UNIVERSIDADE DO VALE DO PARAÍBA

Faculdade de Engenharias, Arquitetura e Urbanismo - FEAU

Curso de Engenharia Química

Título do Trabalho: BLINDAGEM DE NÊUTRONS COM POLIETILENO

DE ULTRA ALTO PESO MOLECULAR ADITIVADO COM CARBETO

DE BORO

Aluna: Jéssica de Freitas Cipeli RA: 01111439

Orientadora interna: Ma. Ana Maria Barbosa

Orientador externo: Me. Marlon Antonio Pereira

São José dos Campos 2015

" E nunca considerem seu estudo como uma obrigação, mas sim como uma oportunidade invejável de

aprender, sobre a influência libertadora da beleza no domínio do espírito, para seu prazer pessoal e

para o proveito da comunidade à qual pertencerá o seu trabalho futuro."

Albert Einstein.

RESUMO

No meio aeronáutico o principal componente da radiação cósmica atmosférica que atinge as

aeronaves nas altitudes de vôo são os nêutrons presentes no chuveiro de radiação cósmica

atmosférica. Dessa forma, uma maneira de minimizar a dose de radiação no interior de

aeronaves é a aplicação de blindagens leves e que atenuam significativamente o fluxo de

partículas ionizantes, predominantemente compostas por nêutrons. Um material muito

aplicado em blindagem espacial contra a radiação cósmica é o polietileno (PE), dentre os

polímeros que contém alto teor de hidrogênio, pois não favorecem a geração da radiação

secundária. Além disso, a eficiência do polietileno como blindagem de nêutrons pode ser

significativamente aumentada pela adição de materiais com alta seção de choque para a

absorção de nêutrons térmicos, como o lítio, boro e cádmio, por exemplo. O objetivo deste

trabalho é o estudo preliminar da confecção de blindagens para nêutrons térmicos baseadas

em polietileno com a adição de boro. Neste trabalho foi utilizado como material de adição o

carbeto de boro (B4C), que é caracterizado por uma combinação incomum de propriedades

que resultam em sua utilização em um grande número de aplicações. Os corpos de prova

confeccionados pelo método de compressão a quente resultaram em amostras rígidas e

homogêneas, sendo que a adição do carbeto de boro, não modificou sensivelmente estas

propriedades. A caracterização dos corpos de prova como blindagem de nêutrons, realizada

em experimentos convencionais de transmissão de nêutrons, demonstrou que os corpos de

prova atenderam os requisitos de atenuação e blindagem, representados pelo coeficiente de

atenuação mássico. Os coeficientes mássicos de atenuação de um feixe colimado de nêutrons

térmicos obtidos experimentalmente foram de (0,251 ± 0,020) e (1,22 ± 0,17) cm2/g, para o

polietileno puro e polietileno aditivado com 2% em massa de carbeto de boro,

respectivamente, valores estes consistente com valores teóricos reportados.

Palavra chave: Polietileno. Carbeto de boro. Blindagem à radiação. Nêutrons. Compressão a

quente.

ABSTRACT

In aeronautical means the main component of atmospheric cosmic radiation that hitting the

aircraft in flight altitudes are neutrons present in atmospheric cosmic radiation shower. Thus,

one way to minimize the radiation dose in aircraft is the application of light shielding to

attenuate significantly the flow of ionizing particles predominantly composed by neutrons. A

material widely applied in space shield against cosmic radiation is polyethylene (PE), of

polymers containing high levels of hydrogen as it does not promote the generation of

secondary radiation. Furthermore, the polyethylene efficiency as neutron shielding can be

significantly increased by adding materials with a high cross-section for the absorption of

thermal neutrons, such as lithium, boron or cadmium, for example. This work is the

preliminary study of the making of shields for thermal neutrons based on polyethylene with

the addition of boron. In this work it was used as the filler material boron carbide (B4C),

which is characterized by an unusual combination of properties which result in their use in a

large number of applications. The samples prepared by hot compression method resulting in

rigid and homogeneous samples, with the addition of the boron carbide did not change

significantly these properties. The characterization of the samples as shielding neutrons,

realized in conventional neutron transmission experiments showed that the samples comply

with the attenuation and shielding requirements, represented by the mass attenuation

coefficient. The mass attenuation coefficients of a collimated beam of thermal neutrons

obtained experimentally were (0,251 ± 0,020) and (1,22 ± 0,17) cm2/g, for pure polyethylene

and additived polyethylene with 2% by mass of boron carbide, respectively, these values are

consistent with theoretical values reported.

Keywords: Polyethylene. Boron carbide. Radiation shielding. Neutrons. Hot compression.

SUMÁRIO

1. Introdução.......................................................................................................................5

2. Fundamentação teórica...................................................................................................7

2.1 Interações das radiações ionizantes com a matéria..................................................7

2.2 Grandezas dosimétricas das radiações....................................................................11

2.3 Atenuação de nêutrons e blindagens.......................................................................12

3. Materiais e Métodos......................................................................................................16

3.1 Polietileno de ultra alto peso molecular..................................................................16

3.2 Carbeto de boro.......................................................................................................18

3.3 Confecção dos corpos de prova..............................................................................18

3.4 Experimento de atenuação de nêutrons térmicos....................................................20

4. Resultados e Discuções.................................................................................................24

4.1 Confecção dos corpos de prova.............................................................................24

4.2 Atenuação de nêutrons térmicos............................................................................25

5. Conclusão......................................................................................................................29

Bibliografia...................................................................................................................30

5

1. INTRODUÇÃO

No meio aeronáutico o principal componente da radiação cósmica atmosférica que

atinge as aeronaves nas altitudes de vôo são os nêutrons presentes no chuveiro de radiação

cósmica atmosférica. Dessa forma, uma maneira de minimizar a dose de radiação no interior

de aeronaves é a aplicação de blindagens leves e que atenuam significativamente o fluxo de

partículas ionizantes.

Para utilizar um material como blindagem deve-se levar em consideração certos fatores

como peso, rigidez e a presença de elementos químicos específicos que não gerem radiação

secundária, dentre outros.

Um material muito aplicado em blindagem espacial contra a radiação cósmica é o

polietileno (PE), dentre os polímeros que contém alto teor de hidrogênio, pois não favorecem

a geração da radiação secundária. Este polímero, além de ser um material que possui um alto

teor de hidrogênio, tem na sua composição essencialmente carbono, que é um elemento

estável a reações com nêutrons e de baixa massa atômica, tornando-o muito eficiente como

moderador de nêutrons rápidos, pois, através de choques elásticos e inelásticos dos nêutrons

incidentes com os núcleos de hidrogênio e carbono, os nêutrons perdem continuamente a sua

energia cinética, no processo denominado de moderação. O polietileno é, por isso, um

excelente meio moderador e termalizador, pois leva nêutrons de alta energia até energias

térmicas (E = 3kT/2). Após a moderação os nêutrons permanecem em equilíbrio térmico com

o meio moderador, se difundindo como um gás.

A remoção destes nêutrons se dá pela fuga no meio ou pela absorção. Para uma

blindagem eficiente para nêutrons é desejável maximizar a absorção e minimizar a fuga, de

maneira que o fluxo total de nêutrons transmitido pela blindagem seja mínimo.

Dessa maneira a eficiência do polietileno como blindagem de nêutrons pode ser

significativamente aumentada pela adição de materiais com alta seção de choque para a

absorção de nêutrons térmicos, como o lítio, boro e cádmio, por exemplo [1].

O objetivo deste trabalho é o estudo preliminar da confecção de blindagens para

nêutrons térmicos baseadas em polietileno de ultra alto peso molecular com a adição de boro.

Neste trabalho foi utilizado como material de adição o carbeto de boro (B4C), que é

caracterizado por uma combinação incomum de propriedades que resultam em sua utilização

6

em um grande número de aplicações. O carbeto de boro é um material sintético com ligações

químicas essencialmente covalentes e que tem um alto ponto de fusão, só é sinterizável em

elevada temperatura. Possui excepcional dureza, baixa densidade, resistência à abrasão,

elevada velocidade sônica e boas propriedades mecânicas tendo como principal característica

a alta seção de choque para nêutrons térmicos em aplicações nucleares, pois apresenta os

isótopos 10

B e 11

B nas quantidades de 18,8 e 81,2% em peso, de massa molecular 55,25 g.

Sendo o 10

B cinco vezes mais efetivo como barreira neutrônica para aplicações nucleares que

o boro natural. O isótopo 10

B apresenta seção de choque de absorção de nêutrons térmicos de

3.839 barn [2].

Neste trabalho foi realizada a confecção de corpos de prova para testes de blindagens de

nêutrons com, polietileno de ultra alto peso molecular, PEUAPM, (ou UHMWPE – Ultra

High Molecular Weight Polyethylene) aditivado com carbeto de boro (B4C), moldadas por

compressão a quente.

A eficiência desses corpos de prova como blindagem para nêutrons térmicos foi

avaliada por meio de experimentos de transmissão de nêutrons térmicos no Laboratório de

Radiação Ionizante (LRI) do Instituto de Estudos Avançados.

7

2. FUNDAMENTAÇÃO TEÓRICA

2.1 Interações das radiações ionizantes com a matéria

As radiações ionizantes são caracterizadas por ionizarem o meio que atravessam. De

forma geral, ao interagirem com um material, as radiações ionizantes podem provocar os

seguintes tipos de interações: ionização, excitação atômica e/ou molecular, reação com o

núcleo e produção de radiação secundária de freamento (“bremsstrahlung”) [3].

Na ionização dos átomos, os elétrons são removidos dos átomos pelas radiações,

produzindo elétrons livres, íons positivos ou até mesmo radicais livres (no caso de quebra de

ligações químicas), conforme ilustrado na FIGURA 1.

Figura 1: Ionização de um átomo pela radiação incidente.

Fonte: Tauhata [3].

A excitação atômica ou molecular ocorre quando há a deposição de energia da

radiação ionizante no meio, porque os elétrons dos átomos do material são deslocados de seus

orbitais, mas não se desligam dos respectivos átomos.

Quando estes elétrons retornam aos seus orbitais originais, a energia excedente é

emitida na forma de luz ou mesmo como raios X característicos, conforme ilustrado na

FIGURA 2.

8

Figura 2: Excitação atômica pela radiação.

Fonte: Tauhata [3].

A reação nuclear ou ativação do núcleo ocorre quando a radiação que interage com o

núcleo possui energia superior à energia de ligação dos núcleons, podendo haver reações

nucleares, com a formação de núcleo residual e conseqüente emissão de radiação ionizante

secundária, conforme ilustrado na FIGURA 3. Uma interação de partícula de interesse no

estudo dos efeitos da radiação é a captura de nêutrons térmicos por praticamente todos os

núcleos da tabela periódica. Esta reação não apresenta um limiar de energia já que o nêutron,

não apresentando carga elétrica líquida, penetra facilmente o núcleo. Neste caso há a emissão

de radiação gama de captura e o novo núcleo formado pode ser instável (radioativo).

Neste trabalho utiliza-se o isótopo de massa atômica 10 do Boro que possui uma alta

secção de choque de absorção de nêutrons térmicos, gerando em cada absorção um par do

isótopo 7 do lítio e um núcleo de hélio, que ficam retidos na própria blindagem.

Figura 3: Ativação de um núcleo pela reação nuclear (gama, nêutron) ou (gama, próton).

Fonte: Tauhata [3].

A emissão de radiação de freamento (“Bremsstrahlung”) ocorre quando partículas

carregadas aceleradas (alfas, beta, prótons e elétrons, entre outras) interagem por colisão

9

inelástica e são desviadas de sua trajetória pelo forte campo nuclear dos átomos da matéria e,

com isso, parte de sua energia de movimento é convertida em radiação eletromagnética.

Conhecida também como raios X de freamento. Este é o resultado da interação entre

os campos elétricos da partícula incidente, do núcleo e dos elétrons.

Esta energia é convertida em raios X e sua direção é imprevisível e aleatória, pois

depende do mecanismo e do ângulo de saída da partícula após a interação [3], conforme

ilustrado na FIGURA 4. Para partículas de alta energia, entretanto, ela é preferencialmente

frontal.

Figura 4: Emissão de um raio X por um elétron desviado pelo campo do núcleo.

Fonte: Tauhata [3].

As interações das radiações ionizantes com os materiais dependem das características

das radiações e dos átomos do meio, mas, de maneira geral, as radiações produzem ionização

do meio por mecanismos diretos ou indiretos [3]. Pode-se, então, classificar as radiações

ionizantes da seguinte maneira: radiações diretamente ionizantes e radiações indiretamente

ionizantes, conforme esquematizado na TABELA 1.

Tabela 1: Classificação das radiações ionizantes.

Radiações ionizantes

Indiretamente ionizantes Fótons (radiação gama e raios X)

Nêutrons

Diretamente ionizantes

Partículas carregadas pesadas

(prótons, nêutrons, trítios, alfas e

demais íons)

Partículas carregadas levas

(elétrons e pósitrons)

Fonte: O autor.

10

Nas interações das radiações indiretamente ionizantes com os constituintes do meio

material, os campos eletromagnéticos da radiação incidente atuam interagindo com as

partículas carregadas do meio (no caso dos fótons) ou com a força nuclear forte que age sobre

os prótons e nêutrons dos núcleos atômicos ou sobre os átomos como um todo (no caso dos

nêutrons) [4]. Ambas as radiações interagem em processos com alteração de energia e/ou da

direção da radiação, transferindo sua energia, causando com isso ionizações de forma indireta.

O nêutron é uma partícula subatômica que possui massa ligeiramente superior à do

próton, não possui carga e não interage com a matéria por meio da força coulombiana, que

predomina nos processos de transferência de energia da radiação de partículas carregadas para

a matéria. As principais fontes de nêutrons são reações nucleares, fissões nucleares e

interações da radiação cósmica na alta atmosfera.

Assim como os fótons, os nêutrons são bastante penetrantes, percorrendo grandes

distâncias sem sofrer interações e sem perder energia cinética. A interação dos nêutrons

ocorre por meio da força nuclear forte, que possui curto alcance, participando de diversas

reações nucleares e sofrendo espalhamentos elásticos e inelásticos [4].

Nos choques elásticos com núcleos, parte da energia dos nêutrons é cedida ao núcleo,

frequentemente denominado núcleo de recuo, enquanto que nos choques inelásticos, a energia

interna do núcleo excitado sofre uma mudança, podendo se desexcitar por emissão de

radiação gama. De forma geral, as possibilidades de radiação secundária são formadas pelas

radiações emitidas pelos núcleos formados nas reações e também pelas partículas produzidas

nas reações, como prótons, partículas alfa, nêutrons, entre outros, ou seja, as interações dos

nêutrons com a matéria produz radiações secundárias direta e indiretamente ionizantes. Por

isso o nêutron é classificado como uma radiação indiretamente ionizante.

Nas interações com as radiações diretamente ionizantes, as forças coulombianas agem

entre as cargas da radiação e do meio, com a transferência de sua energia para muitos átomos

ao mesmo tempo. Neste caso a radiação incidente vai perdendo continuamente parte de sua

energia durante o seu trajeto no meio.

11

2.2 – Grandezas Dosimétricas das Radiações

Na área de Física da Radiação, as grandezas são específicas e as unidades são

especiais.

Estas grandezas estão separadas em três principais categorias [4]: Grandezas físicas,

grandezas de proteção radiológica e grandezas operacionais.

As grandezas físicas são grandezas dosimétricas que descrevem os campos de radiação

externos para quantificar a exposição externa de seres humanos à radiação. São elas: a

exposição, a dose absorvida e o kerma.

As grandezas de proteção são grandezas dosimétricas introduzidas para o

estabelecimento de limites de exposição à radiação, porém não podem ser medidas

diretamente com equipamento algum. São a dose equivalente no tecido ou no órgão e a dose

efetiva;

As grandezas operacionais são grandezas dosimétricas para monitoração de área e

monitoração individual, utilizadas para estimar o limite superior dos valores das grandezas de

proteção nos tecidos, órgão ou no corpo como um todo exposto à radiação externamente. É o

equivalente de dose pessoal, equivalente de dose ambiental e equivalente de dose direcional.

Neste trabalho para a caracterização dos materiais de blindagem serão utilizadas

apenas as grandezas físicas, em especial a dose absorvida. Estas grandezas são definidas a

seguir:

A dose absorvida (D) é a grandeza física mais importante em radiobiologia, radiologia

e proteção radiológica. Ela se relaciona com a energia da radiação absorvida. É definida

como:

dm

dED (1)

onde dE é a energia média depositada pela radiação em um volume elementar de massa dm.

12

A unidade do Sistema Internacional (SI) de dose absorvida e o Gray (Gy), que

corresponde a energia de 1 Joule depositado em um quilograma de material irradiado. Uma

unidade antiga, porém ainda hoje bastante utilizada é o rad, o qual corresponde a 100 erg de

energia absorvida por grama de material irradiado, de modo que:

1 rad = 10-2

J.kg-1

ou

1 Gy = 1 J.kg-1

= 100 rad

2.3 Atenuação de nêutrons e blindagens

Numa condição de feixe monoenergético colimado de nêutrons observa-se a mesma

forma de atenuação exponencial para fótons [3,4]:

)exp()( 0 xIxI (2)

onde I0 é a intensidade do feixe incidente, é o coeficiente de atenuação total e x é a

espessura do meio.

Entretanto, devido à possibilidade de múltiplos espalhamentos, para um meio

fortemente moderador, como os materiais hidrogenados num experimento de transmissão, a

intensidade transmitida I poderá ser um pouco maior que o que está previsto nesta lei, quanto

maior for a espessura do material.

O coeficiente é também chamado de seção de choque macroscópica e é dado por:

TN (3)

onde N é o número de núcleos por unidade de volume do meio e é dado por:

13

(4)

onde NA é a constante de Avogadro, ρ é a densidade do material e A é o número de massa do

material.

A seção de choque total σT , também designada como seção de choque microscópica

total, representa a probabilidade de ocorrência de todas as reações de um nêutron com um

núcleo:

rfenceieeT (5)

onde os sub-índices ee, ei, c, en, f e r representam os fenômenos de espalhamento elástico,

espalhamento inelástico, captura, emissão de nêutrons, fissão e outras reações nucleares,

respectivamente.

Para um composto químico a seção de choque do composto é a soma das seções de

choque de cada elemento i do composto multiplicado pela multiplicidade deste elemento no

composto.

n

i

TiiT n1

(6)

onde ni é o número de átomos do elemento i que compõe a molécula do composto e σTi é a

seção de choque microscópica total do elemento i.

Como um elemento químico pode ser composto de vários isótopos, a seção de

choque desse elemento é a soma das seções de choque σTj de cada isótopo multiplicada pela

fração isotópica fj do isótopo.

Tj

nj

j

jTi f

1

(7)

onde fj é a fração isotópica do isótopo j no elemento i.

14

A soma das seções de choque microscópicas de todos os núcleos do alvo por unidade

de volume é denominada como seção de choque macroscópica total, que representa a

probabilidade de ocorrência da primeira colisão por unidade de trajetória do nêutron e é dada

pela seguinte equação:

1

3

2

cmcm

cmN

TT (8)

onde N é o número de núcleos atômicos por unidade de volume [cm3] e σT é a seção de

choque microscópica total [b = 10-24

cm2].

Assim como a seção de choque microscópica, a seção de choque macroscópica total

indica a probabilidade de ocorrência de todos os fenômenos envolvidos:

)()( absorçãoatoespalhamene

T rfenceiee

(9)

Portanto a Equação 2 pode ser reescrita como:

)exp()( 0 TxIxI (10)

onde I0 e I são as intensidades dos feixes de nêutrons incidente e emergente, ∑T é a seção de

choque macroscópica total do material e x é a espessura do material.

O caminho livre médio λ [cm] é definido como a distância média percorrida por um

nêutron no meio material antes de interagir com um núcleo atômico:

15

cmTTxdx

Txdxx

1

)exp(

)exp(

0

0 (11)

Quando os nêutrons incidentes não se encontram em uma condição de colimação

estreita (narrow beam), torna-se conveniente introduzir o conceito de fluxo de nêutrons (Ø)

[cm-2

s-1

]. A taxa de reação R de determinado fenômeno então é definida pelo produto de

fluxo de nêutrons pela seção de choque macroscópica do respectivo fenômeno:

13 scmreaçõesR (12)

Esta expressão pode ser reescrita para conter a dependência da seção de choque com a

energia cinética E dos nêutrons envolvidos.

0

)()( dEEER (13)

16

3. MATERIAIS E MÉTODOS

Neste capítulo são apresentadas as descrições dos materiais utilizados neste trabalho e

o porquê de sua utilização, além dos métodos para fabricação dos corpos de prova e os

equipamentos utilizados.

3.1Polietileno de ultra alto peso molecular

O PEUAPM, produzido a partir do gás eteno ou etileno, é constituído apenas de

carbono e hidrogênio conforme ilustrado na FIGURA 5, em uma longa cadeia simples e

linear de monômeros, o que o torna o polímero com a estrutura mais simples entre todos os

outros, apresenta excelentes propriedades mecânicas e físicas como alta resistência ao

desgaste por abrasão, resistência ao impacto e um baixo coeficiente de fricção, fazendo com

que seja um polímero muito utilizado no mundo [1,5].

Sua elevada massa molar proporciona propriedades únicas, como altíssima resistência

à abrasão e ao impacto, e baixo coeficiente de fricção, tornando-o um material

autolubrificante.

Figura 5: Representações das estruturas químicas do etileno e do polietileno.

Fonte: Pereira [1].

Será utilizado para a confecção dos corpos de prova de PEUAPM, o produto de nome

comercial UTEC 3040, fornecido pela Braskem (Camaçari, BA, Brasil). Este material possui

massa molar média de cerca de 3106 g.mol

-1 [5].

O material foi fornecido na forma de pó, para a confecção de placas por meio de

compressão a quente, uma vez que o polietileno de ultra alto peso molecular (PEUAPM) não

pode ser processado por métodos convencionais, pois possui uma massa molar extremamente

17

elevada o que proporciona uma viscosidade elevada no estado fundido. Só se pode conformar

o PEUAPM por meio de alta temperatura e pressão, como por exemplo, moldagem por

compressão ou extrusão por pistão [5-7].

Para a confecção dos corpos de prova de PEUAPM o método utilizado para a

moldagem por compressão a quente foi adaptado e otimizado a partir de procedimento

disponibilizado pela Braskem [5].

A moldagem das placas de PEUAPM foi realizada em uma prensa hidráulica, da

marca MARCONI com capacidade de 15 toneladas, onde cada tonelada equivale a 35,13

kgf/cm2, e ferramental de moldagem e aquecimento, que se encontra alocada no Laboratório

de Radioquímica da Divisão de Física Aplicada do Instituto de Estudos Avançados conforme

mostrado na FIGURA 6.

Figura 6: Prensa hidráulica utilizada na confecção dos corpos de prova

Fonte: O autor

18

3.2 Carbeto de boro

Dentre os compostos borados, o carbeto de boro é o que apresenta as melhores

propriedades mecânicas: maior dureza, módulo de elasticidade e tenacidade à fratura e a

menor densidade, entretanto possui um alto custo. Admitiu-se, como hipótese ad-hoc, que

este material apresentado na forma de um pó fino, apresentaria excelente capacidade de

mistura no PEUAPM finamente granulado.

O carbeto de boro (B4C) foi, então, selecionado para ser utilizado como aditivo neste

projeto.

Ele se apresenta como um sólido romboédrico ou octaédrico de cor preto brilhante é

um material extremamente duro, sendo o terceiro material mais duro da natureza, próximo ao

diamante industrial e ao nitreto de boro. Sua gravidade específica é 2,51 e seu ponto de fusão

encontra-se na faixa de 2350 ºC a 2455 ºC e o ponto de ebulição aproximadamente nos

3500 ºC [8].

O carbeto de boro (B4C) utilizado como aditivo neste trabalho, é um material

fabricado pela empresa H.C Starck (Berlin, Alemanha) e foi fornecido pela Divisão de

Materiais (AMR) do Instituto de Aeronáutica e Espaço (IAE), pertencente ao Departamento

de Ciência e Tecnologia Aeroespacial (DCTA). Este material possui massa molar de 55,255

g.mol-1

[9].

3.3 Confecção dos corpos de prova

Os corpos de provas de PEUAPM puro foram confeccionados na forma de placas

circulares com o auxílio de um molde cilíndrico em aço inox. Para cada corpo de prova foram

utilizados cerca de 20 g de material [1].

O procedimento utilizado para a confecção das placas consiste nas seguintes etapas:

1. Pesar a quantidade de pó desejada, ou seja, 20,0 g;

2. Colocar o pó no molde;

3. Acertar a quantidade de pó, nivelando-o para diminuir possíveis irregularidades na

espessura do pó;

19

4. Retirar o ar contido no pó (degasagem) aplicando pressão de até 50 kgf.cm-2

(1,4 ton)

durante 3 minutos;

5. Aumentar a pressão até 70 kgf. cm-2

(2,0 ton) por mais 3 minutos;

6. Reduzir a pressão para 30 kgf. cm-2

(1,0 ton);

7. Ainda sob a pressão de 30 kgf. cm-2

(1,0 ton), iniciar o aquecimento do molde até a

temperatura de 220 ºC.

8. Manter o molde aquecido a 220 ºC por 3 minutos. Este é o tempo necessário para a fusão

total do pó no molde. A contagem só começa após os dois termostatos da prensa alcançarem a

temperatura desejada;

9. Cessar o aquecimento, iniciando o resfriamento natural do molde, mantendo a pressão de

30 kgf. cm-2

(1,0 ton);

10. Quando a temperatura baixar até 150 ºC, aumentar a pressão para 70 kgf. cm-2

e mantê-la

até retornar a temperatura ambiente. A pressão só deve ser aumentada quando os dois

termostatos atingirem a temperatura desejada.

Os corpos de prova de PEUAPM puro obtidos por meio deste trabalho são placas

circulares de 65 mm de diâmetro e aproximadamente 6,5 mm de espessura, o resultado pode

ser visto na FIGURA 7.

Figura 7: Foto da placa de PEUAPM no molde de aço inox após a compressão a quente.

Fonte: O autor

20

Os corpos de prova de PEUAPM aditivados com B4C foram confeccionados na

concentração de 2 % em massa de B4C.

O B4C foi adicionado ao PEUAPM e a mistura dos pós foi homogeneizada a seco

antes de ser adicionada ao molde, FIGURA 8.

Figura 8: Foto da mistura do PEUAPM e de 2% de B4C homogeneizados a seco.

Fonte: O autor

As demais etapas da moldagem seguiram o mesmo método anteriormente descrito

para o PEUAPM puro.

3.4 Experimento de atenuação de nêutrons térmicos

Os nêutrons térmicos foram produzidos por oito fontes de 241

Am-Be, de 100 mCi cada

uma, em um arranjo onde foram introduzidas em um bloco constituído de placas de

polietileno com paredes de 6 cm de espessura. Esse bloco foi totalmente revestido por uma

capa de cádmio de 0,5 mm de espessura, contendo em uma das faces um orifício de 4 cm de

diâmetro para a passagem dos nêutrons térmicos.

Um contador proporcional de 3He, utilizado para detectar nêutrons térmicos, foi

posicionado no eixo central de um recipiente cilíndrico de cádmio de paredes de 1 mm de

21

espessura de diâmetro de 11 cm e altura de 20 cm. Este recipiente também possui um orifício

de 4 cm de diâmetro na parte central da face curva para permitir a entrada de nêutrons

térmicos na direção do tubo detector situado no seu eixo central.

Os orifícios do recipiente das fontes e do detector são alinhados frente a frente e

distanciados 14 cm um do outro. As amostras de PEUAPM puro e aditivados com carbeto de

boro foram posicionadas entre estes orifícios e com os seus centros alinhados aos centros dos

mesmos. A cada irradiação era acrescido uma placa de forma a se obter a transmissão de

nêutrons para variadas espessuras das amostras.

É possível visualizar um esquema do arranjo de transmissão de nêutrons térmicos

utilizado neste trabalho na FIGURA 9 e 10.

Figura 9: Esquematização do arranjo experimental de transmissão de nêutrons térmicos.

Fonte: Pereira [10].

22

Figura 10: Foto do arranjo experimental de transmissão de nêutrons térmicos.

Fonte: O autor

Em cada irradiação é feita a contagem de nêutrons térmicos pelo detector de 3He, com

o obturador de cádmio aberto. Nestas contagens, para discriminar as contagens devidas a

nêutrons térmicos de outras contagens de fundo, devidas à radiação gama do meio ambiente,

estas contagens são armazenadas na forma de um espectro de amplitude. A aquisição do

espectro de amplitude de pulso em cada irradiação foi realizada através de uma placa

multicanal da ORTEC gerenciada pelo aplicativo Maestro (EG&G Ortec, USA) instalados em

um computador do Laboratório de Radiação Ionizante do IEAv (LRI/IEAv).

Além do fundo de radiação natural, nestas contagens estão presentes também nêutrons

rápidos que escapam do arranjo fonte-moderador, são espalhados no ambiente e atingem o

detector sem serem transmitidos através dos corpos de prova, as quais, por isso, constituem

um fundo indesejável de contagens.

A subtração das contagens de nêutrons rápidos que escapam do sistema

fonte/termalizador é feita através de irradiações com o orifício do recipiente do detector

coberto por uma placa de cádmio e é feita para cada espessura das amostras irradiadas.

A atenuação do fluxo térmico para cada espessura das amostras foi calculada pela

razão entre as taxa de contagem líquidas (contagem sem obturador de cádmio menos

23

contagens com o obturador de cádmio) correspondente ao fluxo térmico transmitido para cada

espessura da amostra I(x) e a taxa de contagem líquida sem as amostras I0. Admitindo-se uma

atenuação exponencial, descrita na equação 1 a seguir:

)exp()( 0 xIxI (1)

onde µ é o coeficiente de atenuação mássico total para nêutrons térmicos, quando x for

expresso em unidades de gramas por centímetro quadrado.

O valor experimental deste coeficiente pode, então, ser obtido a partir do ajuste da

equação 1 aos dados experimentais.

Por outro lado, o valor deste coeficiente é calculado a partir dos valores das seções de

choque totais para nêutrons térmicos dos constituintes das amostras. Dessa forma, os valores

experimentais e os calculados podem então ser comparados, servindo como um indicador das

propriedades de blindagem dos materiais constituintes das amostras para nêutrons térmicos

[10].

24

4. RESULTADOS E DISCUSSÃO

Neste tópico são apresentados os dados obtidos durante a parte experimental do

trabalho onde foram empregadas fórmulas e cálculos geométricos para comparação à dados e

cálculos teóricos.

4.1 Confecção dos corpos de prova

Foi realizada a pesagem das placas de PEUAPM puras e aditivadas com o B4C em

balança analítica e o volume foi determinado por cálculo geométrico, uma vez que as suas

dimensões foram medidas com o uso de um paquímetro e a sua forma simétrica permitiu um

cálculo simples. A densidade dos corpos de prova foi determinada pelo cálculo da razão entre

o volume e a massa de cada um deles conforme mostradas nas TABELAS 2 e 3.

Tabela 2: Valores das pesagens e espessuras das placas de PEUAPM puras.

Placas

nº Massa

(g)

Espessura

(cm)

Densidade

(g/cm2)

PE0-1 20,0138 ± 0,0005 0,6475 ± 0,0096 0,931 ± 0,027

PE0-2 20,0216 ± 0,0005 0,6450 ± 0,0058 0,935 ± 0,025

PE0-3 20,0227 ± 0,0005 0,6500 ± 0,0115 0,928 ± 0,029

PE0-4 20,0291 ± 0,0005 0,6475 ± 0,0050 0,932 ± 0,024

PE0-5 20,0439 ± 0,0005 0,6450 ± 0,0058 0,936 ± 0,025

PE0-6 20,0850 ± 0,0005 0,6425 ± 0,0050 0,942 ± 0,025

PE0-7 20,0579 ± 0,0005 0,6450 ± 0,0100 0,937 ± 0,028

PE0-8 20,0406 ± 0,0005 0,6450 ± 0,0100 0,936 ± 0,028

PE0-9 20,0412 ± 0,0005 0,6425 ± 0,0050 0,940 ± 0,025

PE0-10 20,0737 ± 0,0005 0,6450 ± 0,0058 0,938 ± 0,025

PE0-11 20,0882 ± 0,0005 0,6425 ± 0,0050 0,942 ± 0,025

PE0-12 20,0773 ± 0,0005 0,6450 ± 0,0058 0,938 ± 0,025

Fonte: O autor

25

Tabela 3: Valores das pesagens e espessuras das placas de PEUAPM aditivadas com B4C.

Placas

nº

Massa

(g)

Espessura

(mm)

Densidade

(g/cm2)

PE2-1 20,0725 ± 0,0005 0,6425 ± 0,0050 0,941 ± 0,025

PE2-2 20,0487 ± 0,0005 0,6425 ± 0,0126 0,940 ± 0,030

PE2-3 20,0702 ± 0,0005 0,6375 ± 0,0050 0,949 ± 0,025

PE2-4 20,1049 ± 0,0005 0,6375 ± 0,0050 0,950 ± 0,025

PE2-5 20,0745 ± 0,0005 0,6400 ± 0,0082 0,945 ± 0,027

PE2-6 20,1022 ± 0,0005 0,6450 ± 0,0058 0,939 ± 0,025

PE2-7 20,0765 ± 0,0005 0,6450 ± 0,0058 0,938 ± 0,025

PE2-8 20,0380 ± 0,0005 0,6350 ± 0,0058 0,951 ± 0,025

PE2-9 20,0673 ± 0,0005 0,6350 ± 0,0058 0,952 ± 0,025

PE2-10 20,1133 ± 0,0005 0,6350 ± 0,0100 0,955 ± 0,028

PE2-11 20,0864 ± 0,0005 0,6400 ± 0,0082 0,946 ± 0,027

PE2-12 20,1148 ± 0,0005 0,6450 ± 0,0100 0,940 ± 0,028

Fonte: O autor

4.2 Atenuação de nêutrons térmicos

Nas TABELAS 4 e 5 são apresentadas as taxas líquidas de contagem de nêutrons

térmicos transmitidos através dos corpos de prova de PEUAPM puro e de PEUAPM aditivado

com 2% de B4C, respectivamente, selecionados para este experimento, em função da

espessura. As espessuras foram expressas na unidade g/cm2, o que corresponde ao produto da

espessura (em cm) pela densidade (em g/cm3). Isto permite que o resultado do coeficiente de

atenuação mássico (em cm2/g) possa ser extraído diretamente do ajuste dos dados

experimentais e comparado com os valores calculados teoricamente.

Aos dados experimentais constantes nas tabelas 4 e 5, foi ajustada a equação 1, por

meio do aplicativo ORIGIN, obtendo-se os valores dos coeficientes de atenuação mássico

experimentais. As curvas ajustadas são mostradas nas FIGURAS 11 e 12, onde o coeficiente

a indicado na figura corresponde ao parâmetro µ da equação (1) e a constante b corresponde

ao parâmetro I0 desta mesma equação. Os valores experimentais do parâmetro µ (coeficiente

de atenuação mássico) são apresentados na TABELA 6, em comparação com os valores

calculados teoricamente.

26

Tabela 4: Taxa de contagem de nêutrons transmitidos através do PEUAPM puro.

Fonte Espessura

[g.cm-2

]

Taxa de Contagem

[contagem. s-1

] 241

Am – Be 0,0000 ± 0,0000 2,5402 ± 0,0709

1,2930 ± 0,112 1,5076 ± 0,0555

2,5910 ± 0,168 1,1433 ± 0,0477

3,8780 ± 0,185 0,9169 ± 0,0442

5,1680 ± 0,233 0,7187 ± 0,0386 Fonte: O autor

Tabela 5: Taxa de contagem de nêutrons transmitidos através do PEUAPM aditivado.

Fonte Espessura

[g.cm-2

]

Taxa de Contagem

[contagem. s-1

] 241

Am - Be 0,0000 ± 0,0000 2,5402 ± 0,0709

0,6425 ± 0,050 0,8915 ± 0,0501

1,2850 ± 0,135 0,4611 ± 0,0434

1,9225 ± 0,144 0,3789 ± 0,0401 Fonte: O autor

27

Figura 11: Resultados do experimento da transmissão de nêutrons térmicos no PEUAPM puro e

ajuste da equação 1 aos dados experimentais.

Fonte: O autor

28

Figura 12: – Resultados do experimento da transmissão de nêutrons térmicos no PEUAPM aditivado

com 2% de B4C e ajuste da equação 1 aos dados experimentais.

Fonte: O autor

Tabela 6: Comparação dos resultados experimentais com cálculo teórico

Coeficiente de atenuação

mássico para nêutrons

térmicos

Calculado teoricamente com

base nas seções de choque da

biblioteca ENDF-B*

Valores experimentais deste

trabalho

PE puro 0,232 0,007 0,251 0,020

PE aditivado com 2% de B4C 0,898 0,027 1,22 0,17 * Incerteza de 3% nos dados básicos de seções de choque.

Fonte: Cipeli [11].

Os valores experimentais concordam com os valores teóricos dentro do intervalo de

confiança de 99% (correspondente a 3 desvios-padrão) o que indica que os corpos de prova

atendem aos requisitos de blindagem para nêutrons térmicos.

29

5. CONCLUSÃO

O objetivo deste trabalho foi o estudo preliminar da confecção de blindagens para

nêutrons térmicos baseadas em polietileno com a adição de boro. Para este estudo foram

confeccionados corpos de prova de polietileno de ultra alto peso molecular empregando-se

como material de adição o carbeto de boro (B4C), que é caracterizado por uma combinação

incomum de propriedades que resultam em sua utilização em um grande número de

aplicações.

Os corpos de prova confeccionados pelo método de compressão a quente resultaram

em amostras rígidas e homogêneas, sendo que a adição do carbeto de boro, não modificou

sensivelmente estas propriedades. A caracterização dos corpos de prova como blindagem de

nêutrons, realizada em experimentos convencionais de transmissão de nêutrons, demonstrou

que os corpos de prova atenderam os requisitos de atenuação e blindagem, representados pelo

coeficiente de atenuação mássico.

Apesar da proporção de carbeto de boro (2%) investigada neste trabalho, já apresentar

excelente propriedade de blindagem, como desenvolvimento futuro pretende-se realizar

experimentos para maiores concentrações de boro, visando aplicações especiais, onde pode

ser exigidas menores espessuras de blindagem e, por conseguinte, maior poder de absorção

conferido pela presença de boro.

A eficiência de blindagem do polietileno aditivado com carbeto de boro a 2% em

relação ao polietileno puro é dada pelo razão entre os coeficientes de atenuação mássicos:

78,086,4020,0251,0

17,022,1

puro

borado

Então com base nos dados experimentais o PE aditivado com carbeto de boro é

(486±78)% mais eficiente que o PE puro para blindagem de nêutrons térmicos.

30

BIBLIOGRAFIA

[1] PEREIRA, M. A. Polietileno de ultra alto peso molecular como material de base para

blindagens da radiação cósmica em aplicações aeroespaciais. 2013. 184f. Dissertação

(Mestrado em Ciências e Tecnologias Espaciais) – Instituto Tecnológico de Aeronáutica, São

José dos Campos.

[2] COELHO, M. L. R. Estudo da influência do teor de TiB2, obtido pela reação in situ de

B4C e TiC, nas propriedades mecânicas de cerâmicas a base de B4C. 2012. 103f. Dissertação

(Mestrado em Tecnologia Nuclear – Materiais) – Instituto de Pesquisas Energéticas e

Nucleares, São Paulo.

[3] TAUHATA, L. et al. Radioproteção e dosimetria: Fundamentos. 5a. ed. Rio de Janeiro:

IRD/CNEN, 2003.

[4] OKUNO, E.; YOSHIMURA, E. M. Física das radiações. São Paulo: Oficina dos Textos,

2010.

[5] BRASKEM. Moldagem por compressão de UTEC. Boletem Técnico 3.01, revisão 2,

2002.

[6] STEPHENS, C. P. Morphological characterization of irradiated ultra high molecular

weight polyethylene (UHMWPE). 2009. 199f. Thesis (PhD in Polymer Engineering) –

University of Tennessee, Knoxville.

[7] BRASKEM. UTEC polietileno de ultra alto peso molecular (PEUAPM). Catálogo de

Produto. [S.l.], 2009.

[8] MONTALVO, J. P.; TEIXEIRA, L. A. Remoção de Boro de Águas e Efluentes de

Petróleo por Adsorção. Rio de Janeiro, 2009. 138p, pág 22. Tese de Doutorado -

Departamento de Engenharia de Materiais, Pontifícia Universidade Católica do Rio de

Janeiro. PUC-Rio – Certificação Digital N 0412179/CA.

[9] H.C. Starck. Carbeto de boro (B4C). Catálogo de Produto. Advanced Ceramic Powders.

[10] PEREIRA, H.H.C. Aplicação de geopolímero como blindagem para radiação ionizante.

2013. 205f. Dissertação (Mestrado em Ciências e Tecnologias Espaciais) – Instituto

Tecnológico de Aeronáutica, São José dos Campos.

[11] CIPELI, J. F. e GONÇALEZ, O. L. Cálculo dos coeficientes de atenuação mássicos para

nêutrons para materiais compostos. Relatório Técnico LRI/01-2015.