Nick Connor

Quão perigosa é a radiação

A radiação está 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 .

Por exemplo, o potássio-40 é um dos isótopos que contribui para a exposição interna do ser humano. Traços de potássio-40 são encontrados em todo o potássio e é o radioisótopo mais comum no corpo humano . Quantidades mais altas também podem ser encontradas nas bananas . Isso significa que comer bananas deve ser perigoso? Claro que não.

Um dosímetro termoluminescente , abreviado como TLD , é um dosímetro de radiação passiva , que mede a exposição à radiação ionizante medindo a intensidade da luz visível emitida por um cristal sensível no detector quando o cristal é aquecido . A intensidade da luz emitida é medida pelo leitor de DPN e depende da exposição à radiação . Dosímetros termoluminescentesfoi inventado em 1954 pelo professor Farrington Daniels da Universidade de Wisconsin-Madison. Os dosímetros TLD são aplicáveis ​​a situações em que informações em tempo real não são necessárias, mas registros precisos de monitoramento de doses acumuladas são desejados para comparação com medições em campo ou para avaliar o potencial de efeitos à saúde a longo prazo. Na dosimetria, os tipos de crachá de fibra de quartzo e filme estão sendo substituídos por TLDs e EPDs (Electronic Personal Dosimeter).

TLD – Princípio de Operação

A seguinte visão geral básica explica como um TLD funciona :

1. Quando a radiação ionizante passa pelo detector (chip), o chip absorve a radiação e sua estrutura muda levemente.
2. Em materiais termoluminescentes, os elétrons podem alcançar a banda de condução, quando são excitados, por exemplo, por radiação ionizante (isto é, devem obter energia maior que o _intervalo E ). Mas, neste caso, existem defeitos no material ou impurezas são adicionadas para prender elétrons no intervalo da banda e mantê-los lá.
3. Esses elétrons presos representam energia armazenada pelo tempo em que os elétrons são retidos e a quantidade dessa energia depende da exposição à radiação.
4. Para obter a dose recebida, o chip do TLD deve ser aquecido neste leitor de TLD . Os elétrons presos retornam ao estado fundamental e emitem fótons de luz visível. A quantidade de luz emitida em relação à temperatura é chamada de curva de brilho .
5. Após a conclusão da leitura, o TLD é recozido em alta temperatura. Esse processo zera essencialmente o material TL, liberando todos os elétrons presos. O TLD está pronto para reutilização .

Leitor de TLD

Como foi escrito, a energia anteriormente absorvida da radiação eletromagnética ou outra radiação ionizante nesses materiais é reemitida como luz após o aquecimento do material. A intensidade da luz emitida é medida pelo leitor de DPN e depende da exposição à radiação. Um leitor de TLD básico típico contém os seguintes componentes:

• Aquecedor . Aquecedor aumenta a temperatura do material TL
• Tubo fotomultiplicador . O PMT amplifica e mede a saída de luz.
• Medidor / Gravador . O gravador é capaz de exibir e gravar dados.

Para obter a dose recebida, o chip do TLD deve ser aquecido neste leitor de TLD. Os elétrons presos retornam ao estado fundamental e emitem fótons de luz visível. A quantidade de luz emitida em relação à temperatura é chamada de curva de brilho . Esta curva é analisada para determinar a dose. Após a conclusão da leitura, o TLD é recozido em alta temperatura. Esse processo zera essencialmente o material TL, liberando todos os elétrons presos. O TLD está pronto para reutilização. Existem dois tipos de leitores. Leitores automáticos e manuais. O leitor automático de TLD é muito mais complicado do que se poderia esperar.

Vantagens e desvantagens dos TLDs

Vantagens dos TLDs

• Os DPNs podem medir uma gama maior de doses em comparação com os emblemas dos filmes.
• Doses de TLDs podem ser facilmente obtidas.
• Os TLDs podem ser lidos no local em vez de serem enviados para desenvolvimento.
• Os TLDs são facilmente reutilizáveis .

Desvantagens dos TLDs

• Cada dose não pode ser lida mais de uma vez.
• O processo de leitura efetivamente zera o TLD.

Dosímetro Termoluminescente de Nêutrons – TLD de Nêutrons

A dosimetria de nêutrons de pessoal continua sendo um dos problemas no campo da proteção contra radiação, pois nenhum método isolado fornece a combinação de resposta de energia, sensibilidade, características de dependência de orientação e precisão necessárias para atender às necessidades de um dosímetro de pessoal.

Os dosímetros pessoais de nêutrons mais utilizados para fins de proteção contra radiação são os dosímetros termoluminescentes e os albedo . Ambos são baseados neste fenômeno – termoluminescência . Para esse fim, o fluoreto de lítio ( LiF ) como material sensível (chip) é amplamente utilizado. TLD de fluoreto de lítioé usado para exposição a 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 nêutrons, os dosímetros de cristal LiF podem ser enriquecidos em lítio-6 para melhorar a reação nuclear de lítio-6 (n, alfa). A eficiência do detector depende da energia dos nêutrons. Como a interação dos nêutrons com qualquer elemento é altamente dependente da energia, é muito difícil tornar um dosímetro independente da energia dos nêutrons. Para separar nêutrons térmicos e fótons, os dosímetros de LiF são mais utilizados, contendo diferentes porcentagens de lítio-6. Chip LiF enriquecido em lítio-6, que é muito sensível aos nêutrons térmicos e chip LiF contendo muito pouco de lítio-6, que tem uma resposta desprezível a nêutrons.

O princípio dos TLDs de nêutrons é então semelhante ao dos TLDs de radiação gama. No chip LiF, existem impurezas (por exemplo, manganês ou magnésio), que produzem estados de armadilha para elétrons energéticos. A impureza causa armadilhas na rede cristalina onde, após a irradiação (à radiação alfa), 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.

Dosímetro termoluminescente de nêutrons de Albedo

A dosimetria de nêutrons de Albedo baseia-se no efeito da moderação e retroespalhamento dos nêutrons pelo corpo humano. Albedo, a palavra latina para “brancura”, foi definida por Lambert como a fração da luz incidente refletida difusamente por uma superfície. A moderação e a retroespalhamento de nêutrons pelo corpo humano cria um fluxo de nêutrons na superfície do corpo na faixa de energia térmica e intermediária. Esses nêutrons retroespalhados, chamados nêutrons albedo , podem ser detectados por um dosímetro (geralmente um chip LiF TLD ), colocado no corpo, projetado para detectar nêutrons térmicos . Dosímetros de AlbedoVerificou-se que são os únicos dosímetros que podem medir doses devido a nêutrons em toda a gama de energias. Normalmente, dois tipos de fluoreto de lítio são usados ​​para separar doses contribuídas por raios gama e nêutrons. Chip LiF enriquecido em lítio-6, que é muito sensível a nêutrons térmicos e chip LiF contendo muito pouco de lítio-6, que tem uma resposta desprezível a nêutrons.

Medição e monitoramento de doses de radiação

Nos capítulos anteriores, descrevemos a dose equivalente e a dose efetiva . Mas essas doses não são diretamente mensuráveis . Para esse fim, o ICRP introduziu e definiu um conjunto de quantidades operacionais , que podem ser medidas e cujo objetivo é fornecer uma estimativa razoável para as quantidades de proteção. Essas quantidades visam fornecer uma estimativa conservadora do valor das quantidades de proteção relacionadas a uma exposição, evitando subestimação e superestimação demais.

Os links numéricos entre essas quantidades são representados por coeficientes de conversão , definidos para uma pessoa de referência. É muito importante que um conjunto de coeficientes de conversão acordado internacionalmente esteja disponível para uso geral nas práticas de proteção radiológica para exposições ocupacionais e exposições do público. Para o cálculo dos coeficientes de conversão para exposição externa, fantasmas computacionais são usados ​​para avaliação da dose em vários campos de radiação. Para o cálculo dos coeficientes de dose da ingestão de radionuclídeos , são utilizados modelos biokinéticos para radionuclídeos, dados fisiológicos de referência e fantasmas computacionais.

Um conjunto de dados avaliados de coeficientes de conversão para proteção e quantidades operacionais para exposição externa a fóton monoenergético, nêutrons e radiação de elétrons sob condições específicas de irradiação é publicado em relatórios (ICRP, 1996b, ICRU, 1997).

Em geral, o ICRP define quantidades operacionais para monitoramento individual e de área de exposições externas. 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.

As quantidades operacionais para monitoramento individual são:

• Dose equivalente pessoal , H _P (0,07) . O H _P (0,07) dose equivalente é uma quantidade operacional para monitorização individual para a avaliação da dose para a pele e para as mãos e os pés.
• Dose equivalente pessoal , H _p (10) . O H _P (10) de dose equivalente é uma quantidade operacional para monitorização individual para a avaliação da dose eficaz.

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

Limites de dose

Veja também: Limites de dose

Os limites de dose são divididos em dois grupos, o público e os trabalhadores expostos ocupacionalmente. De acordo com o ICRP, a exposição ocupacional refere-se a toda a exposição incorrida pelos trabalhadores no curso de seu trabalho, com exceção da

1. exposições excluídas e exposições de atividades isentas que envolvam radiação ou fontes isentas
2. qualquer exposição médica
3. a radiação natural local normal de fundo.

A tabela a seguir resume os limites de dose para trabalhadores expostos ocupacionalmente e para o público:

De acordo com a recomendação do ICRP em sua declaração sobre reações teciduais de 21 de abril de 2011, o limite de dose equivalente para a lente do olho para exposição ocupacional em situações de exposição planejada foi reduzido de 150 mSv / ano para 20 mSv / ano, em média por períodos definidos de 5 anos, sem dose anual em um único ano superior a 50 mSv.

Os limites da dose efetiva referem- se à soma das doses efetivas relevantes da exposição externa no período especificado e a dose efetiva comprometidada ingestão de radionuclídeos no mesmo período. Para adultos, a dose efetiva comprometida é calculada por um período de 50 anos após a ingestão, enquanto para crianças é calculada para o período de até 70 anos. O limite efetivo da dose para o corpo inteiro de 20 mSv é um valor médio em cinco anos. O limite real é de 100 mSv em 5 anos, e não mais de 50 mSv em um ano. Para esse fim, os empregadores monitoram cuidadosamente a exposição desses indivíduos usando instrumentos chamados dosímetros usados ​​em uma posição do corpo representativa de sua exposição. Na maioria das situações de exposição ocupacional, a dose eficaz, E, pode ser derivada de quantidades operacionais usando a seguinte fórmula:

Sievert – Unidade de Dose Equivalente

Na proteção contra radiação, o sievert é uma unidade derivada de dose equivalente e dose efetiva . O sievert representa o efeito biológico equivalente ao depósito de um joule de energia de raios gama em um quilograma de tecido humano. A unidade de sievert é importante na proteção contra radiação e recebeu o nome do cientista sueco Rolf Sievert, que fez muitos dos primeiros trabalhos sobre dosimetria de radiação em terapia de radiação.

Como foi escrito, o sievert é usado para quantidades de dose de radiação, como dose equivalente e dose efetiva. Dose equivalente (símbolo H _T ) é uma quantidade de dose calculada para órgãos individuais (índice T – tecido). A dose equivalente é baseada na dose absorvida para um órgão, ajustada para levar em conta a eficácia do tipo de radiação . Dose equivalente é dada a símbolo H _t . A unidade SI de H _t é o Sievert (Sv) ou mas REM ( homem equivalente roentgen ) ainda é vulgarmente utilizado ( 1 Sv = 100 REM ).

Exemplos de doses em Sieverts

Devemos notar que a radiação está 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. Nos pontos a seguir, tentamos expressar enormes faixas de exposição à radiação, que podem ser obtidas de várias fontes.

• 0,05 µSv – Dormindo ao lado de alguém
• 0,09 µSv – Morando a 48 quilômetros de uma usina nuclear por um ano
• 0,1 µSv – Comendo uma banana
• 0,3 µSv – Morando a 80 quilômetros de uma usina a carvão por um ano
• 10 µSv – Dose média diária recebida do fundo natural
• 20 µSv – radiografia de tórax
• 40 µSv – Um voo de avião de 5 horas
• 600 µSv – mamografia
• 1 000 µSv – Limite de dose para membros individuais do público, dose efetiva total por ano
• 3 650 µSv – Dose média anual recebida do fundo natural
• 5 800 µSv – tomografia computadorizada do tórax
• 10 000 µSv – Dose média anual recebida do ambiente natural em Ramsar, Irã
• 20 000 µSv – tomografia computadorizada de corpo inteiro
• 175 000 µSv – Dose anual de radiação natural em uma praia de monazita perto de Guarapari, Brasil.
• 5 000 000 µSv – Dose que mata um ser humano com um risco de 50% dentro de 30 dias (LD50 / 30), se a dose for recebida por um período muito curto .

Quão perigosa é a radiação

A radiação está 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 .

Por exemplo, o potássio-40 é um dos isótopos que contribui para a exposição interna do ser humano. Traços de potássio-40 são encontrados em todo o potássio e é o radioisótopo mais comum no corpo humano . Quantidades mais altas também podem ser encontradas nas bananas . Isso significa que comer bananas deve ser perigoso? Claro que não.

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 de 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 da 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.

O dosímetro de filme deve ser usado em uma posição do corpo representativa de sua exposição. Portanto, o crachá geralmente é usado na parte externa da roupa, ao redor do peito ou do tronco para representar a dose para o “corpo inteiro”. Hoje, os crachás de filmes ainda são usados ​​em todo o mundo, usados ​​por pessoas como técnicos em raios X e enfermeiras, que podem ser expostas à radiação. Por outro lado, tem havido uma tendência no uso de outros materiais dosimétricos que são menos dependentes de energia e podem avaliar com mais precisão a dose de radiação. Os dosímetros de filme estão sendo substituídos geralmente por dosímetros termoluminescentes (TLDs), dosímetros baseados em óxido de alumínio e dosímetros pessoais eletrônicos (EPDs).

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.

Medição e monitoramento de doses de radiação

Nos capítulos anteriores, descrevemos a dose equivalente e a dose efetiva . Mas essas doses não são diretamente mensuráveis . Para esse fim, o ICRP introduziu e definiu um conjunto de quantidades operacionais , que podem ser medidas e cujo objetivo é fornecer uma estimativa razoável para as quantidades de proteção. Essas quantidades visam fornecer uma estimativa conservadora do valor das quantidades de proteção relacionadas a uma exposição, evitando subestimação e superestimação demais.

Os links numéricos entre essas quantidades são representados por coeficientes de conversão , definidos para uma pessoa de referência. É muito importante que um conjunto de coeficientes de conversão acordado internacionalmente esteja disponível para uso geral nas práticas de proteção radiológica para exposições ocupacionais e exposições do público. Para o cálculo dos coeficientes de conversão para exposição externa, fantasmas computacionais são usados ​​para avaliação da dose em vários campos de radiação. Para o cálculo dos coeficientes de dose da ingestão de radionuclídeos , são utilizados modelos biokinéticos para radionuclídeos, dados fisiológicos de referência e fantasmas computacionais.

Um conjunto de dados avaliados de coeficientes de conversão para proteção e quantidades operacionais para exposição externa a fóton monoenergético, nêutrons e radiação de elétrons sob condições específicas de irradiação é publicado em relatórios (ICRP, 1996b, ICRU, 1997).

Em geral, o ICRP define quantidades operacionais para monitoramento individual e de área de exposições externas. 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.

As quantidades operacionais para monitoramento individual são:

• Dose equivalente pessoal , H _P (0,07) . O H _P (0,07) dose equivalente é uma quantidade operacional para monitorização individual para a avaliação da dose para a pele e para as mãos e os pés.
• Dose equivalente pessoal , H _p (10) . O H _P (10) de dose equivalente é uma quantidade operacional para monitorização individual para a avaliação da dose eficaz.

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

Limites de dose

Veja também: Limites de dose

Os limites de dose são divididos em dois grupos, o público e os trabalhadores expostos ocupacionalmente. De acordo com o ICRP, a exposição ocupacional refere-se a toda a exposição incorrida pelos trabalhadores no curso de seu trabalho, com exceção da

1. exposições excluídas e exposições de atividades isentas que envolvam radiação ou fontes isentas
2. qualquer exposição médica
3. a radiação natural local normal de fundo.

A tabela a seguir resume os limites de dose para trabalhadores expostos ocupacionalmente e para o público:

De acordo com a recomendação do ICRP em sua declaração sobre reações teciduais de 21 de abril de 2011, o limite de dose equivalente para a lente do olho para exposição ocupacional em situações de exposição planejada foi reduzido de 150 mSv / ano para 20 mSv / ano, em média por períodos definidos de 5 anos, sem dose anual em um único ano superior a 50 mSv.

Os limites da dose efetiva referem- se à soma das doses efetivas relevantes da exposição externa no período especificado e a dose efetiva comprometidada ingestão de radionuclídeos no mesmo período. Para adultos, a dose efetiva comprometida é calculada por um período de 50 anos após a ingestão, enquanto para crianças é calculada para o período de até 70 anos. O limite efetivo da dose para o corpo inteiro de 20 mSv é um valor médio em cinco anos. O limite real é de 100 mSv em 5 anos, e não mais de 50 mSv em um ano. Para esse fim, os empregadores monitoram cuidadosamente a exposição desses indivíduos usando instrumentos chamados dosímetros usados ​​em uma posição do corpo representativa de sua exposição. Na maioria das situações de exposição ocupacional, a dose eficaz, E, pode ser derivada de quantidades operacionais usando a seguinte fórmula:

Sievert – Unidade de Dose Equivalente

Na proteção contra radiação, o sievert é uma unidade derivada de dose equivalente e dose efetiva . O sievert representa o efeito biológico equivalente ao depósito de um joule de energia de raios gama em um quilograma de tecido humano. A unidade de sievert é importante na proteção contra radiação e recebeu o nome do cientista sueco Rolf Sievert, que fez muitos dos primeiros trabalhos sobre dosimetria de radiação em terapia de radiação.

Como foi escrito, o sievert é usado para quantidades de dose de radiação, como dose equivalente e dose efetiva. Dose equivalente (símbolo H _T ) é uma quantidade de dose calculada para órgãos individuais (índice T – tecido). A dose equivalente é baseada na dose absorvida para um órgão, ajustada para levar em conta a eficácia do tipo de radiação . Dose equivalente é dada a símbolo H _t . A unidade SI de H _t é o Sievert (Sv) ou mas REM ( homem equivalente roentgen ) ainda é vulgarmente utilizado ( 1 Sv = 100 REM ).

Exemplos de doses em Sieverts

Devemos notar que a radiação está 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. Nos pontos a seguir, tentamos expressar enormes faixas de exposição à radiação, que podem ser obtidas de várias fontes.

• 0,05 µSv – Dormindo ao lado de alguém
• 0,09 µSv – Morando a 48 quilômetros de uma usina nuclear por um ano
• 0,1 µSv – Comendo uma banana
• 0,3 µSv – Morando a 80 quilômetros de uma usina a carvão por um ano
• 10 µSv – Dose média diária recebida do fundo natural
• 20 µSv – radiografia de tórax
• 40 µSv – Um voo de avião de 5 horas
• 600 µSv – mamografia
• 1 000 µSv – Limite de dose para membros individuais do público, dose efetiva total por ano
• 3 650 µSv – Dose média anual recebida do fundo natural
• 5 800 µSv – tomografia computadorizada do tórax
• 10 000 µSv – Dose média anual recebida do ambiente natural em Ramsar, Irã
• 20 000 µSv – tomografia computadorizada de corpo inteiro
• 175 000 µSv – Dose anual de radiação natural em uma praia de monazita perto de Guarapari, Brasil.
• 5 000 000 µSv – Dose que mata um ser humano com um risco de 50% dentro de 30 dias (LD50 / 30), se a dose for recebida por um período muito curto .

Partículas carregadas pesadas são todos os íons energéticos com massa de uma unidade de massa atômica ou superior, como prótons, partículas alfa (núcleos de hélio) ou fragmentos de fissão . Especialmente o conhecimento da interação de fragmentos de fissão e partículas alfa deve ser bem conhecido na engenharia de reatores nucleares.

Descrição das partículas alfa

Partículas alfa são núcleos energéticos de hélio . A produção de partículas alfa é denominada decaimento alfa. As partículas alfa consistem em dois prótons e dois nêutrons unidos em uma partícula idêntica a um núcleo de hélio. As partículas alfa são relativamente grandes e carregam uma carga positiva dupla. Eles não são muito penetrantes e um pedaço de papel pode detê-los. Eles viajam apenas alguns centímetros, mas depositam todas as suas energias ao longo de seus caminhos curtos. Nos reatores nucleares, eles são produzidos, por exemplo, no combustível (decaimento alfa de núcleos pesados). As partículas alfa são comumente emitidas por todos os  núcleos radioativos pesados ​​que ocorrem na natureza ( urânio, tório ou rádio), bem como os elementos transurânicos (neptúnio, plutônio ou amerício). Partículas alfa especialmente energéticas (exceto núcleos de hélio artificialmente acelerados) são produzidas em um processo nuclear, conhecido como fissão ternária . Nesse processo, o núcleo de urânio é dividido em três partículas carregadas (fragmentos de fissão) em vez das duas normais. O menor dos fragmentos de fissão provavelmente (90% de probabilidade) é uma partícula alfa energética extra.

Descrição dos fragmentos de fissão

Fragmentos de fissão nuclear  são os fragmentos deixados após as fissões do núcleo . Normalmente, quando o núcleo de urânio 235 sofre fissão, o núcleo se divide em dois núcleos menores , juntamente com alguns nêutrons e libera energia na forma de calor ( energia cinética desses fragmentos de fissão ) e raios gama. A média da massa do fragmento é de cerca de 118, mas são encontrados muito poucos fragmentos próximos a essa média. É muito mais provável que se quebre em fragmentos desiguais, e as massas de fragmentos mais prováveis ​​são em torno da massa 95 (Krypton) e 137 (Bário).

A maioria desses fragmentos de fissão é altamente instável (radioativa) e sofre decaimentos radioativos adicionais para se estabilizar . Os fragmentos de fissão interagem fortemente com os átomos ou moléculas circundantes que viajam em alta velocidade, causando a ionização.

A maior parte da energia liberada por uma fissão (~ 160MeV do total ~ 200MeV) aparece como energia cinética dos fragmentos de fissão.

Natureza da interação de partículas carregadas com a matéria

Como a interação eletromagnética se estende por alguma distância, não é necessário que a partícula carregada leve ou pesada faça uma colisão direta com um átomo. Eles podem transferir energia simplesmente passando por perto . Partículas carregadas pesadas , como fragmentos de fissão ou partículas alfa, interagem com a matéria principalmente através de forças de coulomb entre sua carga positiva e a carga negativa dos elétrons dos orbitais atômicos. Por outro lado, a energia interna de um átomo é quantizada , portanto, apenas uma certa quantidade de energia pode ser transferida. Em geral, as partículas carregadas transferem energia principalmente por:

• Excitação.  A partícula carregada pode transferir energia para o átomo, elevando os elétrons para níveis mais altos de energia.
• Ionizacao. A ionização pode ocorrer quando a partícula carregada possui energia suficiente para remover um elétron. Isso resulta na criação de pares de íons na matéria circundante.

A criação de pares requer energia, que é perdida pela energia cinética da partícula carregada, causando a desaceleração . Os íons positivos e elétrons livres criados pela passagem da partícula carregada se reunirão, liberando energia na forma de calor (por exemplo, energia vibracional ou energia rotacional dos átomos). Este é o princípio de como os fragmentos de fissão aquecem o combustível no núcleo do reator. Existem diferenças consideráveis ​​nas formas de perda de energia e dispersão entre a passagem de partículas carregadas de luz, como pósitrons e elétrons, e partículas carregadas pesadas, como fragmentos de fissão, partículas alfa e múons. A maioria dessas diferenças se baseia nas diferentes dinâmicas do processo de colisão. Em geral, quando uma partícula pesada colide com uma partícula muito mais leve (elétrons nos orbitais atômicos), as leis da conservação de energia e momento prevêem que apenas uma pequena fração da energia da partícula maciça pode ser transferida para a partícula menos massiva. A quantidade real de energia transferida depende de quão perto as partículas carregadas passam pelo átomo e também depende das restrições da quantização dos níveis de energia.

A distância necessária para que a partícula descanse é chamada de faixa. A faixa de fragmentos de fissão em sólidos é de apenas alguns mícrons e, portanto, a maior parte da energia da fissão é convertida em calor muito próximo ao ponto de fissão. No caso de gases, o alcance aumenta para alguns centímetros , dependendo dos parâmetros do gás (densidade, tipo de gás, etc.) A trajetória de partículas carregadas pesadas não é muito afetada, porque interage com elétrons atômicos leves. Outras partículas carregadas, como as partículas alfa, se comportam de maneira semelhante com uma exceção – para partículas carregadas mais leves, os intervalos são um pouco mais longos.

Poder de parada – Bethe Formula

Uma variável conveniente que descreve as propriedades de ionização do meio circundante é o poder de parada . O poder de parada linear do material é definido como a razão entre a perda de energia diferencial da partícula dentro do material e o comprimento do caminho diferencial correspondente :

, onde T é a energia cinética da partícula carregada, _non é o número de pares de elétrons-íons formados por unidade de comprimento do caminho, e I denota a energia média necessária para ionizar um átomo no meio. Para partículas carregadas, S aumenta à medida que a velocidade das partículas diminui . A expressão clássica que descreve a perda de energia específica é conhecida como fórmula de Bethe. A fórmula não-relativística foi encontrada por Hans Bethe em 1930. A versão relativística (veja abaixo) também foi encontrada por Hans Bethe em 1932.

Nesta expressão, m é a massa restante do elétron, β é igual a v / c, o que expressa a velocidade da partícula em relação à velocidade da luz, γ é o fator de Lorentz da partícula, Q é igual à sua carga, Z é a número atômico do meio en é a densidade de átomos no volume. Para partículas não relativísticas (partículas carregadas pesadas são principalmente não relativísticas), dT / dx depende de 1 / v ² . Isso pode ser explicado pelo maior tempo que a partícula carregada gasta no campo negativo do elétron, quando a velocidade é baixa.

O poder de parada da maioria dos materiais é muito alto para partículas carregadas pesadas e essas partículas têm faixas muito curtas. Por exemplo, o alcance de uma partícula alfa de 5 MeV é de aproximadamente apenas 0,002 cm em liga de alumínio. A maioria das partículas alfa pode ser parada por uma folha de papel comum ou tecido vivo. Portanto, a blindagem das partículas alfa não representa um problema difícil, mas, por outro lado, os nuclídeos radioativos alfa podem levar a sérios riscos à saúde quando ingeridos ou inalados (contaminação interna).

Específicos dos fragmentos de fissão

A fissão fragmenta três características principais (um pouco diferentes das partículas alfa ou prótons), que influenciam a perda de energia durante a viagem pela matéria.

• Energia inicial alta. Resulta em uma grande taxa efetiva.
• Grande carga efetiva. Os fragmentos de fissão começam com a falta de muitos elétrons; portanto, sua perda específica é maior que a perda específica de alfa, por exemplo.
•  Coleta imediata de elétrons. Resultados em alterações de (-dE / dx) durante a viagem.

Esses recursos resultam na diminuição contínua da carga efetiva transportada pelo fragmento de fissão à medida que o fragmento pára e na diminuição contínua de -dE / dx. A diminuição resultante em -dE / dx (do coletor de elétrons) é maior que o aumento que acompanha uma redução na velocidade. O intervalo do fragmento de fissão típico pode ser aproximadamente metade do de uma partícula alfa de 5 MeV.

Curva de Bragg

A curva de Bragg é típica para partículas carregadas pesadas e descreve a perda de energia da radiação ionizante durante a viagem pela matéria. Para essa curva, é típico o pico de Bragg , que é o resultado da   dependência  de 1 / v ² da potência de parada. Esse pico ocorre porque a seção transversal da interação aumenta imediatamente antes da partícula parar. Na maior parte da pista, a carga permanece inalterada e a perda de energia específica aumenta de acordo com o 1 / v ² . Perto do final da pista, a carga pode ser reduzida através da coleta de elétrons e a curva pode cair.

A curva de Bragg também difere um pouco devido ao efeito de dispersão . Para um determinado material, a faixa será quase a mesma para todas as partículas do mesmo tipo com a mesma energia inicial. Como os detalhes das interações microscópicas sofridas por qualquer partícula específica variam aleatoriamente, uma pequena variação no intervalo pode ser observada. Essa variação é chamada de dispersão e é causada pela natureza estatística do processo de perda de energia, que consiste em um grande número de colisões individuais.

Esse fenômeno, descrito pela curva de Bragg, é explorado na terapia de partículas do câncer, pois permite concentrar a energia de parada no tumor, minimizando o efeito no tecido saudável circundante.

O conhecimento das interações da radiação com a matéria constitui um conhecimento essencial da física moderna. A física moderna é uma ciência experimental e é baseada em experimentos, que fornecem informações importantes para a nossa compreensão da natureza. A maioria dos experimentos nucleares ou de partículas modernos usa uma variedade de sofisticados dispositivos (detectores) para medir e detectar partículas subatômicas . Para ser detectada, uma partícula deve deixar algum vestígio de sua presença em um detector. As partículas depositam principalmente  energia ao longo de seu caminho. O conhecimento dessa interação, como diferentes partículas depositam energia na matéria e quanta energia deposita, é fundamental para a compreensão do problema.Cada tipo de partícula interage de maneira diferente ; portanto, devemos descrever a interação das partículas (radiação como um fluxo dessas partículas) separadamente. Por exemplo, partículas carregadas com altas energias podem ionizar diretamente átomos. Por outro lado, partículas eletricamente neutras interagem apenas indiretamente, mas também podem transferir parte ou todas as suas energias para o assunto. Essa é a principal característica da categorização das fontes de radiação. Eles geralmente são categorizados em dois tipos gerais, da seguinte maneira:

• Partículas carregadas (ionizando diretamente)
  • Partículas beta . As partículas beta são elétrons rápidos ou pósitrons emitidos no decaimento beta nuclear, bem como elétrons energéticos produzidos por qualquer outro processo.
  • Partículas carregadas pesadas . Partículas carregadas pesadas são todos os íons energéticos com massa de uma unidade de massa atômica ou superior, como prótons, partículas alfa (núcleos de hélio) ou fragmentos de fissão .
• Partículas neutras (ionização indireta)
  • Radiação de fótons (radiação eletromagnética). Fótons são partículas / ondas (Dualidade de Partículas de Onda) sem massa de repouso ou carga elétrica. Também a luz visível é a radiação eletromagnética, mas com energias muito mais baixas. A radiação eletromagnética de interesse inclui raios X emitidos no rearranjo de invólucros de elétrons de átomos e raios gama emitidos pelo núcleo.
  • Nêutrons . Os nêutrons podem ser emitidos por fissão nuclear ou pela decomposição de alguns átomos radioativos. Os nêutrons têm carga elétrica zero e não podem causar ionização diretamente.
  • Neutrinos . Os neutrinos são partículas elementares eletricamente neutras, com fraca interação, que possuem seções transversais muito baixas para qualquer interação com a matéria e, portanto, baixas probabilidades de colidir com a matéria.

O projeto de todos os reatores nucleares e outros sistemas nucleares depende fundamentalmente da maneira pela qual a radiação interage com a matéria. Esse conhecimento é muito importante para a compreensão de:

• Moderação de nêutrons . Como os nêutrons desaceleram para as energias térmicas.
• Distribuição de energia . Onde é gerada a energia?
• Medição de potência do reator . Como podemos medir a potência do reator e como podemos controlar a reação em cadeia.
• Blindagem de radiação . Como podemos proteger todos os vários tipos de radiação produzidos no núcleo do reator .

O que é deterioração radioativa

O decaimento nuclear (decaimento radioativo) ocorre quando um átomo instável perde energia emitindo radiação ionizante . O decaimento radioativo é um processo aleatório no nível de átomos únicos, pois, segundo a teoria quântica, é impossível prever quando um átomo em particular decairá. Em outras palavras, um núcleo de um radionuclídeo não tem “memória”. Um núcleo não “envelhece” com o passar do tempo. Assim, a probabilidade de quebra não aumenta com o tempo, mas permanece constante, não importa quanto tempo o núcleo exista. Durante sua decadência imprevisível, esse núcleo instável decompõe-se espontaneamente e aleatoriamenteformar um núcleo diferente (ou um estado de energia diferente – decaimento gama), emitindo radiação na forma de partículas atômicas ou raios de alta energia. Esse decaimento ocorre a uma taxa constante e previsível, denominada meia-vida. Um núcleo estável não sofrerá esse tipo de decaimento e, portanto, não será radioativo.

Existem três modos básicos de decaimento radioativo:

• Decaimento alfa . O decaimento alfa  representa a desintegração de um  núcleo pai  para uma filha através da emissão do núcleo de um átomo de hélio. As partículas alfa consistem em dois prótons e dois nêutrons unidos em uma partícula idêntica a um núcleo de hélio. Devido à sua massa muito grande (mais de 7000 vezes a massa da partícula beta) e à sua carga, ela ioniza material pesado e tem um alcance muito curto .
• Decaimento beta . Decaimento beta  ou  decaimento β  representa a desintegração de um núcleo parental para uma filha através da emissão da partícula beta. As partículas beta são elétrons ou pósitrons de alta energia e alta velocidade emitidos por certos tipos de núcleos radioativos, como o potássio-40. As partículas beta têm maior alcance de penetração do que as partículas alfa, mas ainda muito menos que os raios gama. As partículas beta emitidas são uma forma de radiação ionizante, também conhecida como raios beta. A produção de partículas beta é denominada decaimento beta.
• Decaimento gama . Decaimento gama  ou  decaimento γ  representa a desintegração de um núcleo pai para uma filha através da emissão de  raios gama  (fótons de alta energia). Os raios gama são radiação eletromagnética (fótons de alta energia) de frequência muito alta e de alta energia. Eles são produzidos pela decadência dos núcleos à medida que passam de um estado de alta energia para um estado inferior, conhecido como decaimento gama. A maioria das reações nucleares é acompanhada por emissão gama.

Modos de deterioração importantes adicionais:

• Captura de elétrons . A captura de elétrons  é um processo no qual um núcleo pai captura um de seus elétrons orbitais e emite um neutrino. A captura de elétrons , também conhecida como  decaimento beta inverso,  às vezes é incluída como um tipo de  decaimento beta , porque o processo nuclear básico, mediado pela interação fraca, é o mesmo.
• Conversão interna . A conversão interna  é um processo eletromagnético, pelo qual um estado nuclear excitado decai pela  emissão direta  de um de seus  elétrons atômicos . A conversão interna  compete com  a emissão gama , mas, neste caso, os campos multipolares eletromagnéticos do  núcleo  não resultam na emissão de um raio gama; em vez disso, os campos interagem diretamente com os elétrons atômicos. Ao contrário do  decaimento beta , que é governado por uma  força fraca , o  elétron  é emitido pelo átomo radioativo, mas não pelo núcleo.
• Decaimento de nêutrons . O decaimento de nêutrons é um tipo de decaimento radioativo de núcleos contendo excesso de nêutrons (especialmente produtos de fissão), no qual um nêutron é simplesmente ejetado do núcleo. Esse tipo de radiação desempenha papel fundamental no controle do reator nuclear , porque esses nêutrons são nêutrons atrasados .
• Decaimento de prótons . O decaimento de prótons  é um tipo raro de decaimento radioativo de núcleos contendo excesso de  prótons , no qual um próton é simplesmente ejetado do  núcleo .
• Fissão espontânea . A fissão espontânea (SF) é uma forma de decaimento radioativo que é encontrada apenas em elementos químicos muito pesados.

Natureza da Decadência

Como foi escrito, os núcleos atômicos consistem em prótons e nêutrons, que se atraem através da força nuclear , enquanto os prótons se repelem através da força eletromagnética devido à sua carga positiva. Essas duas forças competem, levando a várias estabilidade dos núcleos. Existem apenas certas combinações de nêutrons e prótons, que formam núcleos estáveis . Os nêutrons estabilizam o núcleo , porque se atraem e prótons, o que ajuda a compensar a repulsão elétrica entre os prótons. Como resultado, à medida que o número de prótons aumenta, é necessária uma proporção crescente de nêutrons para prótons para formar um núcleo estável. Se houver muitos (os nêutrons também obedecem ao princípio de exclusão de Pauli ) ou poucos nêutrons para um determinado número de prótons, o núcleo resultante não é estável e sofre decaimento radioativo . A maioria dos átomos encontrados na natureza é estável e não emite partículas ou energia que mudam de forma ao longo do tempo. Dos 82 primeiros elementos da tabela periódica, 80 têm isótopos considerados estáveis. O tecnécio, o promécio e todos os elementos com um número atômico acima de 82 são instáveis ​​e se decompõem por meio de decomposição radioativa. Isótopos instáveis decaem espontaneamente através de várias vias de decaimento radioativo , mais comumente decaimento alfa, decaimento beta, decaimento gama ou captura de elétrons. Muitos outros tipos raros de deterioração, como fissão espontânea ou emissão de nêutrons, são conhecidos.

A lei de decaimento radioativo é uma lei universal que descreve o comportamento estatístico de um grande número de nuclídeos.

Como foi escrito, o decaimento radioativo é um processo aleatório no nível de átomos únicos, pois, segundo a teoria quântica, é impossível prever quando um determinado átomo decairá. Em outras palavras, um núcleo de um radionuclídeo não tem “memória”. Um núcleo não “envelhece” com o passar do tempo. Assim, a probabilidade de quebra não aumenta com o tempo, mas permanece constante, não importa quanto tempo o núcleo exista. Durante sua decadência imprevisível, esse núcleo instável se decompõe espontaneamente e aleatoriamente para formar um núcleo diferente (ou um estado de energia diferente – decaimento gama), emitindo radiação na forma de partículas atômicas ou raios de alta energia.

Os cálculos do decaimento dos núcleos radioativos são relativamente diretos, devido ao fato de haver apenas uma lei fundamental que governa todo o processo de decaimento.

A lei de decaimento radioativo afirma que a probabilidade por unidade de tempo que um núcleo decairá é uma constante, independente do tempo. Essa constante é chamada constante de decaimento e é denotada por λ, “lambda”. Essa probabilidade constante pode variar muito entre os diferentes tipos de núcleos, levando a muitas taxas diferentes de decaimento observadas. O decaimento radioativo de certo número de átomos (massa) é exponencial no tempo.

Lei de decaimento radioativo: N = Ne- ^λt

A taxa de decaimento nuclear também é medida em termos de meia-vida . A meia-vida é a quantidade de tempo que um determinado isótopo leva para perder metade de sua radioatividade. Se um radioisótopo tiver meia-vida de 14 dias, metade de seus átomos terá decaimento em 14 dias. Em mais 14 dias, metade da metade restante decairá e assim por diante. As meias-vidas variam de milionésimos de segundo para produtos de fissão altamente radioativos a bilhões de anos para materiais de longa duração (como o urânio que ocorre naturalmente). Notar quemeia-vida curta acompanha grandes constantes de decaimento. O material radioativo com meia-vida curta é muito mais radioativo (no momento da produção), mas obviamente perderá sua radioatividade rapidamente. Não importa quanto tempo a meia-vida seja curta ou curta, depois que sete meias-vidas tiverem passado, resta menos de 1% da atividade inicial.

A lei de decaimento radioativo também pode ser derivada para cálculos de atividade ou massa de cálculos de material radioativo:

(Número de núcleos) N = Ne ^-λt     (Atividade) A = Ae ^-λt      (Massa) m = me ^-λt

, onde N (número de partículas) é o número total de partículas na amostra, A (atividade total) é o número de decaimentos por unidade de tempo de uma amostra radioativa, m é a massa do material radioativo restante.

Atividade – Atividade Específica

Uma medida de radioatividade (atividade) é baseada na contagem de desintegrações por segundo . A unidade de atividade do SI é o becquerel (Bq), igual a um segundo recíproco. A atividade depende apenas do número de decaimentos por segundo, não do tipo de decaimento, da energia dos produtos de decaimento ou dos efeitos biológicos da radiação. Pode ser usado para caracterizar a taxa de emissão de radiação ionizante. Atividade específicaé a atividade por quantidade de um radionuclídeo, portanto, atividade específica é definida como a atividade por quantidade de átomos de um determinado radionuclídeo. Geralmente é dado em unidades de Bq / g, mas outra unidade de atividade comumente usada é a curie (Ci), permitindo a definição de atividade específica em Ci / g.

As unidades de atividade (curie e becquerel) também podem ser usadas para caracterizar uma quantidade total de liberações controladas ou acidentais de átomos radioativos .

Unidades de Atividade

• Becquerel . O becquerel é a unidade de radioatividade SI definida em 1974. É nomeado em homenagem a Henri Becquerel, físico francês que descobriu a radioatividade em 1896. Um becquerel (1Bq) é igual a 1 desintegração por segundo .
• Curie . O curie é uma unidade de radioatividade não SIdefinida em 1910. Foi originalmente definida como equivalente ao número de desintegrações pelas quais um grama de rádio-226 sofrerá em um segundo . Atualmente, um curie é definido como 1Ci = 3,7 x 10 ¹⁰ desintegrações por segundo .
• Rutherford . Rutherford (símbolo Rd ) também é uma unidade não SI definida como a atividade de uma quantidade de material radioativo na qual um milhão de núcleos decai por segundo .

Decaimento constante e meia-vida

Nos cálculos de radioatividade, um dos dois parâmetros ( constante de decaimento ou meia-vida ), que caracterizam a taxa de decaimento, deve ser conhecido. Existe uma relação entre a meia-vida (t _1/2 ) e a constante de decaimento λ. O relacionamento pode ser derivado da lei de decaimento, definindo N = ½ N _o . Isto dá:

onde ln 2 (o logaritmo natural de 2) é igual a 0,693. Se a constante de decaimento (λ) for dada, é fácil calcular a meia-vida e vice-versa.

Equações de Bateman

Na física, as equações de Bateman são um conjunto de equações diferenciais de primeira ordem, que descrevem a evolução no tempo das concentrações de nuclídeos em cadeia de decaimento serial ou linear. O modelo foi formulado por Ernest Rutherford em 1905 e a solução analítica para o caso de decaimento radioativo em uma cadeia linear foi fornecida por Harry Bateman em 1910. Este modelo também pode ser usado em códigos de depleção nuclear para resolver problemas de transmutação e decaimento nuclear.

Por exemplo, o ORIGEN é um sistema de código de computador para calcular o acúmulo, deterioração e processamento de materiais radioativos. O ORIGEN usa um método exponencial de matriz para resolver um grande sistema de equações diferenciais ordinárias lineares de primeira ordem acopladas (semelhantes às equações de Bateman ) com coeficientes constantes.

As equações de Bateman para o caso de decaimento radioativo da série n – nuclídeo em cadeia linear que descreve as concentrações de nuclídeo são as seguintes, mostradas na figura.

Exemplo – Lei de Decaimento Radioativo

Uma amostra de material contém 1 micrograma de iodo-131. Observe que o iodo-131 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.

Calcular:

1. O número de átomos de iodo-131 inicialmente presentes.
2. A atividade do iodo-131 nos curies.
3. O número de átomos de iodo-131 que permanecerá em 50 dias.
4. O tempo necessário para a atividade atingir 0,1 mCi.

Solução:

1. O número de átomos de iodo-131 pode ser determinado usando a massa isotópica como abaixo.

N _-131 = m _I-131 . N _A / H _I-131

NI _-131 = (1 μg) x (6,02 × 10 ²³ núcleos / mol) / (130,91 g / mol)

NI _-131 = 4,6 x 10 ¹⁵ núcleos

2. A atividade do iodo-131 em curies pode ser determinada usando sua constante de decaimento :

O iodo-131 tem meia-vida de 8,02 dias (692928 seg) e, portanto, sua constante de decaimento é:

Usando esse valor para a constante de decaimento, podemos determinar a atividade da amostra:

3) e 4) O número de átomos de iodo-131 que permanecerá em 50 dias (N _50d ) e o tempo necessário para a atividade atingir 0,1 mCi podem ser calculados usando a lei de decaimento:

Como pode ser visto, após 50 dias o número de átomos de iodo-131 e, portanto, a atividade será cerca de 75 vezes menor. Após 82 dias, a atividade será aproximadamente 1200 vezes menor. Portanto, o tempo de dez meias-vidas (fator 2 ¹⁰ = 1024) é amplamente utilizado para definir a atividade residual.

A dosimetria de nêutrons é muito específica, uma vez que os nêutrons são partículas eletricamente neutras;  portanto, 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 que possam ser 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.).

Estudos demonstraram que a radiação alfa e nêutron causa maior dano biológico para uma dada deposição de energia por kg de tecido do que a radiação gama. Foi descoberto que os efeitos biológicos de qualquer radiação  aumentam  com a  transferência linear de energia  (LET). Em suma, o dano biológico da radiação de  alta LET  ( partículas alfa ,  prótons  ou  nêutrons ) é muito maior do que o da radiação de  baixa LET  ( raios gama) Isso ocorre porque o tecido vivo pode reparar mais facilmente os danos causados ​​pela radiação que se espalha por uma área grande do que aquela que está concentrada em uma área pequena. Como mais danos biológicos são causados ​​pela mesma dose física (ou seja, a mesma energia depositada por unidade de massa de tecido), um cinza da radiação alfa ou nêutron é mais prejudicial do que um cinza da radiação gama. Este fato de que radiações de diferentes tipos (e energias) produzem efeitos biológicos diferentes para a mesma dose absorvida é descrito em termos de fatores conhecidos como  efetividade biológica relativa  (RBE) e  fator de ponderação de radiação  (w _R ).

Fatores de ponderação por radiação – ICRP

Para radiação de fóton e elétron, o  fator de ponderação de radiação tem o valor 1 independentemente da energia da radiação e para a radiação alfa o valor 20. Para a radiação de nêutrons, o valor depende da energia e atinge de 5 a 20.

Em 2007, o ICRP publicou um  novo conjunto de fatores de ponderação de radiação (ICRP Publ. 103: As Recomendações de 2007 da Comissão Internacional de Proteção Radiológica). Esses fatores são apresentados abaixo.

Como mostrado na tabela, aw _R  de 1 é para todas as radiações de baixa LET, ou seja, raios X e raios gama de todas as energias, bem como elétrons e múons. Uma curva suave, considerada uma aproximação, foi ajustada aos w _R valores como uma função da energia incidente de neutrões. Observe que E _n  é a energia de nêutrons em MeV.

Assim, por exemplo, uma dose absorvida de 1 Gy por partículas alfa levará a uma dose equivalente a 20 Sv, e estima-se que uma dose equivalente de radiação tenha o mesmo efeito biológico que uma quantidade igual de dose absorvida de raios gama, que é dado um fator de ponderação de 1.

Detecção de nêutrons térmicos

Nêutrons térmicos são nêutrons em equilíbrio térmico com um meio ambiente de temperatura 290K (17 ° C ou 62 ° F). A energia mais provável a 17 ° C (62 ° F) para a distribuição Maxwelliana é de 0,025 eV (~ 2 km / s). Essa parte do espectro de energia dos nêutrons constitui a parte mais importante do espectro em reatores térmicos .

Os nêutrons térmicos têm uma seção transversal de absorção de nêutrons eficaz diferente e geralmente muito maior ( fissão ou captura radiativa ) para um determinado nuclídeo do que os nêutrons rápidos.

Em geral, existem muitos princípios de detecção e muitos tipos de detectores. Nos reatores nucleares, os detectores de ionização gasosa são os mais comuns, pois são muito eficientes, confiáveis ​​e cobrem uma ampla gama de fluxos de nêutrons. Vários tipos de detectores de ionização gasosa constituem o chamado  sistema de instrumentação nuclear excore (NIS) . O sistema de instrumentação nuclear excore monitora o nível de potência do reator,  detectando vazamentos de nêutrons  do núcleo do reator.

Detecção de nêutrons usando câmara de ionização

Câmaras de ionização são frequentemente usadas como dispositivo de detecção de partículas carregadas. Por exemplo, se a superfície interna da câmara de ionização for revestida com uma fina camada de boro, a reação (n, alfa) poderá ocorrer. A maioria das reações (n, alfa) dos nêutrons térmicos são reações  10B (n, alfa) 7Li  acompanhadas por 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.

Outro método para detectar nêutrons usando uma câmara de ionização é usar o trifluoreto de boro gasoso   (BF ₃ ) em vez do ar na câmara. Os nêutrons recebidos produzem partículas alfa quando reagem com os átomos de boro no gás detector. Qualquer um dos métodos pode ser usado para detectar nêutrons no reator nuclear. Deve-se notar que os  contadores BF ₃ geralmente são operados na região proporcional.

Detecção de nêutrons rápidos

Nêutrons rápidos são nêutrons de energia cinética maiores que 1 MeV (~ 15.000 km / s). Nos reatores nucleares, esses nêutrons são geralmente chamados de nêutrons de fissão. Os nêutrons de fissão têm uma distribuição de energia de Maxwell-Boltzmann com uma energia média (para fissão de 235U ) 2 MeV. Dentro de um reator nuclear, os nêutrons rápidos são reduzidos às energias térmicas através de um processo chamado moderação de nêutrons . Esses nêutrons também são produzidos por processos nucleares, como fissão nuclear ou reações (ɑ, n).

Em geral, existem muitos princípios de detecção e muitos tipos de detectores. Mas é preciso acrescentar que a detecção de nêutrons rápidos é uma disciplina muito sofisticada, pois a seção transversal dos nêutrons rápidos é muito menor do que na faixa de energia dos nêutrons lentos. Os nêutrons rápidos são frequentemente detectados pela moderação (desaceleração) das energias térmicas. No entanto, durante esse processo, as informações sobre a energia original do nêutron, sua direção de viagem e o tempo de emissão são perdidas.

Recoil de prótons – detectores de recuo

O tipo mais importante de detectores para nêutrons rápidos são aqueles que detectam diretamente partículas de recolhimento , em particular prótons de recolhimento resultantes da dispersão elástica (n, p). De fato, apenas os núcleos de hidrogênio e hélio são leves o suficiente para aplicação prática. Neste último caso, as partículas de recuo são detectadas em um detector. Os nêutrons podem transferir mais energia para os núcleos leves. Este método é apropriado para detectar nêutrons rápidos, permitindo a detecção de nêutrons rápidos sem um moderador . Este método permite que a energia do nêutron seja medida juntamente com a fluência do nêutron, ou seja, o detector pode ser usado como um espectrômetro. Os detectores rápidos de nêutrons típicos são cintiladores líquidos, detectores de gás nobre à base de hélio-4 e detectores de plástico (cintiladores). Por exemplo, o plástico tem um alto teor de hidrogênio, portanto, é útil para detectores rápidos de nêutrons , quando usado como cintilador.

Espectrômetro de esferas Bonner

Existem vários métodos para detectar nêutrons lentos e poucos métodos para detectar nêutrons rápidos. Portanto, uma técnica para medir nêutrons rápidos é convertê-los em
nêutrons lentos e depois medir os nêutrons lentos. Um dos métodos possíveis é baseado nas esferas de Bonner . O método foi descrito pela primeira vez em 1960 por Ewing e Tom W. Bonner e emprega detectores térmicos de nêutrons (geralmente cintiladores inorgânicos como o ⁶ LiI) embutidos em esferas moderadoras de tamanhos diferentes.  As esferas de Bonner têm sido amplamente utilizadas para a medição de espectros de nêutrons com energias de nêutrons variando de térmicas a pelo menos 20 MeV. Um espectrômetro de nêutrons de esfera Bonner (BSS) consiste em um detector de nêutrons térmicos, um conjunto de invólucros esféricos de polietilenoe duas cascas de chumbo opcionais de vários tamanhos. Para detectar nêutrons térmicos, um detector de ³ He ou cintiladores inorgânicos como ⁶ LiI podem ser usados. Os cintiladores LiGlass são muito populares na detecção de nêutrons térmicos. A vantagem dos cintiladores LiGlass é a estabilidade e a grande variedade de tamanhos.

Detecção de nêutrons usando o contador de cintilação

Os contadores de cintilação  são usados ​​para medir a radiação em uma variedade de aplicações, incluindo medidores portáteis de pesquisa de radiação, monitoramento pessoal e ambiental de  contaminação radioativa , imagens médicas, ensaios radiométricos, segurança nuclear e segurança de usinas nucleares. Eles são amplamente utilizados porque podem ser fabricados de maneira barata e com boa eficiência e podem medir a intensidade e a energia da radiação incidente.

Os contadores de cintilação podem ser usados ​​para detectar  radiação alfa ,  beta e  gama . Eles podem ser usados ​​também para a  detecção de nêutrons . Para esses fins, diferentes cintiladores são usados.

• Nêutrons . 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.).  Os nêutrons rápidos  (> 0,5 MeV) dependem principalmente do próton de recuo nas reações (n, p). Materiais ricos em hidrogênio, por exemplo,  cintiladores plásticos, portanto, são mais adequados para sua detecção. Os nêutrons térmicos  dependem de reações nucleares, como as reações (n, γ) ou (n, α), para produzir ionização. Materiais como LiI (Eu) ou silicatos de vidro são, portanto, particularmente adequados para a detecção de nêutrons térmicos. A vantagem dos cintiladores 6LiGlass é a estabilidade e a grande variedade de tamanhos.

Dosímetro Termoluminescente de Nêutrons – TLD de Nêutrons

A  dosimetria de nêutrons de pessoal  continua sendo um dos problemas no campo da proteção contra radiação, pois nenhum método isolado fornece a combinação de resposta de energia, sensibilidade, características de dependência de orientação e precisão necessárias para atender às necessidades de um dosímetro de pessoal.

Os dosímetros pessoais de nêutrons mais utilizados para fins de proteção contra radiação são os  dosímetros termoluminescentes  e os  albedo . Ambos são baseados neste fenômeno –  termoluminescência . Para esse fim, o fluoreto de lítio ( LiF ) como material sensível (chip) é amplamente utilizado. TLD de fluoreto de lítio é usado para exposição a 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 nêutrons, os dosímetros de cristal LiF podem ser enriquecidos em lítio-6 para melhorar a reação nuclear de lítio-6 (n, alfa). A eficiência do detector depende da  energia dos nêutrons. Como a interação dos nêutrons com qualquer elemento é altamente dependente da energia, é muito difícil tornar um dosímetro independente da energia dos nêutrons. Para separar nêutrons térmicos e fótons, os dosímetros de LiF são mais utilizados, contendo diferentes porcentagens de lítio-6. Chip LiF enriquecido em lítio-6, que é muito sensível aos nêutrons térmicos e chip LiF contendo muito pouco de lítio-6, que tem uma resposta desprezível a nêutrons.

O princípio dos TLDs de nêutrons é então semelhante ao dos TLDs de radiação gama. No chip LiF, existem impurezas (por exemplo, manganês ou magnésio), que produzem estados de armadilha para elétrons energéticos. A impureza causa armadilhas na rede cristalina onde, após a irradiação (à radiação alfa), 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.

Dosímetro termoluminescente de nêutrons de Albedo

A dosimetria de nêutrons de Albedo  baseia-se no efeito da moderação e retroespalhamento dos nêutrons pelo corpo humano. Albedo, a palavra latina para “brancura”, foi definida por Lambert como a fração da luz incidente refletida difusamente por uma superfície. A moderação e a retroespalhamento de nêutrons pelo corpo humano cria um fluxo de nêutrons na superfície do corpo na faixa de energia térmica e intermediária. Esses nêutrons retroespalhados, chamados nêutrons  albedo , podem ser detectados por um dosímetro (geralmente um  chip LiF TLD ), colocado no corpo, projetado para  detectar nêutrons térmicos . Dosímetros de Albedo Verificou-se que são os únicos dosímetros que podem medir doses devido a nêutrons em toda a gama de energias. Normalmente, dois tipos de fluoreto de lítio são usados ​​para separar doses contribuídas por raios gama e nêutrons. Chip LiF enriquecido em lítio-6, que é muito sensível a nêutrons térmicos e chip LiF contendo muito pouco de lítio-6, que tem uma resposta desprezível a nêutrons.

A dosimetria de raios-X  é muito específica, porque os fótons de alta energia interagem de maneira diferente com a matéria. Fótons de alta energia podem viajar milhares de pés no ar e podem facilmente passar por vários materiais. Além disso, fótons de alta energia podem ionizar átomos indireta e diretamente (apesar de serem eletricamente neutros) através do efeito fotoelétrico e do efeito Compton . Mas a ionização secundária (indireta) é muito mais significativa.

Detectores de raios X

Os detectores também podem ser classificados de acordo com materiais e métodos sensíveis que podem ser utilizados para fazer uma medição:

• Detectores de ionização gasosa
• Detectores de cintilação
• Detectores de semicondutores

Detecção de raios X usando câmara de ionização

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.

Detecção de raios X usando o contador Geiger

O contador Geiger  pode detectar radiação ionizante, como  partículas alfa  e  beta ,  nêutrons , raios X 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 .

O  alto fator de amplificação  do contador Geiger é a principal vantagem sobre a câmara de ionização. O contador Geiger é, portanto, um dispositivo muito mais sensível do que outras câmaras. É frequentemente usado na detecção de raios gama de baixo nível e partículas beta por esse motivo.

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.

Detecção de raios-X usando o contador de cintilação

Os contadores de cintilação  são usados ​​para medir a radiação em uma variedade de aplicações, incluindo medidores portáteis de pesquisa de radiação, monitoramento pessoal e ambiental de  contaminação radioativa , imagens médicas, ensaios radiométricos, segurança nuclear e segurança de usinas nucleares. Eles são amplamente utilizados porque podem ser fabricados de maneira barata e com boa eficiência e podem medir a intensidade e a energia da radiação incidente.

Os contadores de cintilação podem ser usados ​​para detectar  radiação alfa ,  beta , raios-X e  gama . Eles podem ser usados ​​também para a  detecção de nêutrons . Para esses fins, diferentes cintiladores são usados.

• Raios-X .  Os materiais com alto teor de Z  são mais adequados como cintiladores para a detecção de raios gama. O material de cintilação mais utilizado é o  NaI (Tl)  (iodeto de sódio dopado com tálio). O iodo fornece a maior parte do poder de parada do iodeto de sódio (já que possui um alto Z = 53). Esses cintiladores cristalinos são caracterizados por tempos de alta densidade, alto número atômico e decaimento de pulso de aproximadamente 1 microssegundo (~ 10 ^-6 sec). A cintilação em cristais inorgânicos é tipicamente mais lenta que nos orgânicos. Eles exibem alta eficiência na detecção de raios gama e são capazes de lidar com altas taxas de contagem. Os cristais inorgânicos podem ser cortados em tamanhos pequenos e dispostos em uma configuração de matriz para fornecer sensibilidade à posição. Esse recurso é amplamente utilizado em imagens médicas para detectar raios-X ou raios gama. Cintiladores inorgânicos são melhores na detecção de raios gama e raios-X. Isto é devido à sua alta densidade e número atômico, o que fornece uma alta densidade de elétrons.

Detecção de raios X usando semicondutores – HPGe Detectors

Detectores de germânio de alta pureza  ( detectores HPGe ) são a melhor solução para espectroscopia precisa de  raios gama e raios-x .

Como foi escrito, o estudo e a análise de espectros de raios gama para uso científico e técnico são chamados espectroscopia gama, e os espectrômetros de raios gama são os instrumentos que observam e coletam esses dados. Um espectrômetro de raios gama (GRS) é um dispositivo sofisticado para medir a distribuição de energia da radiação gama. 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 . Se uma  resolução de energia perfeita  for necessária, 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.

Um  dosímetro pessoal eletrônico  é um dosímetro moderno, que pode fornecer uma leitura contínua da  dose cumulativa  e da  taxa de dose atual e pode avisar a pessoa que o usa quando uma  taxa de dose especificada  ou uma  dose cumulativa  é excedida. Os EPDs são especialmente úteis em áreas de altas doses, onde o tempo de permanência do usuário é limitado devido a restrições de dose.

Características dos EPDs

O  dosímetro pessoal eletrônico, EPD,  é capaz de exibir uma  leitura direta  da dose ou taxa de dose detectada em tempo real. Dosímetros eletrônicos podem ser usados ​​como um dosímetro suplementar e também como um dosímetro primário. Os dosímetros passivos e os pessoais eletrônicos são frequentemente usados ​​juntos para se complementarem. Para estimar doses efetivas, os dosímetros devem ser usados ​​em uma posição do corpo representativa de sua exposição, geralmente entre a cintura e o pescoço, na frente do tronco, de frente para a fonte radioativa. Os dosímetros geralmente são usados ​​na parte externa da roupa, ao redor do tórax ou do tronco para representar a dose para o “corpo inteiro”. Dosímetros também podem ser usados ​​nas extremidades ou perto do olho para medir a dose equivalente a esses tecidos.

O dosímetro pode ser redefinido, geralmente após uma leitura para fins de registro e, assim, reutilizado várias vezes. Os EPDs possuem uma tela montada na parte superior para facilitar a leitura quando eles estão presos no bolso do peito. O visor digital fornece informações sobre  dose  e  taxa de dose geralmente em mSv e mSv / h. O EPD possui um  alarme de taxa de dose e um  alarme de dose . Esses alarmes são programáveis. Diferentes alarmes podem ser definidos para diferentes atividades.

Por exemplo:

• alarme de taxa de dose a 100 μSv / h,
• alarme de dose: 100 μSv.

Se um ponto de ajuste de alarme for alcançado, o display relevante piscará junto com uma luz vermelha e será gerado um ruído agudo. Você pode apagar o alarme da taxa de dose recuando para um campo de radiação mais baixo, mas não pode apagar o alarme de dose até chegar a um leitor de EPD. Os EPDs também podem emitir um sinal sonoro por cada 1 ou 10 μSv que registram. Isso fornece uma indicação audível dos campos de radiação. Alguns EPDs possuem recursos de comunicação sem fio. Os EPDs são capazes de medir uma ampla faixa de doses de radiação, desde níveis de rotina (μSv) até níveis de emergência (centenas de mSv ou unidades de Sieverts) com alta precisão, e podem exibir a taxa de exposição e os valores acumulados de exposição. Das tecnologias dos dosímetros, os dosímetros eletrônicos pessoais são geralmente os mais caros, os maiores em tamanho e os mais versáteis.