco Rolf Sievert, que fez grande parte dos primeiros trabalhos sobre dosimetria em radioterapia.

A dose comprometida permite determinar as consequências biológicas da irradiação causada pelo material radioativo, que está dentro do nosso corpo. Uma dose comprometida de 1 Sv de uma fonte interna representa o mesmo risco efetivo que a mesma quantidade de dose eficaz de 1 Sv aplicada uniformemente ao corpo inteiro a partir de uma fonte externa.

O ICRP define duas quantidades de dose para a dose individual comprometida.

Dose Efetiva Comprometida

De acordo com o ICRP, a dose efetiva comprometida, E (t) é definida como:

“A soma dos produtos do órgão comprometido ou doses equivalentes de tecido e os fatores de ponderação de tecidos apropriados (w _T ), onde t é o tempo de integração nos anos após a ingestão. O período de compromisso é de 50 anos para adultos e 70 anos para crianças. ”

Dose Equivalente Comprometida

De acordo com o ICRP, a dose equivalente comprometida, H _T (t) é definida como:

“A integral do tempo da taxa de dose equivalente em um tecido ou órgão específico que será recebido por um indivíduo após a ingestão de material radioativo no corpo por uma Pessoa de Referência, onde t é o tempo de integração em anos”.

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

Limite anual de consumo – 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).

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

De acordo com o ICRP (publicação 103), o Sistema de Proteção Radiológica é baseado nos três princípios a seguir:

1. Justificação . “Qualquer decisão que altere a situação de exposição à radiação deve fazer mais bem do que mal”.
2. Otimização da proteção . “Todas as doses devem ser mantidas o mais baixo possível, levando em consideração os fatores econômicos e sociais”. (conhecido como ALARA ou ALARP)
3. Limitação de dose . “A dose total para qualquer indivíduo … não deve exceder os limites apropriados.”

Um desses princípios é a otimização da proteção, que exige que:

“Todas as doses devem ser mantidas o mais baixo 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.

ALARA e Blindagem de Radiação

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.

Geralmente, a blindagem dos raios gama é baseada na teoria da atenuação , que usa o conceito de camadas de meio valor. A camada de meio 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 da blindagem contra 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 .

ALARA e ALARP

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 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.

Ao contrário da contaminação , a radiação não pode ser espalhada por nenhum meio. Viaja através dos materiais até perder sua energia. A exposição à ionização não significa necessariamente que o objeto se torne radioativo (exceto radiação de nêutrons muito rara). Para se tornar radioativo, você deve conter algum material radioativo. Em geral, existem duas maneiras, como se tornar radioativo:

• Exposição à radiação de nêutrons . Os nêutrons interagem apenas com os núcleos atômicos e podem ser capturados pelo núcleo alvo. Essa reação é conhecida como captura radiativa e essa reação torna a matéria radioativa. O decaimento radioativo desses radionuclídeos produzidos é específico para cada elemento (nuclídeo). Cada nuclídeo emite os raios gama característicos . Radiação de nêutrons significativa geralmente é encontrada apenas dentro de reatores nucleares. Mas isso não significa que você não pode encontrar nêutrons na vida cotidiana. Nêutrons também são produzidos na atmosfera superior. Os raios cósmicos interagem com os núcleos da atmosfera e também produzem nêutrons de alta energia . Segundo a UNSCEAR, a fluência dos nêutrons é de 0,0123 cm ^-2 s^–1 ao nível do mar para uma latitude geomagnética de 45 N. Com base nisso, a dose anual efetiva de nêutrons ao nível do mar e a 50 graus de latitude é estimada em 0,08 mSv (8 mrem).
• Ingestão de material radioativo. A ingestão de material radioativo pode ocorrer por várias vias, como a ingestão de contaminação radioativa em alimentos ou líquidos. Esse é o princípio por trás do uso médico ( medicina nuclear ) de muitos materiais radioativos, pois auxilia na geração de imagens, diagnóstico e outras áreas. A medicina nuclear utiliza quantidades muito pequenas de materiais radioativos chamados radiotracers , que são tomados internamente, por exemplo, por via intravenosa ou oral. Entre as meias-vidas curtas dos elementos envolvidos e os meios naturais do corpo para descartar muitos elementos radioativos, a radioatividade individual de uma pessoa geralmente dura pouco.

Qual é a resposta? Uma pessoa se torna ‘radioativa’ se partículas de poeira contendo vários radioisótopos pousam na pele ou nas roupas da pessoa. Isso é contaminação. 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. Mas uma pessoa exposta à radiação não se tornará radioativa. As radiações alfa, beta e gama não podem ativar os núcleos alvo, uma vez que interagem principalmente com elétrons atômicos. Portanto, a maioria dos tipos de radiação não pode ativar nenhum material. A radiação viaja através dos materiais até perder sua energia. Depois disso, os materiais permanecem inativos. Embora, como se diz. O corpo humano já é radioativo.

Outro ponto muito importante é 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 variação na dose de radiação de uma pessoa para outra não é tão grande quanto a variação na dose de fontes cósmicas e terrestres. 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,
• 0,12 mSv / ano provém das séries de urânio e tório,
• 12 μSv / ano vem do carbono-40.

Como pode ser visto, o principal colaborador é o potássio-40. A concentração de potássio no corpo humano é estritamente baseada no princípio homeostático. O potássio é mais ou menos distribuído no corpo (especialmente nos tecidos moles) após a ingestão de alimentos. Um homem de 70 kg contém cerca de  126 g  de potássio (0,18%), a maior parte localizada nos músculos. O consumo diário de potássio é de aproximadamente 2,5 gramas. Portanto, a concentração de potássio-40 é quase  estável  em todas as pessoas a um nível de cerca de  55 Bq / kg  (3850 Bq no total), o que corresponde à dose efetiva anual de  0,2 mSv . Além disso, dormir ao lado de alguém também causa uma dose de radiação de cerca de  0,05 µSv.

Veja também: Fonte interna de radiação

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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: translations@nuclear-power.com ou preencha o formulário de tradução on-line. Agradecemos sua ajuda, atualizaremos a tradução o mais rápido possível. Obrigado.