O que é blindagem de radiação ionizante – Definição

• Limitando o tempo. A quantidade de exposição à radiação depende diretamente (linearmente) do tempo que as pessoas passam perto da fonte de radiação. A dose pode ser reduzida limitando o tempo de exposição .
• Distância. A quantidade de exposição à radiação depende da distância da fonte de radiação. Da mesma forma que o calor do fogo, se você estiver muito próximo, a intensidade da radiação térmica é alta e você pode se queimar. Se você estiver na distância certa, você pode suportar sem problemas e, além disso, é confortável. Se você estiver muito longe da fonte de calor, a insuficiência de calor também poderá prejudicá-lo. Essa analogia, em certo sentido, pode ser aplicada à radiação também de fontes de radiação.
• Blindagem. Finalmente, se a fonte 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 existem muitas situações na proteção contra radiação. Depende muito do tipo de radiação a ser protegida, de sua energia e de muitos outros parâmetros. Por exemplo, até o urânio empobrecido pode ser usado como uma boa proteção contra a radiação gama, mas, por outro lado, o urânio é uma blindagem absolutamente inadequada da radiação de nêutrons .

Blindagem de radiação em usinas nucleares

Geralmente na indústria nuclear, a proteção contra radiação tem muitos propósitos. Nas usinas nucleares, o principal objetivo é reduzir a exposição à radiação para pessoas e funcionários nas proximidades de fontes de radiação. Nas centrais nucleares, a principal fonte de radiação é conclusivamente o reator nuclear e seu núcleo . Os reatores nucleares são geralmente fontes poderosas de todo o espectro de tipos de radiação ionizante . A blindagem usada para esse fim é chamada de blindagem biológica .

Mas esse não é o único objetivo da proteção contra radiação. Os escudos também são usados ​​em alguns reatores para reduzir a intensidade dos raios gama ou nêutrons incidentes no vaso do reator. Essa blindagem contra radiação protege o vaso do reator e suas partes internas (por exemplo, o barril de suporte do núcleo ) do aquecimento excessivo devido à rápida absorção de raios gama pela moderação de nêutrons . Tais escudos são geralmente chamados de  escudos térmicos .

Veja também: Refletor de nêutrons

Um pouco de proteção de radiação estranha é geralmente usado para proteger o material do vaso de pressão do reator (especialmente em  usinas de energia PWR ). Os materiais estruturais dos vasos de pressão e internos do reator são danificados especialmente por nêutrons rápidos . Nêutrons rápidos criam defeitos estruturais, que resultam em fragilização do material do vaso de pressão . Para minimizar o fluxo de nêutrons na parede do vaso, também é possível modificar a estratégia de carregamento do núcleo. Na estratégia de carregamento de entrada de combustível, novos conjuntos de combustível são colocados na periferia do núcleo. Essa configuração causa alta fluência de nêutrons na parede do vaso. Portanto, a estratégia de carregamento de combustível “in-out” (com padrões de carregamento de baixo vazamento – L3P) foi adotado em muitas usinas nucleares. Ao contrário da estratégia de saída, os núcleos de baixo vazamento têm conjuntos de combustível novo na segunda linha, não na periferia do núcleo. A periferia contém combustível com maior consumo de combustível e menor poder relativo e serve como um escudo de radiação muito sofisticado.

Nas usinas nucleares, o problema central é se proteger contra raios gama e nêutrons , porque os intervalos de partículas carregadas (como partículas beta e partículas alfa) na matéria são muito curtos. Por outro lado, devemos lidar com a proteção de todos os tipos de radiação, porque cada reator nuclear é uma fonte significativa de todos os tipos de radiação ionizante.

Cálculo da taxa de dose protegida em sieverts a partir de superfície contaminada

Suponha uma superfície que esteja contaminada por 1,0 Ci de ¹³⁷ Cs . Suponha que esse contaminante possa ser aproximado pela fonte isotrópica pontual que contém 1,0 Ci de ¹³⁷ Cs , que tem uma meia-vida de 30,2 anos . Observe que a relação entre a meia-vida e a quantidade de radionuclídeo necessária para gerar uma atividade de um curie é mostrada abaixo. Essa quantidade de material pode ser calculada usando λ, que é a constante de decaimento de determinado nuclídeo:

Cerca de 94,6% decai por emissão beta em um isômero nuclear metaestável de bário: bário-137m. O pico principal de fótons de Ba-137m é 662 keV . Para esse cálculo, suponha que todos os decaimentos passem por esse canal.

Calcule a taxa de dose primária do fóton , em sieverts por hora (Sv.h ^-1 ), na superfície externa de uma blindagem de chumbo com 5 cm de espessura. Em seguida, calcule as taxas de dose equivalentes e efetivas para dois casos.

1. Suponha que esse campo de radiação externa penetre uniformemente por todo o corpo. Isso significa: Calcule a taxa efetiva de dose para todo o corpo .
2. Suponha que esse campo de radiação externa penetre apenas os pulmões e os outros órgãos estejam completamente protegidos. Isso significa: Calcule a taxa de dose efetiva .

Observe que a taxa de dose primária de fótons negligencia todas as partículas secundárias. Suponha que a distância efetiva da fonte do ponto de dose seja 10 cm . Também devemos assumir que o ponto de dose é um tecido mole, que pode ser razoavelmente simulado pela água e usamos o coeficiente de absorção de energia em massa da água.

Veja também: Atenuação de raios gama

Veja também: Blindagem de raios gama

Solução:

A taxa de dose primária de fótons é atenuada exponencialmente , e a taxa de dose de fótons primários, levando em consideração o escudo, é dada por:

Como pode ser visto, não consideramos o acúmulo de radiação secundária. Se partículas secundárias forem produzidas ou se a radiação primária mudar sua energia ou direção, a atenuação efetiva será muito menor. Essa suposição geralmente subestima a taxa de dose verdadeira, especialmente para blindagens espessas e quando o ponto de dose está próximo à superfície da blindagem, mas essa suposição simplifica todos os cálculos. Nesse caso, a taxa real de dose (com o acúmulo de radiação secundária) será mais de duas vezes maior.

Para calcular a taxa de dose absorvida , precisamos usar a fórmula:

• k = 5,76 x 10 ^-7
• S = 3,7 x 10 ¹⁰ s ^-1
• E = 0,662 MeV
• μ _t / ρ = 0,0326 cm ² / g (os valores estão disponíveis no NIST)
• μ = 1,289 cm ^-1 (os valores estão disponíveis no NIST)
• D = 5 cm
• r = 10 cm

Resultado:

A taxa de dose absorvida resultante em cinza por hora é então:

1) irradiação uniforme

Como o fator de ponderação da radiação para raios gama é igual a um e assumimos o campo de radiação uniforme (o fator de ponderação do tecido também é igual à unidade), podemos calcular diretamente a taxa de dose equivalente e a taxa de dose efetiva (E = H _T ) a partir da taxa de dose absorvida, como:

2) irradiação parcial

Neste caso, assumimos uma irradiação parcial apenas dos pulmões. Assim, temos que utilizar o factor de ponderação de tecido , o que é igual a w _T = 0,12 . O fator de ponderação da radiação para raios gama é igual a um. Como resultado, podemos calcular a taxa de dose efetiva como:

Observe que, se uma parte do corpo (por exemplo, os pulmões) recebe uma dose de radiação, isso representa um risco para um efeito particularmente prejudicial (por exemplo, câncer de pulmão). Se a mesma dose é administrada a outro órgão, isso representa um fator de risco diferente.

Se queremos dar conta do acúmulo de radiação secundária, precisamos incluir o fator de acúmulo. A fórmula estendida para a taxa de dose é então:

Fatores de acúmulo para blindagem de raios gama

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

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

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