Princípios básicos de segurança e proteção radiológica

Princípios básicos de segurança e proteção radiológica

(Parte 1 de 8)

Terceira Edição Revisada

Universidade Federal do Rio Grande do Sul Setembro de 2006

Terceira Edição Revisada

Universidade Federal do Rio Grande do Sul Setembro de 2006

A utilização de energia nuclear, tanto na geração de energia elétrica como em práticas médicas, industriais e de pesquisa, tem como grande oponente, em todo mundo, a opinião pública. As bombas de Hiroshima e Nagasaki, os testes nucleares aéreos e subterrâneos bem como alguns acidentes relativamente graves, ocorridos ao longo dos últimos 50 anos, vêm sendo responsabilizados pela maneira sombria com que o tema nuclear é percebido pela população. Tanto o fato da radiação ionizante não poder ser diretamente detectada pelos cinco sentidos como a falta de conhecimento básico sobre suas propriedades, contribuem para consolidar, cada vez mais, sob a forma de medo, a rejeição ao emprego das radiações ionizantes para fins pacíficos.

Para reverter esse quadro e permitir que a sociedade se beneficie das inúmeras vantagens que a tecnologia nuclear oferece, é preciso colocar na correta perspectiva os reais riscos associados à radiação ionizante bem como transmitir conhecimentos sobre os requisitos de segurança e proteção radiológica a serem adotados de modo a torná-los insignificantes.

Assim, este documento foi elaborado com o objetivo de contribuir, mesmo que modestamente, para o sucesso de um programa de treinamento básico sobre os principais aspectos de segurança e proteção relacionados ao emprego de radiações ionizantes. Seu público alvo são os usuários dessas fontes em ensino e pesquisa, ou seja, professores universitários, pesquisadores bem como alunos de mestrado e de doutorado que constituem os alicerces do avanço científico e tecnológico no Brasil.

Os autores gostariam de agradecer à Comissão Nacional de Energia Nuclear, à Fundação de Amparo à Pesquisa no Rio Grande do Sul e ao Instituto de Física da UFRGS, por terem possibilitado a realização deste projeto de ensino. São merecedores, também, de nossos agradecimentos os Professores Maria Teresinha Xavier da Silva, Henri Ivanov Boudinov e Mara da Silveira Benfato, da UFRGS, pelos pertinentes comentários.

Finalmente, é importante que seja registrado o esmero no trabalho de impressão gráfica do Sr. Waldomiro da Silva Olivo e nossa gratidão à muito querida estagiária do Laboratório de Radiação do Instituto de Física, Luciana Brönstrup Bonanno, pela árdua tarefa de revisão gráfica, formatação e impressão do original deste documento.

Ao longo dos últimos dois anos, foi identificada uma demanda por treinamento nas áreas de segurança e proteção radiológica, direcionado tanto para professores e pesquisadores da Universidade Federal do Rio Grande do Sul e de outras Universidades, como para integrantes da Defesa Civil e do Corpo de Bombeiros do Estado.

Na verdade, os tópicos abordados na primeira edição desta publicação, são igualmente pertinentes ao emprego de materiais radioativos em outras atividades além das de ensino e pesquisa, como, por exemplo, em medicina nuclear ou em aplicações industriais de fontes de radiação ionizante.

De fato, noções sobre tópicos como estrutura da matéria, radiação eletromagnética, radioatividade, interação da radiação com a matéria, efeitos biológicos das radiações ionizantes, princípios de segurança e proteção radiológica, princípios de detecção da radiação, gerência de rejeitos radioativos, transporte de materiais radioativos, bem como ações de resposta a incidentes e acidentes radiológicos são fundamentais para a condução, com segurança, de atividades envolvendo substâncias emissoras de radiação ionizante em diversas áreas de atuação profissional.

Para estender o escopo desta publicação ao treinamento de pessoal que atua em resposta a incêndios envolvendo materiais radioativos, foi acrescentado um capítulo sobre os principais aspectos a serem considerados para definir as ações de resposta a esse tipo de acidente.

Assim, esta segunda edição da publicação “Princípios Básicos de Segurança e Proteção Radiológica em Pesquisa”, revisada e ampliada, passou a receber o título mais genérico “Princípios Básicos de Segurança e Proteção Radiológica”.

Um dos autores (AMX) agradece o apoio financeiro dado pela FAPERGS para a preparação do presente material didático, desenvolvido com o objetivo de estabelecer o conteúdo programático básico de cursos de extensão universitária, cursos esses organizados com o intuito maior de contribuir tanto para o emprego seguro de fontes de radiação ionizante como para a proteção radiológica de profissionais que preparam, usam e manuseiam fontes radioativas em decorrência de seu trabalho.

Ana Maria Xavier, pesquisadora titular da Comissão Nacional de Energia Nuclear, CNEN, completou seu curso de engenharia química na Universidade Federal do Rio de Janeiro, obteve o grau de Mestre em Engenharia Química, M.Sc., na Coordenação dos Programas de Pós Graduação da mesma Universidade, COPPE/UFRJ e o de Ph.D (Doutora em Engenharia) na Universidade de Cambridge, Inglaterra. Após ingressar na CNEN em 1982, realizou cursos e estágios de especialização em engenharia nuclear na França, Alemanha, Inglaterra e Canadá. Vem participando, a partir de 1993, como perita brasileira, em missões no exterior e em diversos grupos de trabalho da Agência Internacional de Energia Atômica, AIEA, em Viena. Atualmente, coordena, pela CNEN, as atividades inseridas no contexto do Acordo de Mútua Cooperação firmado com a Universidade Federal do Rio Grande do Sul. Colabora, também, com o Instituto de Física em suas atividades de pesquisa e extensão no campo das radiações ionizantes e com o Serviço de Proteção Radiológica-UFRGS.

José Tullio Moro é graduado em física pela Universidade Federal do Rio Grande do Sul, possui especialização em física das radiações pela mesma Universidade, tendo sua qualificação como Supervisor de Radioproteção em Centros e Institutos de Pesquisa sido certificada pela CNEN. Participou, como perito, no grupo de trabalho que elaborou o Regulamento Técnico do Ministério da Saúde sobre Diretrizes de Proteção Radiológica em Radiodiagnóstico Médico e Odontológico (Portaria MS 453). Atualmente, coordena os trabalhos do Laboratório de Radiação do Instituto de Física da UFRGS e está empenhando no projeto de implementação do Serviço de Proteção Radiológica da UFRGS, cuja criação em 2001 foi, em grande parte, fruto de seu esforço e dedicação.

Paulo Fernando Heilbron, tecnologista senior da Diretoria de Radioproteção e Segurança da Comissão Nacional de Energia Nuclear, é graduado em engenharia mecânica pela Universidade Federal do Rio de Janeiro, tendo obtido o grau de Mestre em Engenharia Nuclear, M.Sc., bem como o de Doutor em Engenharia Mecânica na Coordenação dos Programas de Pós Graduação em Engenharia, COPPE, da mesma Universidade. Participou de cursos de especialização em engenharia nuclear na Inglaterra e nos Estados Unidos da América. Tem tido atuação marcante, como perito brasileiro, junto à AIEA, nas áreas de segurança nuclear, transporte de materiais radioativos e gerência de rejeitos radiativos, incluindo análise de segurança de repositórios, e, também, como instrutor de cursos promovidos pela Agência na América Latina e Caribe.

iv

PREFÁCIO i PREFÁCIO DA SEGUNDA EDIÇÃO i SOBRE OS AUTORES i

1 FUNDAMENTOS DA FÍSICA1
1.1.2 Átomo e Estrutura do Átomo1

1.1 ESTRUTURA DA MATÉRIA 1 1.1.1 Introdução 1 1.1.3 Número Atômico, Número de Massa,

2
1.1.4 Nuclídeo3
1.1.5 Isótopos3
1.1.6 Isóbaros4
1.1.7 Isótonos4
1.1.8 Elemento4
1.1.9 Equivalência entre Massa e Energia4
1.1.10. Energia de Ligação dos Núcleos5
1.1.1 Estabilidade Nuclear6
1.1.12 Números Quânticos6
1.1.13 Níveis de Energia Nucleares8
1.2 RADIAÇÃO ELETROMAGNÉTICA8
1.3 RADIOATIVIDADE9
1.3.1 Descoberta da Radioatividade9
1.3.2 Tipos de Desintegração Radioativa10
1.3.2.1 Desintegração Alfa (α )10
1.3.2.2 Desintegração Beta1
1.3.2.2.1 Desintegração Beta Negativa ( β- )1
1.3.2.2.2 Desintegração Beta Positiva ( β+)12
1.3.2.2.3 Desintegração por Captura Eletrônica12
1.3.2.2.4 Conversão Interna e Elétron Auger12
1.3.2.3 Desintegração com Emissão Gama ( γ )13
1.3.3 Interação da Radiação com a Matéria13
1.3.3.1 Interação de Partículas Carregadas15

Massa Atômica e Átomo-Grama 1.3.3.2 Interação da Radiação Eletromagnética Ionizante com a Matéria: Efeito Fotoelétrico, Efeito Comptom e Formação de Pares

16
1.3.4 Decaimento Radioativo18

1.3.4.1 Velocidade de Desintegração 19

1.3.4.2 Constante de Desintegração e Meia-Vida20
1.3.4.3 Séries de Desintegração de Isótopos Naturais21
1.3.4.4 Fontes Artificiais de Radiação23
1.3.4.4.1 Radionuclídeos Produzidos em Reatores Nucleares23
23
1.3.4.4.3 Radionuclídeos Produzidos por Fissão Nuclear24

1.3.4.4.2 Radionuclídeos Produzidos em Aceleradores de Partículas

24
1.4 BIBLIOGRAFIA CONSULTADA25
2 EFEITOS BIOLÓGICOS DAS RADIAÇÕESIONIZANTES
27
2.1 INTRODUÇÃO27

1.3.4.4.4 Radionuclídeos Produzidos por Decaimento/Fracionamento

29
2.2.1 Transferência de Energia29
2.2.2 Eficiência Biológica Relativa30
2.3 EFEITOS RADIOQUÍMICOS IMEDIATOS30
2.3.1 Produção de Elétrons Hidratados e Radicais Livres30
2.3.2 Danos Radioinduzidos na Molécula de DNA32

2.2 MECANISMOS DE INTERAÇÃO DAS RADIAÇÕES COM O TECIDO

3
2.4.1 Características Gerais3
2.2.2 Efeitos Estocásticos e Efeitos Determinísticos34
2.5 BIBLIOGRAFIA CONSULTADA37
3 ASPECTOS DE RADIOPROTEÇÃO39
3.1 INTRODUÇÃO39

2.4 EFEITOS BIOLÓGICOS PROVOCADOS PELA RADIAÇÃO IONIZANTE

41
3.2.1 Atividade41
3.2.2 Fluência, φ42

3.2 GRANDEZAS E UNIDADES EMPREGADAS EM RADIOPROTEÇÃO 3.2.3 Exposição X ou Gama 42

3.2.4 Dose Absorvida, D43
3.2.5 Dose Equivalente, H (‘Dose Equivalent’: ICRP-26)4

vi

45

3.2.6 Dose Equivalente, HT (‘Equivalent Dose’: ICRP-60)

3.2.7 Dose Equivalente Efetiva HE (‘Effective Dose Equivalent’: ICRP-26)

47
3.2.8 Dose Efetiva, E (‘Effective Dose’: ICRP-60)48
3.2.9 Kerma, K48
3.3.10 Dose Equivalente Comprometida, HT,5049
3.3.1 Dose Absorvida Comprometida, D(τ)50

3.2.12 Equivalente de Dose Comprometida

50

(Committed Dose Equivalent)

50
3.3.14 Restrição de Dose (Constraint Dose)51
3.3.15 Limite de Incorporação Anual51
3.3.16 Concentração no Ar Derivada51

3.3.13 Dose Equivalente Efetiva Coletiva, SE (Dose Coletiva)

52
3.3.1 Justificação52
3.3.2 Otimização52
3.3.3 Limitação de Dose53
3.3.4 Controle de Exposição5
3.3.4.1 Tempo de Exposição5
3.3.4.2 Distância da Fonte56
3.3.4.3 Blindagem56
3.3.5 Segurança das Fontes de Radiação56
3.3.6 Proteção do Operador57
3.3.7 Treinamento57
3.4 NOÇÕES DE CÁLCULO DE BLINDAGEM58
3.4.1 Radiação Gama58
3.4.2 Raios-X62
3.4.3 Partículas β64
3.4.4 Nêutrons6
3.5 TIPOS DE FONTES E MODOS DE EXPOSIÇÃO70
3.5.1 Fontes Seladas70
3.5.2 Fontes Não Seladas71
3.5.3 Aparelhos de Raios-X e Aceleradores de Elétrons72

3.3 PRINCÍPIOS E FATORES DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA 3.6 IRRADIAÇÃO E CONTAMINAÇÃO 72

3.7 REGRAS BÁSICAS DE RADIOPROTEÇÃO73
3.8 BIBLIOGRAFIA CONSULTADA76
4 INSTRUMENTAÇÃO7
4.1 INTRODUÇÃO7
4.2 TÉCNICAS DE DETECÇÃO7
4.2.1 Ionização de Moléculas de um Gás7
4.2.2 Cintilação79
4.2.3 Diodos Semicondutores80
4.2.4 Temoluminescência80
4.2.5 Formação da Imagem80
4.3 DETECTORES DE RADIAÇÃO82
4.3.1 Detectores a Gás82
4.3.1.1 Câmara de Ionização82
4.3.1.2 Contador Proporcional83
4.3.1.3 Contador Geiger-Mueller83
4.3.2 Detectores à Cintilação84
4.3.3 Detectores com Diodos Semicondutores87
4.3.4 Dosímetros Termoluminescentes8
4.3.5 Filmes Dosimétricos89

vii

89
4.4.1 Eficiência Intrínseca90
4.4.2 Tempo Morto90
4.4.3 Discriminação de Energia91
4.4.4 Outras Considerações92
4.4.4.1 Escolha de Detectores de Radiação92
4.4.4.2 Calibração92
4.5 MÉTODOS DE DETECÇÃO DA RADIAÇÃO94
4.5.1 Monitoração de Área94
4.5.2 Monitoração Individual95
4.5.2.1 Monitoração Individual Externa96
4.5.2.2 Monitoração Individual Interna96

4.4 PROPRIEDADES GERAIS DOS DETECTORES DE RADIAÇÃO 4.6 BIBLIOGRAFIA CONSULTADA 98

5 GERÊNCIA DE REJEITOS RADIOATIVOS9

viii

9

5.1 INTRODUÇÃO

5.2 ELIMINAÇÃO DE REJEITOS RADIATIVOS NO BRASIL 100

5.2.1 Eliminação de Rejeitos Sólidos no Sistema de Coleta de Lixo Urbano 100

5.2.2 Eliminação de Rejeitos Líquidos na Rede de Esgotos Sanitários 100

5.3 REJEITOS RADIOATIVOS ORIUNDOS DE ATIVIDADES DE PESQUISA 102

5.3.1 Líquidos de Cintilação102
5.3.2 Rejeitos Biológicos103
5.3.3 Rejeitos Infectados103

5.4 MINIMIZAÇÃO DA GERAÇÃO DE REJEITOS RADIOATIVOS 104

5.5 PRINCIPAIS ASPECTOS ASSOCIADOS À GERÊNCIA DE REJEITOS RADIOATIVOS 104

5.5.1 Segregação105
5.5.2 Coleta, Acondicionamento e Armazenamento106
5.5.3 Caracterização, Classificação e Identificação107
5.5.4 Armazenamento para Decaimento108
5.5.5 Tratamento, Acondicionamento e Transporte116

5.5.6 Características Principais de alguns Radionuclídeos contidos em Rejeitos Radioativos 117

5.5.7 Taxas de Dose Externa Estimadas para o Manuseio de alguns Radionuclídeos contidos em Rejeitos Radioativos

5.6 BIBLIOGRAFIA CONSULTADA119
RADIOATIVOS

6 TRANSPORTE DE MATERIAIS 121

6.1 INTRODUÇÃO121

6.2 ORGANIZAÇÕES INTERNACIONAIS QUE REGULAMENTAM O TRANSPORTE DE 122

6.2.1 IMO (International Maritime Organization)122

6.2.2 ICAO (International Civil Aviation Organization) e IATA (International Air Transport Association) 122

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