Instituto de Radioproteção e Dosimetria IRDmoodle.ird.gov.br/ensino/images/TCCs/TCCs2017/tcc_luana...Nuclear gauges are very important to the modern industry, they are divided into

Instituto de Radioproteção e Dosimetria – IRD

Luana Kerlly de Medeiros Ferreira

Roberta da Silva Souza

Stefanie Gomes Rodrigues

DESENVOLVIMENTO DE UM ARRANJO EXPERIMENTAL PARA AVALIAÇÃO

RADIOLÓGICA DE MEDIDOR NUCLEAR DE DENSIDADE DE SOLO COM

RADIAÇÃO GAMA E NÊUTRONS

Rio de Janeiro

2017







Trabalho de conclusão de curso apresentado

para a obtenção do título de Especialista em

Proteção Radiológica e Segurança de fontes

Radioativas, pelo programa de Pós-

Graduação do Instituto de Radioproteção e

Dosimetria da Comissão Nacional de Energia

Nuclear, em parceria com a Agência

Internacional de Energia Atômica.

Orientador: Prof. Dr. Francisco Cesar Augusto

Da Silva

Coorientador: Dr. João Carlos Leocádio.

Rio de Janeiro - Brasil

Instituto de Radioproteção e Dosimetria - Comissão Nacional de Energia Nuclear

Coordenação de Pós-Graduação

Setembro 2017.

T 574.77 F382d Ferreira, Luana Kerlly de Medeiros; Souza, Roberta da Silva; Rodrigues, Stefanie Gomes.

Desenvolvimento de um arranjo experiental para avaliação radiológica de medidor nuclear de densidade de solo com radiação gama e nêutrôns / Luana Kerlly de Medeiros, Roberta da Silva Souza, Stefanie Gomes Rodrigues / Rio de Janeiro: IRD/IAEA, 2017.

XIII,78f.: il.; tab.; 29 cm.

Orientador: Prof. Dr. Francisco Cesar Augusto Da Silva Coorientador: Dr. João Carlos Leocádio

Trabalho de Conclusão de Curso (Especialização (Lato Sensu) em Proteção Radiológica e Segurança de Fontes Radioativas) – Instituto de Radioproteção e Dosimetria. 2017.

Referências bibliográficas: f. 76-78

1. Avaliação Radiológica. 2. Medidores Nucleares. 3. Proteção Radiológica. 4. Densidade do Solo.

5. Acidentes Radiológicos. I. Título







Rio de Janeiro, 18 de Setembro de 2017.

_____________________________________________________

Prof. Dr. Francisco Cesar Augusto Da Silva – IRD/CNEN

_____________________________________________________

M.Sc. Camila Moreira Araujo de Lima – MAXIM Industrial

_____________________________________________________

Dr. João Carlos Leocádio – IRD/CNEN

O presente trabalho foi desenvolvido no Instituto de Radioproteção e Dosimetria da

Comissão Nacional de Energia Nuclear, sob orientação do Prof. Dr. Francisco Cesar

Augusto da Silva.

AGRADECIMENTOS

Em primeiro lugar, agradecemos a Deus por ter nos dado forças para chegar

até aqui, perseverantes na fé.

Agradecemos a todos os professores do IRD que se dispuseram a nos

ajudar, orientar e conduzir melhor este trabalho.

Em especial, agradecemos ao nosso orientador Dr. Francisco Cesar

Augusto Da Silva, por assumir a responsabilidade de nos orientar e transmitirem

seus conhecimentos e assim nos tornar, alunos melhores.

Agradecemos a Srª. Maria Luiza de Castro, professora da Universidade

Federal de Minas Gerais e também irmã do diretor da Pattrol, que gentilmente nos

transmitiu informações para que pudéssemos agregar a este trabalho.

Agradecemos a coordenação do curso, principalmente ao coordenador

Fernando Barcellos Razuck e ao diretor de ensino Aucyone Augusto da Silva, por

estarem sempre dispostos a ajudar ao longo deste curso.

Agradecemos ao Dr. João Carlos Leocádio, chefe do laboratório de indústria

e nosso coorientador, que cedeu seu espaço, equipamentos e todo seu

conhecimento e recursos disponíveis de forma a contribuir para este trabalho.

Agradecemos a todos os nossos familiares e amigos, por todo apoio,

confiança e compreensão durante nossa ausência neste período de formação.

Agrademos aos nossos amigos do curso de Pós-Graduação do IRD/AIEA,

que nos deram força para concluir essa jornada.

Nosso muito obrigado a todos vocês!

RESUMO

Os medidores nucleares são muito importantes para a indústria moderna, eles se

dividem em várias categorias, dentre elas os medidores nucleares de densidade, os

quais possuem algumas aplicações ainda mais específicas, como os medidores

nucleares de densidade de solo. Trata-se de um aparelho capaz de determinar a

densidade e a umidade presentes nos solos nus e em camadas de asfalto e

concreto. Hoje no Brasil existem 508 instalações autorizadas a utilizar medidores

nucleares, situadas principalmente nas regiões Sudeste e Sul. Os medidores

nucleares de densidade de solo usam dois tipos de fontes radioativas: 137Cs, fonte

gama e 241Am/Be, fonte de nêutrons. São equipamentos portáteis e normalmente

usados para medir densidade e umidade em solo e materiais de construção. Um

estudo radiológico detalhado foi realizado visando obter uma prática segura do uso

desse equipamento tanto para os indivíduos ocupacionalmente expostos, indivíduos

do público como para o meio ambiente. Esse estudo foi composto por: levantamento

radiométrico sem a fonte ser exposta, teste de esfregaço, e outro levantamento

radiométrico com a fonte exposta em três tipos de solos separadamente. Com o

objetivo de medir as taxas de dose para que através dos resultados obtidos,

elaborássemos um arranjo experimental de modo em que ele se atenha dentro dos

limites de dose estipulados pelas normas da CNEN. Esse arranjo permitirá realizar

um estudo de características de solo, estudo de blindagem para cada tipo de solo e

levantamento radiométrico usando diversos tipos de solos, com densidades

variadas. Esse trabalho, onde será elaborado um arranjo experimental para

avaliação radiológica de medidor nuclear de densidade de solo, contribuirá

enormemente para o aprendizado de futuros técnicos e supervisores de

radioproteção na área de indústria radiativa, bem como, proporcionará o aumento do

nível de proteção radiológica no País.

Palavras chave: Medidores Nucleares, Densidade de Solo, Acidentes Radiológicos,

Avaliação Radiológica, Proteção Radiológica.

ABSTRACT

Nuclear gauges are very important to the modern industry, they are divided into

several categories, among them the nuclear density gauges, which have some

further applications, such as nuclear density gauges. This is a device able to

determine density and moisture present in the soil bare and in layers of asphalt and

concrete. Today in Brazil there are 508 facilities authorized to use nuclear gauges,

which are situated mainly in the South and Southeast regions. Nuclear density

gauges for soil use two types of radioactive sources: 137Cs, gama source and

241Am/Be, neutron source. Are portable equipment and typically used for measuring

density and moisture in soil and building materials. A radiological study was carried

out in order to obtain a detailed safe practice the use of the equipment for both

occupationally exposed individuals, individuals from the public and to the

environment. This study was composed of: radiometric survey without the source

being exposed, smear test, and other radiometric survey with the source exposed in

three soil types separately. With the aim of measuring the dose rates for you through

the results, draw up an experimental arrangement so he stay within the dose limits

stipulated by the standards of the CNEN. This arrangement will enable a study of soil

characteristics, study of armor for each type of soil and radiometric survey using

various soil types, with varying densities. This work, where experimental arrangement

shall be drawn up for radiological assessment of nuclear soil density gauge, will

contribute greatly to the learning of future technicians and supervisors of radiation

protection in the area of radiation, as well as industry, will provide increased

radiological protection in the country below.

Key words: Nuclear Gauges, Soil Density, Radiological Accidents, Radiological

Assessment, Radiological Protection.

SUMÁRIO

1. INTRODUÇÃO…………………………....…………………………………………… 15

1.1. Objetivo.............................................................................................................. 16

1.2. Objetivos específicos......................................................................................... 16

2. DESENVOLVIMENTO…………….……...…........................................................ 17

2.1. Medidores nucleares......................................................................................... 17

2.1.1. Tipos de medidores nucleares....................................................................... 17

2.2. Inventário de medidores nucleares no Brasil.................................................... 23

2.3. Medidores nucleares de densidade de solo...................................................... 24

2.3.1. Novos modelos de medidores nucleares de densidade de solo.................... 27

2.4. Risco radiológico através da categorização das fontes radioativas da AIEA.... 30

2.5. Eventos anormais ocorridos com medidores nucleares de densidade de solo 31

2.6. Regulamentação no Brasil e recomendações internacionais........................... 36

3. METODOLOGIA.................................................................................................. 43

3.1. Avaliação radiológica do medidor nuclear de densidade de solo..................... 44

3.2. Avaliação de contaminação do medidor nuclear de densidade de solo........... 47

3.3. Avaliação radiológica em laboratório do setup do medidor nuclear com os

tres tipos de solos.................................................................................................... 53

3.3.1. Determinação da densidade do solo.............................................................. 57

3.3.2. Cálculo teórico da blindagem......................................................................... 59

3.3.3. Avaliação radiológica através do levantamento radiométrico........................ 62

3.3.4. Estudo de um arranjo experimental para avaliação radiológica de

medidores nucleares de densidade de solo............................................................. 63

4. RESULTADOS..................................................................................................... 65

4.1. Levantamento radiométrico do medidor nuclear de densidade de solo............ 65

4.2. Avaliação da integridade da fonte radioativa do medidor nuclear de

densidade de solo.................................................................................................... 67

4.3. Avaliação radiológica do medidor nuclear de densidade de solo através de

levantamento radiométrico....................................................................................... 68

4.4. Estudo experimental da blindagem de radiação gama..................................... 69

4.5. Arranjo experimental para avaliação radiológica de medidor nuclear de

densidade de solo com radiação gama e nêutrons................................................. 70

5. CONCLUSÃO...................................................................................................... 73

6. RECOMENDAÇÕES............................................................................................ 75

7. REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS.................................................................... 76

LISTA DE TABELAS

Tabela 1: Fontes usadas de acordo com o tipo de aplicação para medidores nucleares por transmissão.....................................................................................

20

Tabela 2: Fontes utilizadas para uma faixa de aplicações para medição por retro espalhamento por beta e gama.....................................................................

21

Tabela 3: Fontes utilizadas para uma faixa de aplicações para medições reativas...................................................................................................................

22

Tabela 4: Instalações em suas respectivas regiões do Brasil................................ 24

Tabela 5: Características principais do densímetro Troxler................................... 29

Tabela 6: Categorização das fontes...................................................................... 31

Tabela 7: Limitação de dose individual anual......................................................... 37

Tabela 8: Dados dos medidores nucleares de densidade de solo utilizados......... 44

Tabela 9: Limites de taxa de dose para radiação gama recomendados pelo fabricante...............................................................................................................

44

Tabela 10: Limites de taxa de dose para radiação de nêutrons recomendada pelo fabricante........................................................................................................

44

Tabela 11: Descrição dos pontos de monitoração no medidor nuclear................. 45

Tabela 12: Relação dos monitores de radiação utilizados..................................... 46

Tabela 13: Relação dos monitores de radiação utilizados no teste de esfregaço. 48

Tabela 14: Teste de fonte de aferição................................................................... 48

Tabela 15: Monitoração de material e área a ser usada....................................... 49

Tabela 16: Modelo de ficha de identificação de amostra....................................... 51

Tabela 17: Dados dos detectores.......................................................................... 56

Tabela 18: Valores de BG na área livre e área controlada.................................... 56

Tabela 19: Resultado das medidas dos solos no cilindro...................................... 59

Tabela 20: Resultados obtidos no levantamento radiológico do medidor A para fonte gama.............................................................................................................

65

Tabela 21: Resultados obtidos no levantamento radiológico do medidor B para fonte gama.............................................................................................................

65

Tabela 22: Resultados obtidos no levantamento radiológico do medidor C para fonte gama..............................................................................................................

65

Tabela 23: Resultados obtidos no levantamento radiológico do medidor D para fonte gama..............................................................................................................

65

Tabela 24: Resultados obtidos no levantamento radiológico do medidor A para fontes de nêutrons..................................................................................................

66

Tabela 25: Resultados obtidos no levantamento radiológico do medidor B para fontes de nêutrons..................................................................................................

66

Tabela 26: Resultados obtidos no levantamento radiológico do medidor C para fontes de nêutrons................................................................................................

66

Tabela 27: Resultados obtidos no levantamento radiológico do medidor D para fontes de nêutrons..................................................................................................

66

Tabela 28: Resultados obtidos no esfregaço......................................................... 67

Tabela 29: Resultado de taxa para radiação gama no solo IRD - µSv/h............... 68

Tabela 30: Resultado de taxa de dose para radiação gama no solo PAN - µSv/h 68

Tabela 31: Resultado de taxa de dose para radiação gama no solo PRAIA - µSv/h......................................................................................................................

68

Tabela 32: Resultado de taxa para radiação gama no solo IRD com chumbo - µSv/h......................................................................................................................

69

Tabela 33: Resultado de taxa de dose para radiação gama no solo PAN com chumbo - µSv/h .....................................................................................................

69

Tabela 34: Resultado de taxa de dose para radiação gama no solo PRAIA com chumbo - µSv/h......................................................................................................

69

LISTA DE FIGURAS

Figura 1: Componentes básicos de um medidor nuclear................................... 17

Figura 2: Princípios de funcionamento............................................................... 18

Figura 3: Encapsulamento de fonte radioativa................................................... 22

Figura 4: Corte de um contêiner de fonte gama................................................ 23

Figura 5: Mapa de instalações por região no Brasil........................................... 23

Figura 6: Medidor Nuclear De Densidade De Solo............................................ 25

Figura 7: Transmissão Direta............................................................................. 26

Figura 8: Retroespalhamento............................................................................. 26

Figura 9: Modelo 4300....................................................................................... 30

Figura 10: Caminhonete com equipamento radioativo no México..................... 35

Figura 11: Medidor Nuclear roubado em La Serena.......................................... 36

Figura 12: Pontos de monitoração no medidor nuclear..................................... 45

Figura 13: Levantamento radiométrico para radiação gama............................. 46

Figura 14: Levantamento radiométrico para radiação de nêutrons................... 46

Figura 15: Monitor com a sonda GM e sonda pancake.................................... 47

Figura 16: Teste de fonte de aferição................................................................ 48

Figura 17: Espelho devidamente posicionado mostrando o canal da fonte....... 49

Figura 18: Sequência da preparação do amostrador......................................... 49

Figura 19: Introdução do amostrador no orifício da fonte do densímetro do fabricante Soiltest...............................................................................................

50

Figura 20: Introdução do amostrador no orifício da fonte do densímetro do fabricante Troxler...............................................................................................

50

Figura 21: Procedimento do esfregaço com constante monitoração de área.... 51

Figura 22: Monitoração das amostras................................................................ 52

Figura 23: Retirada da amostra do chão............................................................ 52

Figura 24: Monitoração do chão e da pinça....................................................... 53

Figura 25: Mapa dos tipos de solo da cidade do RJ.......................................... 53

Figura 26: Solo do IRD, ESKo............................................................................ 54

Figura 27: Solo da Vila do Pan, OJy.................................................................. 55

Figura 28: Solo da Praia do Recreio.................................................................. 55

Figura 29: Medidas no cilindro com a fonte exposta no solo............................. 57

Figura 30: Solos usados nas medições experimentais...................................... 57

Figura 31: Balança usada para medir a massa de cada solo............................ 58

Figura 32: Calculo de blindagem de Chumbo para IOE.................................... 60

Figura 33: Folha de chumbo dobrada e com marcas de amassados................ 61

Figura 34: Aferição da espessura da folha de chumbo no laboratório............... 61

Figura 35: Medidas com a folha de chumbo...................................................... 62

Figura 36: Calculo de blindagem de Chumbo para IP....................................... 63

Figura 37: Calculo de blindagem de Vidro plumbífero para IOE........................ 64

Figura 38: Arranjo em 3D sem blindagem e com folhas de chumbo................. 70

Figura 39: Visão frontal do arranjo em 3D......................................................... 70

Figura 40: Descrição do arranjo em 3D............................................................. 71

Figura 41: Taxa de dose a 1 m no arranjo em 3D com a fonte off..................... 71

Figura 42: Taxa de dose a 1 m no arranjo em 3D sem blindagem com a fonte on........................................................................................................................

72

Figura 43: Taxa de dose a 1 m no arranjo em 3D com blindagem e a fonte on 72

LISTA DE ABREVIATURAS

Agencia Internacional de Energia Atômica - AIEA

Comissão Nacional de Energia Nuclear - CNEN

Empresa Brasileira de Pesquisa Agropecuária - EMBRAPA

Indivíduo ocupacionalmente exposto - IOE

Indivíduo público - IP

International Organization for Standardization - ISO

Pavimentos, Traçados e Obras Ltda. - PATTROL

Serviço de Radioproteção - SR

Supervisor de Radioproteção - SPR

15

1. INTRODUÇÃO

Os medidores nucleares são uma ferramenta importantíssima para a

indústria moderna. São equipamentos dotados de fontes de radiação ionizante e um

detector e que, através da interação desta radiação com a matéria, geram um sinal

que pode ser programado para executar uma série de funções. Os medidores

nucleares se dividem em várias categorias, dentre elas os medidores nucleares de

densidade. Estes equipamentos estão presentes em diversos segmentos industriais

e em muitos controles de processos, tais como indústrias petroquímicas, de

alimentos, agrícola, têxtil, de concreto, etc. Os medidores nucleares de densidade

também possuem algumas aplicações específicas, dentre elas a dos medidores

nucleares de densidade de solo. Trata-se de um aparelho capaz de determinar a

densidade e a umidade presentes nos solos nus e em camadas de asfalto e

concreto.

Devido a sua enorme versatilidade estes equipamentos são cada vez mais

utilizados, o que demanda um número cada vez maior de profissionais qualificados

para operá-los. Hoje no Brasil existem 508 instalações autorizadas a utilizar

medidores nucleares, situadas principalmente nas regiões Sul e Sudeste.

Os medidores nucleares de densidade de solo usam dois tipos de fontes

radioativas: 137Cs, fonte gama, com atividades de, aproximadamente 0,37 GBq (10

mCi) e 241Am/Be, fonte de nêutrons com, aproximadamente 2,22 GBq (60 mCi). São

equipamentos portáteis e normalmente usados para medir densidade e umidade em

solo e materiais de construção.

Um estudo radiológico detalhado deve ser realizado para se obter uma

prática segura do uso desse equipamento tanto para os indivíduos

ocupacionalmente expostos, indivíduos do público como para o meio ambiente,

evitando-se, assim, possíveis acidentes radiológicos que podem causar prejuízos

pessoais, econômicos e sociais para os envolvidos e para o meio ambiente.

Um método para realizar avaliação radiológica desse medidor nuclear de

solo, que gera radiação gama e nêutrons, é a elaboração de um arranjo

experimental que permita realizar um estudo de características de solo, estudo de

16

blindagem para cada tipo de solo e levantamento radiométrico usando diversos tipos

de solos, com densidades variadas.

Esse trabalho, onde será elaborado um arranjo experimental para avaliação

radiológica de medidor nuclear de densidade de solo, contribuirá enormemente para

o aprendizado de futuros técnicos e supervisores de radioproteção na área de

indústria radiativa, bem como, proporcionará o aumento do nível de proteção

radiológica no País.

1.1 Objetivo

Apresentar uma avaliação radiológica detalhada de medidor nuclear de

densidade de solo para a elaboração de um arranjo experimental laboratorial.

1.2 Objetivos Específicos

Realizar uma avaliação radiológica através de levantamento radiométrico

dos medidores nucleares.

Realizar uma avaliação de contaminação dos medidores nucleares de

densidade de solo através do teste de esfregaço.

Executar uma avaliação radiológica em laboratório do setup do medidor

nuclear com os três tipos de solos.

Apresentar um estudo de um arranjo experimental para avaliação

radiológica de medidores nucleares de densidade de solo.

17

2. DESENVOLVIMENTO

2.1 Medidores nucleares

Os medidores nucleares são equipamentos utilizados em vários ramos da

indústria, principalmente em processos de controle e controle de qualidade. Consiste

basicamente de uma fonte de radiação blindada juntamente com um detector de

radiação de modo que a radiação interaja com o material a ser analisado antes de

chegar ao detector, fornecendo dados em tempo real (Figura 1). (ARANTES, 2017)

A fonte de radiação ionizante a ser equipada ao medidor nuclear dependerá

da sua aplicação, podendo ser beta, gama ou nêutrons. Tais fontes são seladas,

sendo devidamente encapsuladas para evitar contaminação.

Figura 1 – Componentes básicos de um medidor nuclear. (Fonte: TROXLER, 2017)

2.1.1 Tipos de medidores nucleares

Os medidores nucleares são divididos em duas categorias principais, os

fixos e os portáteis.

Os medidores fixos são mais frequentemente utilizados em minas, fábricas e

instalações de produção como uma maneira de monitorar um processo de produção

e garantir o controle de qualidade. Sendo uma técnica não destrutível, onde a

passagem de radiação através do material não causa qualquer alteração física ou

química, nem o torna radioativo, proporciona medições precisas de espessura,

densidade, nível e quantidade. (CNCS, 2011)

18

Os medidores portáteis são utilizados em indústrias como agricultura,

construção e engenharia civil para medir parâmetros como a umidade ou

compactação no solo, e a densidade de asfalto para a pavimentação de mistura.

(CNCS, 2011)

Ambos têm como princípios básicos de funcionamentos: a transmissão

direta, o retroespalhamento e a reatividade (Figura 2). Esses medidores são muito

utilizados em indústrias, participando de controles de processos e em linhas de

produção. Como exemplos podem citar: Medidores Nucleares de Nível; Medidores

Nucleares de Espessura; Medidores Nucleares de Umidade; Medidores Nucleares

de Densidade.

Figura 2 – Princípios de funcionamento. (Fontes: TROXLER, 2017; ARANTES, 2017)

• Medidores Nucleares de Nível – São usados em silos de

armazenamento de produtos diversos e em caldeiras, bem como em indústrias onde

as linhas de produção possuem um alto fluxo de produtos, como a de bebidas.

Utilizam principalmente fontes gama/X de alta energia em silos e caldeiras. Eles são

responsáveis por controlar os níveis mínimo e máximo, permitindo controlar a

quantidade de matérias primas e outros insumos sem a necessidade da presença

física de um operador em locais de difícil acesso ou insalubres.

• Medidores Nucleares de Espessura – São utilizados em diversas

indústrias que necessitam controlar a espessura de seus produtos, por exemplo, em

indústrias de celulose (para medir a espessura dos papéis e papelões) e

siderúrgicas (para medir a espessura das chapas de aço). Utilizam principalmente

fontes beta e gama/X de alta energia, respectivamente.

19

• Medidores Nucleares de Umidade – São utilizados em indústrias que

necessitam controlar a umidade, tanto em seus insumos e matérias primas quanto

em seus produtos finais. Utilizam basicamente fontes de nêutrons. Como exemplos,

podemos citar indústrias que utilizam cimento, minérios e vidros.

• Medidores Nucleares de Densidade – São utilizados em indústrias com

necessidade de controlar a densidade de seus insumos e matérias primas. Utilizam

principalmente fontes gama/X de alta energia. São muito utilizados em indústrias de

borracha, cimento, lama, líquidos em geral, alimentos, produtos químicos, tecidos,

celulose, etc. (LOURENÇO, 2012)

Os princípios de operação dos medidores nuclerares são:

a) Transmissão direta

A fonte radioativa e o detector de radiação estão situados em lados opostos.

O medidor registra a intensidade da radiação transmitida. Sendo a atenuação

inversamente proporcional à densidade do material atravessado pela radiação.

A diferença entre o nível da radiação transmitida com o material presente e o

nível medido sem qualquer material pode ser interpretada de vários modos,

dependendo do que está sendo medido. A densidade e a espessura podem ser

medidas desta forma após comparação com padrões. A penetração das radiações

ionizantes através do material é muito dependente da energia e do tipo de radiação.

O radioisótopo usado no medidor é escolhido de modo a fornecer uma faixa de

medidas de acordo com o material a ser examinado. Nos arranjos para a

transmissão (Tabela 1) as atividades das fontes variam de dezenas de MBq para

aplicações com medidores usando radiação beta, a até centenas de GBq para

alguns medidores que fazem uso de radiação gama. As atividades típicas, de acordo

com o tipo de radiação, são de: gama de 40 MBq a 100 GBq; beta de 40 a 200 MBq

e nêutrons de 100 MBq a 1 GBq. Por exemplo, se o material examinado tem uma

baixa densidade, tal como o papel, então uma fonte beta será usada, mas se a

densidade for alta como a do ferro ou aço será usado raios gama de alta energia.

(ARANTES, 2017)

20

Tabela 1 - Fontes usadas de acordo com o tipo de aplicação para medidores nucleares por transmissão.

Isótopo Radiação Meia Vida

Energia Média

Aplicação

Promécio (147

Pm) Β 2,6 a 62 keV Densidade de papel

Tálio (204

Ti) Β 3,8 a 244 keV Espessura do papel, borracha e tecidos.

Criptônio (85

Kr) Β 10,7 a 251 keV Espessura do papelão

Estrôncio(90

Sr) [90

Sr → 90

Y] Β 28,6 a 196 keV Espessura de metais finos.

Conteúdo dos pacotes/maços de cigarro. Ítrio (

90Y) Β 64 h 935 keV

Raios X - - Variável Espessura de até 20 mm de aço.

Césio (137

Cs) ɣ 30,2 a 662 keV Espessura de até 100 mm de aço; Conteúdo de oleodutos.

Cobalto (60

Co) ɣ 5,3 a 1,25 MeV Espessura de até 100 mm de aço; Conteúdo dos fornos de coque e de olaria.

Fonte: ARANTES, 2017.

b) Retroespalhamento

No retroespalhamento o detector e fonte são montados no mesmo lado do

material, com o detector blindado contra o feixe direto da radiação. A radiação entra

no material e interage com os átomos e moléculas, e ocorrerão mais interações em

materiais mais espessos ou densos. O detector mede as radiações retroespalhadas

pelo material (Tabela 2). Com uma geometria constante, o medidor poderá indicar a

densidade do material. Para materiais com densidade uniforme, a espessura

também pode ser medida. Como nos medidores nucleares por transmissão, o retro

espalhamento é também muito dependente da energia e do tipo de radiação.

(ARANTES, 2017)

21

Tabela 2 - Fontes utilizadas para uma faixa de aplicações para medição por retro espalhamento por beta e gama. Isótopo Radiação

Meia Vida

Energia Média

Aplicação

Promécio (147

Pm) Β 2,6 a 62 keV

Espessura de papel; revestimentos finos de metal.

Tálio (204

Ti) Β 3,8 a 244 keV Espessura de borracha e tecidos finos.

Criptônio (85

Kr) Β 10,7 a 251 keV Espessura do papelão.

Estrôncio(90

Sr) [90

Sr → 90

Y] Β 28,6 a 196 keV Espessura de plásticos, borracha, vidro e ligas

finas e leves. Ítrio (

90Y) Β 64 h 935 keV

Césio (137

Cs) ɣ 30,2 a 662 keV Espessura de vidros maiores que 20 mm; Densidade de rochas e carvão.

Fonte: ARANTES, 2017

c) Reatividade

Utilizada quando o meio avaliado, ao interagir com um tipo específico de

radiação (gama ou nêutrons), reage gerando outro tipo de radiação, geralmente

raios X, caracterizando este meio. Uma fonte radioativa é colocada em um dos lados

do material ficando o detector do lado oposto de modo a se medir o nível de

radiação transmitida através do material.

Algumas radiações gama e raios X de baixa energia podem ionizar átomos

de alguns elementos, fazendo com que estes elementos emitam raios X

fluorescentes cujas energias são características do material examinado. Um detector

adequado de raios X pode medir não somente a presença de um elemento em

particular, mas também a quantidade deste elemento presente no material

examinado. Este princípio é usado para analisar a constituição de materiais tais

como minérios e ligas, e medir a espessura dos revestimentos ou substratos de

diferentes materiais (Tabela 3). Uma vantagem em usar os tubos de raios X para

este tipo de análise é que a energia da radiação ionizante pode ser variada

(alterando a voltagem no tubo) de modo a se adequar aos tipos de materiais

examinados. Fontes de nêutrons podem ser usadas para induzir (ativação por

nêutrons) substâncias não radioativas a se tornarem radioativas. Os radionuclídeos

formados pela interação dos núcleos estáveis com os nêutrons emitem raios gama

característicos, os quais podem ser identificados pela sua energia. Esta técnica é,

22

também, usada na indústria petrolífera para examinar os poços de Perfilagem

durante a prospecção do petróleo. A reatividade das radiações ionizantes em

diferentes tipos de materiais é muito dependente da energia e tipo de radiação.

(ARANTES, 2017)

Tabela 3 - Fontes utilizadas para uma faixa de aplicações para medições reativas. Isótopo Radiação

Meia Vida

Energia Média

Aplicação

Ferro (55

Fe) RX - 0,21 MeV Análise de elementos de baixa massa atômica.

Amerício (241

Am) ɣ 432 a 59 keV

Espessuras do revestimento de até 25 µm de plástico ou alumínio; Espessura revestimento de até 100 µm de zinco ou ferro; análise de elementos de massa atômica média.

Raios X RX - Até 60 keV Análise de uma faixa de elementos variando-se a voltagem do tubo.

Fonte de Nêutrons

N - - Análise do conteúdo de umidade para uma série de materiais.

Fonte: ARANTES, 2017.

As fontes radioativas são totalmente encapsuladas (Figura 3). Isto significa

que o material radioativo, geralmente sob uma forma quimicamente estável, é

mantido dentro de uma cápsula bastante resistente. Isto também significa que o

material radioativo não pode contaminar o ambiente de trabalho, exceto no caso de

um sério acidente, o qual pode ocorrer inadvertidamente ou através de uma

interferência proposital com a fonte.

Figura 3 – Encapsulamento de fonte radioativa.

(Fonte: ARANTES, 2017)

Os invólucros de fontes gama normalmente contém uma blindagem de

chumbo projetada para colimar a radiação na forma de um feixe primário e

direcioná-lo ao material objeto de análise. A blindagem deve reduzir as taxas de

dose ao longo de toda a superfície externa do invólucro ao nível especificado pela

autoridade reguladora. A figura 4 mostra um típico invólucro com fonte e um

23

mecanismo para a abertura do obturador de modo a permitir que o feixe de radiação

saia do medidor nuclear. (ARANTES, 2017)

Figura 4 – Corte de um contêiner de fonte gama.

(Fonte: ARANTES, 2017)

2.2 Inventário de medidores nucleares no Brasil

Segundo os dados da CNEN, existem atualmente 508 instalações

autorizadas a operar com medidores nucleares, separadas entre controle de

processos e sistemas portáteis, existindo: 285 na região sudeste, 99 na região sul,

77 na região nordeste, 26 na região centro-oeste e 21 na região norte, de acordo

com a figura 5 e a tabela 4. (CNEN, 2017)

Região Norte21 empresas

Região nordeste77 empresas

Região centro-oeste26 empresas

Região sudeste285 empresas

Região sul99 empresas

Figura 5 – Mapa de instalações por região no Brasil. (Fonte: CNEN, 2017)

24

Tabela 4 – Instalações em suas respectivas regiões do Brasil.

Região Controle de Processo Sistemas Portáteis

Norte 21 0

Nordeste 73 4

Centro Oeste 26 0

Sudeste 269 16

Sul 98 1

Fonte: CNEN, 2012.

De todos os medidores nucleares apresentados, atualmente no Brasil,

quem opera os medidores nucleares de densidade de solo é a PATTROL -

INVESTIGAÇÕES GEOTÉCNICAS LTDA, que foi fundada em 1961 e opera desde

1997 os densímetros nucleares com sucessivas renovações de licenciamento

CNEN. (PATTROL, 2017)

A empresa Pattrol é especializada em controle tecnológico em obras de

construção civil, pioneira na execução de ensaios de campo não destrutivos,

notadamente o controle de compactação com a aplicação dos Medidores Nucleares

de Densidade e Umidade (Densímetro Nuclear) para aplicações em obras de

pavimentação urbana e rodoviária, implantação de portos, aeroportos e barragens.

(PATTROL, 2017)

Possui 12 medidores nucleares da marca Troxler, os quais tem

incorporadas um total de 24 fontes radioativas, sendo: 12 fontes seladas de Cs-137

com atividade de 296 MBq (8 mCi), meia-vida de 30 anos e 12 fontes seladas de

Am-241/Be com atividade de 1480 MBq (40 mCi) e meia-vida de 432 anos. Para o

controle das atividades com os densímetros nucleares a empresa possui 2

supervisores de radioproteção, embora a CNEN só exija um. (PATTROL, 2017)

2.3 Medidores nucleares de densidade de solo

Os medidores de densidade de solo (Figura 6) são equipamentos eletrônicos

que possuem uma sonda composta de uma fonte radioativa, e com a emissão de

raios gama, demarca o grau em que o solo está compactado (densidade).

25

Esses medidores também trabalham com uma fonte de nêutrons, que segue

fixa em sua base e ela permite estimar o grau de umidade presente nos materiais

que vão ser avaliados. O equipamento é composto por duas fontes radioativas,

sendo uma de Césio-137 e outra de Amerício-241/Berílio, e possuem dois

detectores, para detecção das radiações que retornam do aparelho.

Figura 6 – Medidor Nuclear De Densidade De Solo.

(Fonte: Acervo pessoal)

Os medidores nucleares de densidade de solo são utilizados desde o final

da década de 50, e seu uso tem crescido cada vez mais. Os resultados atingidos

nas medições com esse equipamento são muito rápidos, comparado a outros

métodos (de 6 a 10 vezes mais rápido que as técnicas convencionais), podendo

apresentar resultados em aproximadamente 1 minuto para ensaios em asfalto

(tempo por ensaio) e 10 minutos para ensaios em concreto compactado (tempo por

ensaio). Para as aferições em solos diversos, o tempo de cada ensaio varia (cerca

de 4 minutos por ensaio), pois demanda uma constante calibração no aparelho de

acordo com o tipo de solo a ser analisado com um padrão, o que confere uma maior

precisão nos resultados. (PATTROL, 2012)

Os riscos associados a estes medidores são pequenos, exceto por

atuações negligentes no seu transporte, operação e manipulação. Eventualmente

podem ocorrer perdas de fontes.

A diferença entre o nível da radiação transmitida com o material presente e o

nível medido sem qualquer material pode ser interpretada de vários modos,

26

dependendo do que está sendo medido. A densidade e a espessura podem ser

medidas desta forma após comparação com padrões. A penetração das radiações

ionizantes através do material é muito dependente da energia e do tipo de radiação.

(Figura 7)

Figura 7 – Transmissão Direta. (Fonte: https://www.troxlerlabs.com/downloads/pdfs/3430/3430manual.pdf)

Os testes de transmissão direta oferecem maior precisão e controle de

profundidade de medição.

No modo de retroespalhamento o detector fica ao lado da fonte eo detector é

blindado contra o feixe da radiação. A radiação entra em contato com o material e

interage com os átomos e moléculas, e irá ocorrer interações com materiais mais

densos ou espessos. O detector mede as radiações retroespalhadas pelo material, e

também é muito dependente da energia e do tipo de radiação (Figura 8).

Figura 8 – Retroespalhamento. (Fonte: http://www.troxlerlabs.com/products/details?prodid=8)

27

A capacidade de medição é de aproximadamente 10 cm de profundidade,

isso é de acordo com o aparelho utilizado, este método é mais utilizado para calcular

espessuras de camadas de asfalto sobrepostas e de CCR. (TROXLER, 2012)

A medida da umidade não é destrutiva e é semelhante ao modo de

retroespalhamento, tanto a fonte de neutros quanto o seu detector são posicionados

na superfície do material (fixo na base do aparelho).

Nêutrons “rápidos” são emitidos no material e são “termalizados” quando se

chocam com partículas de hidrogênio.

Os radionuclídeos formados pela interação dos núcleos estáveis com os

nêutrons emitem raios gama característicos, os quais podem ser identificados pela

sua energia.

Os medidores portáteis usados na agricultura e construção de estradas são

geralmente fornecidos com uma caixa fechada à chave do tamanho de uma mala.

Esta caixa é bastante resistente e age como um contêiner de transporte do Tipo A.

O próprio medidor pode ser facilmente transportado por um operador.

2.3.1 Novos modelos de medidores nucleares de densidade de solo

Como muitos fabricantes existentes no mercado, o conceito inicial de

construção dos medidores nucleares de densidade de solo é igual a todos, não

sofrem variações tecnológicas no que se refere à parte radiológica do equipamento.

Na parte eletrônica as mudanças nos componentes desse medidor são

feitas. São cada vez mais resistentes, e capazes de resistir à umidade e um

consumo reduzido de energia, isso pó possibilita a enfrentar os diversos tipos de

condições encontradas em campo.

Alguns modelos mais recentes fabricados pela TROXLER:

- Modelo 3430: O modelo 3430 é o indicador mais simples e econômico

oferecidopelo Troxler. Este indicador foi atualizado e oferece muitos recursos, tais

como:

28

O operador seleciona o modo de medição de densidade, retrodifusão

ou transmissão direta com base no tipo de material e a espessura da

camada a ser medida

Operação e confiabilidade aprimoradas com eletrônicos atualizados

Recarga rápida com baterias NiMH

Os recursos opcionais oferecidos para o Modelo 3430 incluem:

Teclado de início remoto perto do identificador

Baterias alcalinas para uso de back-up

Bip externo

Software espanhol e francês, teclado e manual

Armazenamento de dados

Porta USB

Função de profundidade automática

Porta USB para transferência de dados

Armazenamento de dados (1000 leituras)

Localização GPS

Capacidade de medição de densidade na retrodifusão ou no modo de

transmissão direta

Medição de umidade no modo de retrocesso para permitir testes

rápidos e não destrutivos de materiais de solo, asfalto e concreto

Leitura direta dos resultados dos testes (densidade úmida, densidade

seca, umidade,% de umidade,% de vazios e% de compactação).

As principais características relativas ao modelo 3440 do fabricante Troxler,

são apresentadas na tabela 5.

29

Tabela 5 – Características principais do densímetro Troxler.

Medidor Nuclear de Densidade de Solo – Troxler 3440

Dimensões 597 H x 368 L x 229 W mm

Peso 14,1 Kg

Temperatura de operação 0 a 70º C

Temperatura máxima na superfície a ser medida

175º C

Umidade máxima 98% (não condensada)

Consumo máximo de energia 210 mA/h

Alimentação Bateria recarregável (5 CNiMH) / 05 pilhas alcalinas (AA)

Fonte Gama 3,7x10

-4 TBq (± 10%) de

137Cs. Formato: 04 capsulas em Aço

inox duplamente selada contendo cloreto de Césio (pó)

Fonte de Nêutrons 2,22x10

-3 TBq (± 10%) de

241Am/

9Be. Formato: 04 capsulas em

Aço inox duplamente selada contendo óxido de Amerício/Berílio (pó)

Blindagem interna Tungstênio (gama); Polietileno borado (nêutrons)

Fonte: TROXLER, 2017.

- Modelo 4300: Usar o Modelo 4301/02 é simples. Os tubos de acesso são

colocados onde a umidade precisa ser monitorada e a sonda é abaixada no tubo. Os

nêutrons emitidos pela sonda entram no solo e são termalizados pelo hidrogénio

presente na água. Estes nêutrons termalizados entram no detector de Hélio-3 e são

registrados como uma contagem. Então, usando um programa de calibração, as

contagens detectadas são convertidas nas leituras precisas de umidade do solo que

você precisa (Figura 9).

Perfil Humidade Medições da zona de raiz para mais de 30,49 m (100 pés)

de profundidade Característica exclusiva do notebook Permite ao usuário

personalizar a entrada de dados para análise de pesquisa ou requisitos de

programação de irrigação. Mil (1000) linhas de leituras, notas e notas automáticas

podem ser armazenadas e transferidas para uma impressora ou planilha. Armazena

64 calibrações individuais, leituras não afetadas por sais, temperatura ou pressão

barométrica, precisão/confiabilidade comprovada em todo o mundo.

30

Figura 9 – Modelo 4300.

(Fonte: http://www.mecacisa.com/en/troxler-equipment/)

2.4 Risco radiológico através da categorização das fontes radioativas da IAEA

Fontes radioativas são utilizadas em todo o mundo para uma grande

variedade de fins pacíficos em indústria, medicina, agricultura, pesquisa e educação,

e elas também são usadas em aplicações militares e de defesa. As normas

internacionais de segurança básica fornece internacionalmente uma base

harmonizada para garantir o uso seguro de fontes de radiação ionizante. Devido à

grande variedade de usos e atividades de fontes de radiação, um sistema de

categorização é necessário para que os controles que são aplicados às fontes sejam

proporcionais aos riscos radiológicos. (IAEA, 2005)

O objetivo da categorização de fontes radioativas é permitir um padrão

mundial fundamental de riscos associados às fontes, para facilitar a tomada de

decisões mediante as fontes, fornecer um sistema para a classificação das fontes e

práticas de acordo com sua potencialidade de causar danos a saúde humana. Esse

sistema de categorização estabelece sua categoria a partir do processamento dos

dados referentes ao inventário como: origem, volume, tipo e radionuclídeos. A partir

desta categorização é possível estabelecer a estratégia para o gerenciamento

seguro das fontes.

A categorização das fontes é baseada no conceito de periculosidade das

fontes, ou seja, baseada no perigo que a fonte representa no seu potencial de

causar danos à saúde (Tabela 6). Algumas fontes podem causar efeitos

determinísticos ou efeitos estocásticos, para tais efeitos ocorrerem depende da

31

energia da fonte, do elemento radioativo, da atividade, do tipo de radiação, entre

outros. Para obter a categorização é preciso calcular A/D, no qual A = é a atividade

da fonte, e D= valor normalizado estabelecido em função do radionuclídeo em uma

fonte, a qual se estivesse fora de controle poderia causar efeitos determinísticos

severos.

Tabela 6 – Categorização das fontes.

Categoria Fontes e Práticas Valores de A/D

1 Geradores radiotérmicos, irradiadores, fontes de teleterapia. A/D ≥ 1000

2 Gamagrafia, braquiterapia de alta e média taxa de doses. 1000 > A/D ≥ 10

3 Medidores industriais fixos com fontes de alta atividade, fontes

utilizadas em Perfilagem de poços. 10 > A/D ≥ 1

4

Fontes de braquiterapia de baixa taxa de doses, medidores

industriais que não tem fontes de alta atividade, densitometria

óssea, eliminadores de carga estática.

1 > A/D ≥ 0.01

5

Fontes utilizadas em aplicadores oftálmicos, dispositivos de

fluorescência de raios X, dispositivos de captura eletrônica,

fontes utilizadas na Tomografia por Emissão de Pósitrons (PET)

0.01 >A/D e A >

Nível de isenção

Fonte: IAEA, 2005.

Como ilustrado na tabela 6, os medidores nucleares são divididos em

categoria 3 e 4, essa variação ocorre devido a diferença entre os medidores fixos e

portáteis, e as atividades de suas fontes. As atividades das fontes, utilizadas em

medidores portáteis, costumam ser menor do que a atividade das fontes contidas

nos medidores fixos, porém, devido sua portabilidade há uma probabilidade maior de

serem danificados. As pesquisas mostram que diversos acidentes ocorrem com

certa periodicidade.

2.5 Eventos anormais ocorridos com medidores nucleares de densidade de solo

Os acontecimentos causadores de acidentes podem ser presumidos, bem

como sua probabilidade de ocorrência, mas é impossível prever ao certo. Quando há

uma falha nos cumprimentos dos procedimentos operacionais que são adotados

pela empresa, isto se torna o principal motivo para a causa dos acidentes.

32

Há falta de monitoração da área no local onde há medidores nucleares e a

falta de conhecimento do aparelho para a leitura, são exemplos de possíveis

oportunidades para que ocorram acidentes. Os acidentes com medidores e

perfilagem de poços de petróleo, ocorrem em menor escala e gravidade, do que em

radiografia industrial e em irradiadores de grande porte. Tivemos muitos acidentes

ocorridos ao longo dos últimos 50 anos. Abaixo destacaremos alguns deles e lições

aprendidas:

Medidor de nível em uma siderúrgica com fonte de 60Co de 0,37 GBq -

Brasil, 1989. (DA SILVA, 2012)

Ocorreu sobre o aquecimento da blindagem do medidor durante o processo

de manutenção da câmara do sistema de apagamento a seco de coque.

No primeiro dia foi realizado um levantamento radiométrico das fontes e não

foi constatada nenhuma anormalidade. No segundo dia deram início ao resfriamento

da câmara para a manutenção programada. No quinto dia iniciaram a retirada das

fontes, e contataram o acidente.

Foi localizada a trinca na parede da câmara, abaixo da blindagem (chumbo),

foi provocado pelo ar quente que fluiu. O ponto de fusão do chumbo é de 327°C e do

cobalto é de >1000°C. Quando o técnico foi retirar a fonte, observou que o cadeado

estava travado, para facilitar a abertura do mesmo, apoiou a parte inferior da

blindagem com as mãos, para inclina-la e tentar abrir o obturador.

Com a abertura do obturador virada para o piso, constatou que o peso era

menor e que uma crosta de material (chumbo) tinha sido formada na parte esterna

da blindagem. O serviço foi interrompido e a equipe de segurança do trabalho

realizou o levantamento radiométrico. Dois técnicos foram expostos à radiação

durante 20 minutos enquanto estavam retirando a fonte, e dentro desse tempo,

ficaram 5 minutos junto à fonte.

Foram tomadas as providências para que todos os medidores fossem

retirados antes do resfriamento da câmara, antes da manutenção dos canais de

inspeção, próximos a blindagem, forem fechados, e foram feitas bases retangulares

com 100 de concreto refratário e 100 mm de manta isolante sob a fonte. As frestas

foram fechadas para evitar a queda do coque incandescente na região da fonte.

33

Medidor de nível com fonte de 137Cs de 111 GBq - Reino Unido, 1992.

(CROFT, 1999)

Em um teste de fuga periódico (26 meses) foi constatado um vazamento em

uma fonte que tinha em torno de 25 anos. As taxas de dose medidas nas

proximidades foram maiores que 5 mSv/h. A área foi isolada, o fornecedor foi

acionado, o medidor foi retirado de operação, e nenhuma contaminação foi

encontrada na instalação.

O fabricante alegou que a blindagem sofreu corrosão (pelo ar marinho).

Nenhuma ocorrência de dose foi constatada.

Lições aprendidas: Todas as fontes que tenham alcançado o limite de sua

vida útil, ou que estejam deteriorando-se devem ser inspecionadas pelo

fabricante/fornecedor ou serem substituídas e, em locais onde as fontes podem ser

deterioradas (pelo ar marinho, por exemplo), deve-se levar em

consideração menores intervalos de tempo para os testes de fuga.

Perfilagem de poços de petróleo com medidor de umidade com fonte

de 137Cs de 56,6 GBq. (DA SILVA 2012)

Ao puxar o porta fonte, a fonte desprendeu-se e rolou pelo chão até um

conjunto de canos metálicos. Nesta ocasião não foi utilizado o monitor de radiação.

Em seguida, ao utilizar o monitor, notou-se a perda do porta fonte, o supervisor de

radioproteção foi então acionado e a fonte recuperada após 8 horas. Os operadores

não tiveram doses maiores que a radiação de fundo, pois os canos serviam como

blindagem.

Alerta de acidente com densímetro em Zona Sur – Chile, 2013.

(GONZÁLEZ, 2013)

Um acidente com um densitômetro nuclear levantou as agências

humanitárias de alerta em Zona Sur de possível exposição à material radioativo no

meio ambiente.O incidente aconteceu na terça-feira à tarde, a dois quilômetros da

entrada para Ciudad Cortez no cantão de Osa, Puntarenas na Rota 34.

34

O acidente ocorreu depois que um densímetro nuclear de densidade de solo,

da empresa de construção Hernán Solís, foi esmagado por um caminhão enquanto o

trabalho estava sendo feito na estrada. Leonel Jiménez do Corpo de Bombeiros,

disse que o dispositivo tem uma pílula radioativa que poderia ter sido exposta ao

incidente.

O dispositivo foi levado para os porões da empresa Hernán Solís. A rota foi

reaberta para a etapa regulamentada a meia-noite de terça-feira, depois de governar

a exposição a radioatividade. O local foi assistido por uma unidade de terminação, o

pessoal de resgate de materiais perigosos e engenharia de incêndio. Além disso, a

cooperação de aplicação da lei e do Ministério da Saúde. Por sua parte, o Conselho

de Segurança Rodoviária (COSEVI) rejeitou a existência de uma situação de

emergência. Ele explicou que os medidores de densidade têm uma cápsula

protetora, e com o acidente não foi danificada.

Alerta de roubo de caminhonete com equipamento radioativo em

Ciudad Juarez – México, 2017. (EXCELSIOR, 2017)

As autoridades de Ciudad Juárez emitiram um alerta geral, dizendo que um

equipamento contendo material radioativo foi roubado junto com uma caminhonete

na fronteira. O próprio prefeito, Armando Cabada, pediu à população em geral que

localize a caminhonete e o equipamento nuclear roubado nas ruas durante a tarde

de segunda-feira (Figura 10).

Em seu site oficial, Cabada escreveu que “o alerta é emitido por roubo de

uma caminhonete Nissan White EC 95681 contendo o densímetro nuclear de um

laboratório”. O chefe de proteção civil do município, Efrén Matamoros, acrescentou

que o densímetro nuclear é um dispositivo altamente perigoso por causa da radiação

que ele emite.

35

Figura 10 – Caminhonete com equipamento radioativo no México.

(Fonte: EXCELSIOR, 2017)

Polícia recuperou um medidor nuclear de densidade roubado em La

Serena – Chile, 2017. (LEAL, 2017)

Após cerca de 2 meses de investigação, o pessoal da polícia conseguiu

recuperar um medidor nuclear de densidade roubado em 13 de abril de 2017 a partir

de agências da empresa Sacyr, encarregado dos trabalhos de construção do

bidirecional estrada entre La Serena e Vallenar.

Como a empresa relatou ao jornal El Dia, os policiais estavam realizando um

controle de operação de empresas do setor de identidade La Serena, quando um

homem de casaco vermelho carregando um saco começou a tentar fugir da polícia.

Isso levantou suspeitas da polícia, que seguiram o indivíduo a um lote vago. Onde

ao rever sua bolsa encontraram uma escala semelhante a um objeto amarelo

correspondente ao dispositivo nuclear roubado.

Desde que o homem, identificado pelas iniciais L.J.M.P. não foi capaz de

explicar a procedencia do objeto perigoso, ele foi disponibilizado para julgamento.

Enquanto isso, o medidor nuclear de densidade foi devolvido imediatamente à

empresa Sacyr, para avaliar o seu estado (Figura 11).

As lições aprendidas através desses acidentes faz com que tenhamos uma

melhor visão sobre possíveis cenários que tenham eventuais ocorrências de

acidentes. Muitos desses acidentes poderiam ter sido previstos ou até evitados,

caso os operadores e responsáveis fossem devidamente capacitados, treinados

adequadamente e tivessem melhor conhecimento dos procedimentos de segurança.

36

Figura 11 – Medidor Nuclear roubado em La Serena.

(Fonte: LEAL, 2017)

2.6 Regulamentação no Brasil e recomendações internacionais

No Brasil não há uma regulamentação específica, voltada para Medidores

Nucleares de Densidade de Solo, mas a Comissão Nacional de Energia Nuclear que

através de suas normas gerais e suas regulamentações determinam ações e

métodos que devem ser seguidos.

a) Norma CNEN 3.01 Diretrizes Básicas De Proteção Radiológica

Esta Norma se aplica as práticas, incluindo todas as fontes associadas a

essas práticas, bem como a intervenções.

As práticas para as quais esta Norma se aplica incluem:

a) o manuseio, a produção, a posse e a utilização de fontes, bem como o

transporte, o armazenamento e a deposição de materiais radioativos, abrangendo

todas as atividades relacionadas que envolvam ou possam envolver exposição à

radiação;

b) aquelas que envolvam exposição a fontes naturais cujo controle seja

considerado necessário pela CNEN.

37

Os requisitos desta Norma se aplicam às exposições ocupacionais,

exposições médicas e exposições do público, em situações de exposições normais

ou exposições potenciais.

a.1) Limitação de dose

A exposição normal dos indivíduos deve ser restringida de tal modo que nem

a dose efetiva nem a dose equivalente nos órgãos ou tecidos de interesse, causadas

pela possível combinação de exposições originadas por práticas autorizadas,

excedam o limite de dose especificado na tabela a seguir, salvo em circunstâncias

especiais, autorizadas pela CNEN (Tabela 7). Esses limites de dose não se aplicam

às exposições médicas.

Tabela 7 - Limitação de dose individual anual.

Limites de doses anuais [a]

Grandezas Órgão Individuo ocupacionalmente

exposto Individuo do público

Dose efetiva

Corpo inteiro 20 mSv [b] 1 mSv [c]

Dose equivalente

Cristalino 20 mSv [b] 15 mSv

Pele [d] 500 mSv 50 mSv

Mãos e pés 500 mSv -

Fonte: CNEN, 2014.

[a] Para fins de controle administrativo efetuado pela CNEN, o termo dose anual deve ser considerado como dose no ano calendário, isto é, no período decorrente de janeiro a dezembro de cada ano.

[b] Média ponderada em 5 anos consecutivos, desde que não exceda 50 mSv em qualquer ano.

[c] Em circunstancias especiais, a CNEN poderá autorizar um valor de dose efetiva de até 5 mSv em um ano, desde que a dose efetiva em um período de 5 anos consecutivos, não exceda a 1 mSv por ano.

[d] Valor médio em 1 cm² de área, na região mais irradiada. (CNEN, 2014)

a.2) Exposição do público

Os titulares devem estabelecer medidas para que essas fontes estejam em

segurança dentro de suas instalações e assim prevenir falhas na segurança dessas

fontes evitando uma exposição acidental ao publico, e se ocorrido poder minimizar

as consequências dessa exposição.

38

a.3) Controle de visitantes

Os titulares devem:

• Tomar as medidas necessárias para assegurar a proteção

radiológica adequada de visitantes a áreas controladas, incluindo informações

e instruções apropriadas;

• Assegurar que visitantes menores que 16 anos não tenham

acesso às áreas controladas.

a.4) Classificação de áreas

A classificação das áreas de trabalho é necessária para que se tenha um

maior controle pensando em proteção radiológica. Essas áreas podem ser

classificadas em: controladas, supervisionadas e livres.

Uma área para ser controlada deve ser uma área sujeita a regras especiais

de proteção e segurança, com a finalidade de controlar as exposições normais,

prevenir a disseminação de contaminação radioativa e prevenir ou limitar a

amplitude das exposições potenciais.

Uma área para ser supervisionada deve ser uma área para a qual as

condições de exposição ocupacional são mantidas sob supervisão, mesmo que

medidas de proteção e segurança específicas não sejam normalmente necessárias.

Uma área para ser considerada livre deve ser uma área qualquer área que

não seja classificada como área controlada ou área supervisionada, que esteja fora

do risco de exposições.

As áreas tanto controlada como supervisionada devem ser sinalizadas com

o símbolo internacional da radiação ionizante, contendo ainda algumas informações

como: tipo de fonte utilizada, tipo do material, aplicação, tudo relacionado à radiação

ionizante.

39

b) Norma CNEN NN 6.02 Resolução CNEN 166/14 Abril / 2014 - Licenciamento De

Instalações Radiativas

Dispõe sobre o licenciamento de instalações radiativas que utilizam fontes

seladas, fontes não seladas, equipamentos geradores de radiação ionizante e

instalações radiativas para produção de radioisótopos.

No caso de medidores nucleares, pertence ao Grupo 3 segundo a definição

desta contida na nesta norma:

GRUPO 3 - Instalações, incluindo aquelas para fins de comércio e

prestação de serviços, nas quais se manipulam, utilizam ou armazenam fontes

seladas que não se enquadram nos Grupos 1 (Instalações de grande porte) e 2

(Instalações que utilizam fontes seladas em equipamentos), as quais, considerando

os valores de referência D, listados no Anexo I desta norma, se subdividem em um

dos subgrupos especificados a seguir:

No caso de um único radionuclídeo:

1. Subgrupo 3A - Instalações que utilizam fontes seladas com atividade

inferior ou igual a 1/10 (um décimo) do valor de referência D;

2. Subgrupo 3B - Instalações que utilizam fontes seladas com atividade

superior a 1/10 (um décimo) do valor de referência D e inferior ou igual a D ou;

3. Subgrupo 3C - Instalações que utilizam fontes seladas com atividade

superior ao valor de referência D.

No caso de medidores nucleares do subgrupo 3C, há necessidade de uma

autorização de construção de uma Instalação e para modificação de itens de

segurança.

40

c) Norma CNEN NE 3.02 Agosto/1988 - Serviços de Radioproteção

Esta Norma aplica-se às Instalações Nucleares e às Instalações Radiativas

e tem como objetivo estabelecer os requisitos relativos à implantação e ao

funcionamento de Serviços de Radioproteção.

Sendo Medidor Nuclear um equipamento com fonte radioativa, obedece aos

requisitos estabelecidos pelos Serviços de Radioproteção como:

• Constituir o único órgão ou serviço autorizado pela Direção da

instalação para a execução das atividades de radioproteção especificadas nesta

Norma;

• SR deve estar diretamente subordinado à Direção da instalação, sem

ser estruturalmente vinculado a grupos de manutenção ou de operação da

instalação;

• O pessoal lotado no Serviço de Radioproteção deve ser constituído por

um Supervisor de Radioproteção, por um número apropriado de técnicos de nível

superior e/ou médio, e por auxiliares devidamente qualificados para o exercício das

suas funções específicas.

Os Serviços de Radioproteção relacionados com medidor nuclear devem

desempenhar atividade como:

• Controle dos trabalhadores;

• Controle de área

• Controle de equipamentos

• Controle de fontes de radiação e de rejeitos

• Treinamento de trabalhadores; e

• Registros de dados e preparação de relatórios

41

d) Norma CNEN NN 7.01 - Resolução CNEN 146/13 Março / 2013 - Certificação da

Qualificação de Supervisores de Proteção Radiológica

Dispõe sobre a certificação da qualificação de supervisores de proteção

radiológica.

Deve-se ter um profissional qualificado para assumir as tarefas e conduzir as

ações que devem ser tomadas para proteção radiológica nas instalações.

A CNEN certifica esses profissionais que são qualificados como

supervisores de proteção radiológica através de exames que acontecem

anualmente.

As áreas de atuação para as quais a CNEN certifica supervisores de

proteção radiológica são agrupadas por classes I ou II, para caso de medidores

nucleares a classe é II.

O tempo mínimo de experiência do candidato a supervisor de proteção

radiológica, na área de Medidor Nuclear, é no mínimo 100 horas.

e) Norma CNEN NE 5.01 Resolução CNEN 013/88 Agosto / 1988 - Transporte de

Materiais Radioativos

O objetivo desta Norma é estabelecer, com relação ao transporte de

materiais radioativos, requisitos de radioproteção e segurança a fim de garantir um

nível adequado de controle da eventual exposição de pessoas, bens e meio

ambiente à radiação ionizante.

Esta Norma, no contexto do transporte de materiais radioativos, aplica-se:

Ao transporte por terra, água ou ar.

Esta Norma não se aplica ao transporte de material radioativo que se realize

no interior de instalações nucleares ou radiativas, a ser efetuado e supervisionado

de acordo com procedimentos elaborados pelo Supervisor de Radioproteção da

instalação.

42

f) Recomendações Internacionais ISO 9978

O teste de esfregaço é um teste que está aprovado pela International

Organization for Standardization – ISO 9978 “Radiation protection – Sealed

radioative sources – Leakage test 19 methods”. Nesta norma, é apresentado o limite

de aprovação para o teste de esfregaço. (ISO, 1992)

Segundo a norma (ISO, 1992) este teste do esfregaço pode ser utilizado em

situações em que não é apropriado usar uma mecha de algodão molhada, por

exemplo, para alta atividade de fonte de cobalto-60 ou, em alguma inspeção

recorrente. Para realizar o teste, esfregar cuidadosamente toda a superfície externa

da fonte selada com mecha de algodão seca e medir a atividade do cotonete. Se

atividade detectada não exceder 0,2 kBq a fonte selada é considerada integra.

43

3. METODOLOGIA

Este trabalho foi divido em três etapas distintas com o objetivo de facilitar as

avaliações de cada uma delas, seguindo uma cronologia que permita uma

manipulação segura do medidor nuclear de densidade de solo, conforme seu real

uso. Através dessa divisão de etapas também foi possível avaliar individualmente os

objetivos propostos, de forma a permitir a identificação de possíveis falhas pontuais

no medidor em cada etapa, permitindo seu uso seguro.

A primeira etapa foi uma avaliação radiológica do equipamento em

laboratório. Esta etapa teve como objetivo quantificar os níveis de radiação do

densímetro nuclear de solo em uma área controlada, para avaliar a própria

blindagem, permitindo assim a comparação desses níveis objetivos com os limites

máximos estipulados pelo fabricante, de modo a caracterizar se o densímetro está

em condições de uso seguro.

A segunda etapa foi a realização de um teste de esfregaço nas fontes de

Césio-137 em laboratório. Esta etapa teve como objetivo analisar a integridade das

cápsulas das fontes radioativas, evitando assim prováveis contaminações nos

indivíduos e no meio ambiente.

A terceira etapa foi outra avaliação radiológica em laboratório do medidor

nuclear no recipiente com os solos. Esta etapa teve como objetivo medir os níveis de

radiação do equipamento com a fonte exposta dentro do setup com três tipos de

solo diferentes separadamente, e também verificar se há necessidade do uso de

blindagem em torno do setup.

Todas as avaliações e procedimentos foram realizados no

LABORATÓRIO DE INDÚSTRIA do Instituto de Radioproteção e Dosimetria – IRD.

Na primeira e segunda etapa foram utilizados 4 medidores nucleares de densidade

solo, sendo dois do fabricante Troxler e 2 do fabricante Soiltest. Na terceira etapa foi

utilizado apenas 1 medidor nuclear de densidade de solo do fabricante Soiltest

(Tabela 8).

44

Tabela 8 – Dados dos medidores nucleares de densidade de solo utilizados.

Medidor Medidor A Medidor B Medidor C Medidor D

Fabricante Soiltest Soiltest Troxler Troxler

Modelo NIC-5CS NIC-5DTM 2401 2401

Nº de série 77D011 77D010 AC 5019 AC 5017

Data da Fonte 03/1977 03/1977 27/06/1975 27/06/1975

Atividade Gama 0,37 GBq (10 mCi)

0,37 GBq (10 mCi)

0,303 GBq (8,2 mCi)

0,289 GBq (7,8 mCi)

Atividade Nêutrons

2,22 GBq (60 mCi)

2,22 GBq (60 mCi)

1,85 GBq (50 mCi)

1,85 GBq (50 mCi)

Atividade Gama em 11/07/2017

0,147 GBq (3,97 mCi)

0,147 GBq (3,97 mCi)

0,115 GBq (3,11 mCi)

0,110 GBq (2,97 mCi)

Atividade Nêutrons

Em 11/07/2017

2,08 GBq (56,2 mCi)

2,08 GBq (56,2 mCi)

1,73 GBq (46,76 mCi)

1,73 GBq (46,76 mCi)

Fonte: IRD/CNEN, 2017.

3.1 Avaliação radiológica do medidor nuclear de densidade de solo

Para determinar um mecanismo de uso seguro dos equipamentos é

necessário conhecer as taxas de dose de cada equipamento. É importante os IOE’s

terem conhecimento das doses próximas ao medidor, pois o mesmo é

continuamente transportado e requer aproximação para sua calibração e ajuste.

Seguem nas tabelas 9 e 10 os limites de dose recomendados para radiação

gamae radiação de nêutrons respectivamente, recomendados pelo fabricante

Troxler.

Tabela 9 – Limites de taxa de dose para radiação gama recomendados pelo fabricante.


Tabela 10 – Limites de taxa de dose para radiação de nêutrons recomendada pelo fabricante.

Limites de taxa de dose para radiação nêutrons - TROXLER - µSv/h

Posição 1 2 3 4 5 6 7

Superfície 4,0 3,0 3,0 6,0 7,5 -- 20

30 cm 1,5 0,5 1,0 2,0 2,0 -- 2,0

100 cm <0,5 <0,5 <0,5 0,5 <0,5 -- <0,5


Limites de taxa de dose para radiação gama - TROXLER - µSv/h

Posição 1 2 3 4 5 6 7

Superfície 55 160 40 90 110 -- 170

30 cm 9,0 140 16 14 15 -- 5,0

100 cm 1,0 20 3,0 3,0 2,0 -- 1,0

45

A figura 12 apresenta os pontos de monitoração no medidor nuclear.

Figura 12 – Pontos de monitoração no medidor nuclear. (Fonte: Acervo pessoal)

A tabela 11 descreve os pontos de monitoração no medidor nuclear.

Tabela 11 – Descrição dos pontos de monitoração no medidor nuclear. Pontos de monitoração no medidor nuclear de densidade de solo

Posição Descrição

1 Frente

2 Lateral esquerda

3 Lateral direita

4 Traseira

5 Visor

6 Base

7 Haste

Nesta primeira etapa comparamos as taxas de dose encontradas por nós

com os limites de taxa de dose recomendados pelo fabricante Troxler, nos pontos de

interesse do medidor nuclear de densidade de solo.

Conhecendo as doses recomendadas pelo fabricante, realizamos 3 (três)

medidas utilizando o tempo de 1 (um) minuto para cada medida de radiação gama e

para as medidas de radição de nêutrons, em cada um dos pontos de interesse, nos

4 (quatro) medidores nucleares de densidade de solo. As figuras 13 e 14 ilustram

parte desta etapa:

46

Figura 13 – Levantamento radiométrico para radiação gama.


Figura14 – Levantamento radiométrico para radiação de nêutrons.


Foram realizados testes para garantir a segurança das medidas da

radiação de nêutrons no tempo de 1 (um) minuto. Seguem na tabela 12 os dados

relacionados com os monitores utilizados:

Tabela 12 – Relação dos monitores de radiação utilizados.

Monitor Monitor 1 Monitor 2

Tipo Gama Nêutrons

Fabricante Eberline Nardeux

Modelo E600 Dineutron 2.1

Nº de série 02072 104

Calibração 23/07/2014 07/2017

Teste de Aferição 9,29 -


47

3.2 Avaliação de contaminação do medidor nuclear de densidade de solo

De acordo com as recomendações dos fabricantes, devem ser realizados

periodicamente testes de controle de qualidade em equipamentos que contenham

materiais radioativos, visando garantir a segurança da fonte e do indivíduo

ocupacionalmente exposto. Entre os testes realizados, existe o teste de esfregaço

na fonte radioativa, que é executado na superfície das fontes.

Esse teste tem como objetivo verificar a integridade do encapsulamento das

fontes seladas, visando avaliar se há contaminação ou não, assegurando que sua

manipulação seja feita de modo seguro, desta forma garantindo que as doses de

radiação dos operadores e dos indivíduos do público estejam abaixo dos limites

recomendados e evitando a contaminação do meio ambiente.

O primeiro passo para a realização deste teste é separar todo o material

necessário, são eles: monitores, sondas, detectores, sacos para colocar as amostras

coletadas, cotonetes, haste metálica, espelho, equipamentos de segurança e fonte

de aferição. A figura 15 mostra o monitor utilizado e suas respectivas sondas:

Figura 15 – Monitor com a sonda GM e sonda pancake.


Em seguida verificar as condições de operação dos equipamentos de

monitoração (data de calibração, teste de resposta com a fonte teste, nível de

bateria, compatibilidade com o tipo de radiação a ser medida, teste de aferição, etc.).

Nas tabelas 13 e 14 seguem os dados do monitor utilizado, e os valores obtidos no

teste de aferição do detector, respectivamente:

48

Tabela 13 – Relação dos monitores de radiação utilizados no teste de esfregaço.

Monitor Monitor 1

Tipo Gama

Fabricante Eberline

Modelo E600

Nº de série 02072

Calibração 23/07/2014

Sonda 1 GM

Sonda 2 Pancake


Tabela 14- Teste de fonte de aferição.

Sonda 1 Sonda 2

8,4 µSv/h 9,15 Kcpm

O teste com a fonte de aferição é realizado com função de avaliar se o

medidor de radiação está funcionando corretamente, a figura 16 exemplifica esse

teste:

Figura 16 – Teste de fonte de aferição.


O próximo passo para a realização do teste de esfregaço no medidor nuclear

de densidade de solo é a monitoração da bancada (local onde será feito a medição

das amostras), monitoração dos sacos que conterão as amostras, dos cotonetes, e

da haste metálica, essas monitorações são realizadas utilizando a sonda pancake

para medir radiação beta, a tabela 15 mostra os valores encontrados em cada uma

dessas monitorações:

49

Tabela 15 – Monitoração de material e área a ser usada.

Radiação de Fundo Bancada Sacos para

amostra/Cotonetes Hastes

312 cpm 232 cpm 192 cpm 243 cpm

Após todos esses procedimentos deve-se posicionar o medidor sobre uma

bancada firme, certificando-se que a fonte esteja devidamente travada. Em seguida

colocar o detector de radiação ao lado do medidor nuclear para monitoração de dose

durante o procedimento de esfregaço, usando a sonda lápis. Logo depois se deve

posicionar o espelho que irá auxiliar no teste de esfregaço, conforme mostra a figura

17:

Figura 17 – Espelho devidamente posicionado mostrando o canal da fonte.


Com o posicionamento do densímetro e do espelho deve-se calçar as luvas,

para evitar possíveis contaminações, em seguida preparar todo o material para a

coleta do esfregaço, inserindo o cotonete cortado ao meio na ponta da haste

metálica demonstrado na figura 18.

Figura 18 – Sequência da preparação do amostrador. (Fonte: Acervo pessoal)

50

Cuidadosamente deve-se introduzir a extremidade da haste metálica que

contenha o contonete amostrador no canal da fonte assim como mostrado na figura

19, até que haja contato entre o amostrador (cotonete) e a cápsula que envolve a

fonte gama (Figura 20).

Figura 19 – Introdução do amostrador no orifício da fonte do densímetro do fabricante Soiltest. (Fonte: Acervo pessoal)

Figura 20 – Introdução do amostrador no orifício da fonte do densímetro do fabricante Troxler. (Fonte: Acervo pessoal)

Após tocar a extremidade do amostrador na cápsula da fonte radioativa,

procede-se o esfregaço, girando o amostrador de modo a coletar a maior quantidade

possível de material. É importante destacar que durante todo o tempo em que o

medidor nuclear fica em cima da bancada há a monitoração constante dos níveis de

radiação utilizando a sonda GM, conforme a figura 21:

51

Figura 21 – Procedimento do esfregaço com constante monitoração de área.


Após terminar o esfregaço, deve-se retirar a extremidade do amostrador do

canal da fonte, e cuidadosamente introduzir a amostra em um saco plástico para que

procedam as medições, e repetir todos esses procedimentos citados com o restante

dos medidores. Os sacos plásticos em que são colocadas cada uma das amostras

devem ser devidamente lacrados e identificados com os dados do equipamento, da

fonte, do monitor de radiação utilizado e do responsável pelas medidas. Cada

amostra deve conter as seguintes informações da tabela 16:

Tabela 16 – Modelo de ficha de identificação de amostra.

Ficha de identificação de amostra

Data: Hora:

Proprietário/Titular

Dados do medidor nuclear

Fabricante: Modelo: N° de série:

Dados da fonte

Tipo de radiação: Atividade: Data da fonte:

Dados do detector/monitor de radiação

Fabricante: Modelo: N° de série

Tipo de monitor: Data de calibração: Radiação de fundo:

Responsável pela coleta: Tipo de amostra:

Resultado:

Foram realizadas três coletas de amostras em cada um dos quatro

medidores nucleares de densidade de solo, cada uma foi armazenada e identificada

dentro de um saco plástico separadamente. Após as amostras coletadas, foram

levadas para a bancada onde foi realizada a monitoração de cada amostra

52

separadamente utilizando a sonda pancake, por um tempo de cinco minutos para

cada amostra, conforme a figura 22.

Figura 22 – Monitoração das amostras.


Durante um de nossos testes de esfregaço, o amostrador (cotonete) se

desprendeu da haste metálica e caiu no chão, logo após o esfregaço no orifício da

fonte. Isso ocorreu devido ao amostrador não estar bem encaixado e fixado na

haste, para solucionar o problema, coletou-se o cotonete com uma pinça de cabo

longo (Figura 23) e colocando-o em um dos sacos plásticos separados para

armazenar as amostras.

Figura 23 – Retirada da amostra do chão.


Apesar de não termos encontrado nenhuma contaminação nas amostras

do teste de esfregaço realizadas, por cultura de segurança monitoramos a

extremidade da pinça utilizada para retirar a amostra do chão e monitoramos

também o chão (Figura 24), onde os valores obtidos nas medições ficaram no

mesmo nível do BG, caracterizando que não houve nenhuma contaminação.

53

Figura 24 – Monitoração do chão e da pinça


3.3 Avaliação radiológica em laboratório do setup do medidor nuclear com os tres

tipos de solos

Para que o experimento fosse realizado, coletamos três tipos de solo que

estão localizados em sítios próximos. As origens dos solos coletados são: IRD, Vila

do Pan e Praia do Recreio. A seleção desses solos foi baseada no mapa

semidetalhado de solos do município do Rio de Janeiro (Figura 25).

Figura 25 – Mapa dos tipos de solo da cidade do RJ.

(Fonte:https://www.embrapa.br/busca-de-produtos-processos-e-servicos/-/produto-servico/351/mapa-semi-detalhado-dos-solos-do-municipio-do-rio-de-janeiro)

54

Para coletar as amostras foram necessários os seguintes materiais: Sacos

de plástico, balde limpo e pá. Por se tratarem de áreas com grande fluxo de

pessoas, antes de ser retirada a amostra foi realizada limpeza da área retirando-se

folhas, capim, pedras a fim de minimizar as impurezas. A profundidade de amostra

coletada foi de 20 a 30 cm.

Segue abaixo um estudo detalhado sobre cada um dos três tipos solos

selecionados para realizar um estudo experimental de avaliação radiológica em um

medidor nuclear de densidade de solo através de levantamento radiométrico:

a) Espodossolo Ferrihumilúvico (solo do IRD): Esse tipo de solo, conhecido também

como podzóis, são solos ácidos e pobres em bases trocáveis (Figura 26). Do ponto

de vista físico, apresentam em geral textura arenosa, com baixíssima capacidade de

retenção de água e nutrientes, e problemas de drenagem nas posições abaciadas,

onde ocorrem horizontes endurecidos que bloqueiam a percolação da água,

formando lençol freático suspenso no período chuvoso, podendo também influenciar

no crescimento das raízes quando muito superficiais.

Figura 26 – Solo do IRD, ESKo.

(Fonte: https://www.embrapa.br/busca-de-produtos-processos-e-servicos/-/produto-servico/351/mapa-semi-detalhado-dos-solos-do-municipio-do-rio-de-janeiro)

b) Organossolo tiomórficohêmicos salino (solo da Vila do Pan): Apresentam elevada

concentração de enxofre ou compostos deste elemento (Figura 27). Quando

oxidados por efeito de drenagem ou rebaixamento do lençol freático, tornam-se

extremamente ácidos, impróprios ao cultivo de culturas comuns. São encontrados

em zonas úmidas da orla marítima, sendo mal e muito mal drenados, em banhados,

pântanos e áreas próximas aos mangues. Contém presença de material orgânico de

55

moderado a bem decomposto com estrutura vegetal pouco ou nada reconhecível,

primeiro estágio da formação do húmus. Há presença de sais prejudicial à maioria

das plantas. (AGÊNCIA EMBRAPA DE INOVAÇÃO TECNOLÓGICA, 2017)

Figura 27 – Solo da Vila do Pan, OJy.


c) Arenoso (solo da praia do Recreio): esse tipo de solo é formado por uma grande

quantidade de areia (contêm cerca de 70% de areia, eem menor parte, por argila

15%). É um tipo de solo bastante permeável, pois a água entra nele com muita

facilidade, se infiltrando pelos espaços que ficam entre os grãos da areia.

Normalmente é um solo pobre em nutrientes, por esse motivo é difícil você ver

muitas plantas em solos arenosos (Figura 28).

Figura 28 – Solo da Praia do Recreio.


Após todo esse estudo, foi realizada uma avaliação radiológica através de

levantamento radiométrico no medidor nuclear de densidade de solo A. Foram

realizadas 3 (três) medidas utilizando o tempo de 1 (um) minuto para cada medida

de radiação gama, em cada um dos pontos de interesse, sendo eles no visor e no

56

verso do setup, as tabelas 17 e 18 apresentam os dados dos detectores utilizados

para estas medições e os valores de BG no laboratório (área controlada) e na área

externa (área livre), respectivamente.

Tabela 17 – Dados dos detectores.

Tabela 18 – Valores de BG na área livre e área controlada para radiação gama..

As medições foram realizadas na superfície do cilindro, a 30 centímetros e a

1 metro, estas medidas foram feitas no visor e no verso do cilindro com dois

monitores diferentes simultaneamente, como ilustra a figura 29. Foi realizado um

teste para assegurar a eficácia e a segurança dos dois detectores sendo usados

simultaneamente, nesse teste os dois monitores foram colocados no visor do setup,

encostados em sua superfície por 1 minuto, e o monitor 1 mediu 800 µSv/h e o

monitor 2 mediu 700 µSv/h, esses valores encontrados mostraram que a variação de

um monitor para o outro não é significativa, tornando assim possível a execução da

avaliação radiológica usando os dois monitores simultaneamente.

Monitor Monitor 1 Monitor 2

Tipo Gama Gama

Fabricante Eberline Eberline

Modelo E600 ASP-1

Nº de série 02072 3851

Calibração 23/07/2014 11/07/2014

Sonda 1 GM GM

Teste de Aferição 10 µSv/h 8µSv/h

Radiação de fundo externa 300 ηSv/h

Radiação de fundo no laboratório 900 ηSv/h

57

Figura 29 – Medidas no cilindro com a fonte exposta no solo.


Todas as medidas foram realizadas com a fonte radioativa exposta. Foi feito

um levantamento radiométrico para cada um dos três tipos de solos selecionados

separadamente, a figura 30 ilustra esses três tipos de solos.

Figura 30 – Solos usados nas medições experimentais.


3.3.1 Determinação da densidade do solo

A determinação da densidade é relativamente simples e baseia-se na coleta

de uma amostra de solos de volume conhecido e com estrutura preservada com

técnicas diversas, incluindo coleta de solo em cilindros, torrão ou feito diretamente

no campo por escavação. Em todos se necessita medir o volume da amostra e

quantificar quanto de solo seco tem-se no volume coletado.

Para sabermos as densidades dos solos estudados medimos a massa do

volume correspondente a 5 cm de cada solo dentro do cilindro separadamente, e a

58

partir dos dados obtidos usamos regra de 3 para calcular o peso no volume total em

que os respectivos solos ocupavam no cilindro. Para pesar esses 5 cm de solos

coletados, foi utilizada uma balança pequena (Figura 31), previamente testada com

1 Kg de Trigo para verificar sua precisão e exatidão.

Figura 31 – Balança usada para medir a massa de cada solo.


O volume do cilindro, e o volume de cada solo dentro do mesmo, foram

calculados usando a fórmula: V= ᴨr²h.

Onde:

V = volume

ᴨ =3,14

r² = raio ao quadrado

h = altura

Para calcularmos as densidades de cada solo fizemos uso da formula

𝐷 =𝑚

𝑣.

Onde:

D= densidade

59

m = massa

v = volume

O cilindro no qual foi feita a coleta dos 5 cm de cada solo, tem 49 cm de

altura, volume de 22617 cm³ e diâmetro de 24,5 cm. Apesar de o cilindro possuir 49

cm de altura, para cada tipo de solo foi usado uma altura diferente para o calculo,

devido à quantidade dos solos coletados, em seus respectivos locais de origem, não

serem suficientes para preencher totalmente o cilindro, com isso no cálculo entrou

somente a altura utilizada no cilindro para cada tipo de solo (Tabela 19).

Tabela 19 – Resultado das medidas dos solos no cilindro.

Solo AREIA IRD PAN

Massa 20126 g 18352 g 17040 g

Altura no cilindro

29 cm 31 cm 30 cm

Raio 12,25 cm 12,25 cm 12,25 cm

Volume 13664,4636 cm³ 14606,8404 cm³ 14135,652 cm³

Densidade 1,47 g/cm³ 1,26 g/cm³ 1,21 g/cm³

3.3.2 Cálculo teórico da blindagem

A Comissão Nacional de energia Nuclear estabelece algumas medidas de

proteção para o homem, entre essas medidas a blindagem é uma forma de proteção

utilizada para reduzir o risco de exposição desnecessária para os indivíduos

ocupacionalmente expostos (IOE) e os indivíduos do público (IP). Sabendo que a

CNEN limita a dose recebida para indivíduos do público em 1 mSv/ano, e limita a

dose recebida para indivíduos ocupacionalmente expostos em média de 20

mSv/ano, temos que:

1 ano de trabalho = 2000horas

Limite de dose por hora para IP:

1𝑚𝑆𝑣

𝑎𝑛𝑜÷ 2000

ℎ𝑜𝑟𝑎𝑠

𝑎𝑛𝑜= 0,5 µ𝑆𝑣/ℎ𝑜𝑟𝑎

Limite de dose por hora para IOE:

60

20𝑚𝑆𝑣

𝑎𝑛𝑜÷ 2000

ℎ𝑜𝑟𝑎𝑠

𝑎𝑛𝑜= 10 µ𝑆𝑣/ℎ𝑜𝑟𝑎

Após a realização da avaliação radiológica através do levantamento

radiométrico com a fonte exposta, baseada nos limites de dose estabelecidos pela

CNEN, observamos como medida conservativa a necessidade de utilizarmos

blindagem. Como material para essa blindagem, selecionamos folhas de chumbo

que estavam a nossa disposição no laboratório de indústria do IRD, para sabermos

quantas folhas seriam necessárias para atenuar os feixes de radiação com a

finalidade de otimizar as doses do IOE, realizamos cálculos matemáticos através da

fórmula abaixo:

𝑥 =1

µ∗ 𝑙𝑛2 ∗

𝐼0

𝐼

Fazendo o cálculo de forma conservativa obtemos 2mm de espessura como

resultado, para confirmar esse valor utilizamos o programa Rad Pro Calculator

(Figura 32), que mostrou necessário o mínimo de 1 mm de espessura, sabendo que

fomos conservativos em nossos cálculos, torna-se coerente a variação dos

resultados, entendendo-se que quando se trata de radiação é sempre melhor

superestimar a proteção radiológica.

Figura 32 – Calculo de blindagem de Chumbo para IOE. (Fonte: http://www.radprocalculator.com/Gamma.aspx)

61

Após realizar os cálculos e descobrir quantos milímetros seriam necessários

para a blindagem, fomos ao laboratório fazer as medições com a fonte exposta no

cilindro contendo o solo, e envolvido por duas folhas de chumbo com espessura de 1

mm cada uma. Na primeira medida percebemos que a blindagem não estava

atenuando o feixe de radiação como deveria, pois mesmo com 2 folhas como

blindagem as taxas de dose estavam acima do limite estabelecido para IOE, isso

ocorreu devido a integridade das folhas de chumbo estarem comprometidas, por

estarem armazenadas por muitos anos, e também por terem marcas de amassados

e de dobraduras (Figura 33).

Figura 33 – Folha de chumbo dobrada e com marcas de amassados.


Observando isso percebemos que uma folha de chumbo de 1 mm (Figura 34)

devido sua má conservação, estava equivalente a 0,5mm. Sendo assim dobramos a

quantidade de blindagem de 2 para 4 folhas chumbo e realizamos uma nova

medição para verificar se a blindagem estava atenuando a radiação, de forma que a

taxa de dose se encontrasse dentro dos limites de dose estabelecidos para IOE, e

os resultados das medições estavam dentro do limite, sendo assim prosseguimos

com nosso levantamento radiométrico.

Figura 34 – Aferição da espessura da folha de chumbo no laboratório.


62

3.3.3 Avaliação radiológica através do levantamento radiométrico

A avaliação radiológica através do levantamento radiométrico, foi feita no

medidor nuclear de densidade de solo A, no setup com os 3 tipos de solo. Foram

realizadas 3 medidas utilizando o tempo de 1 minuto para cada medida de radiação

gama, em cada um dos pontos de interesse, sendo eles no visor e no verso do

setup. As medições foram realizadas na superfície do setup, á 30 centímetros e a 1

metro, estas medidas foram feitas no visor e no verso do setup com dois monitores

de radiação gama diferentes simultaneamente (Figura 35).

Figura 35 – Medidas com a folha de chumbo.


Todas as medições realizadas através do levantamento radiométrico foram

planejadas para IOE, devido ao nosso arranjo experimental ter sido planejado para

ser fixo no laboratório, sendo ele área controlada só podendo ser acessado por

indivíduos ocupacionalmente expostos. Porém, apesar de não termos realizado as

medições visando o limite de dose para IP, utilizamos o programa Rad Pro

Calculator (Figura 36) para calcularmos quantos milímetros de chumbo seriam

necessários para que a taxa de dose respeitasse os limite de indivíduo do público.

63

Figura 36 – Calculo de blindagem de Chumbo para IP. (Fonte: http://www.radprocalculator.com/Gamma.aspx)

Através do programa vimos que seriam necessário 6 mm de chumbo como

blindagem, de modo que as taxas de dose não excedessem o limite estabelecido

para IP que é de 0,5 µSv/h.

Nesta avaliação radiológica através de levantamento radiométrico, não

foram necessárias as medições para radiação de nêutrons, por que se baseando

nas medições para radiação gama, já se superestima a dose para nêutrons.

3.3.4 Estudo de um arranjo experimental para avaliação radiológica de medidores

nucleares de densidade de solo

O objetivo do arranjo experimental, para avaliação radiológica de medidores

nucleares de densidade de solo, é simular diversos tipos de solos com densidades

variadas. E também realizar demonstrações no laboratório do desenvolvimento

dasatividades de medições de densidade de solos normalmente executadas em

campo, feita para alunos, visitantes ou IOE's em geral.

Este arranjo foi elaborado baseado no setup do medidor de espessura, que

já existe no laboratório de indústria do IRD. Consiste de uma estrutura de ferro, com

uma base que comportará o medidor nuclear de densidade nuclear, suspenso por

64

carretilhas, que farão com que o medidor se locomova nessa estrutura de forma ágil,

para medir os diferentes solos que estarão em cilindros de PVC.

Os cilindros terão 49 cm de altura, um volume de 22617 cm³ e diâmetro de

24,5 cm. Para proteção conservativa de IOE's os quatro lados da estrutura terão

revestimentos de no mínimo 2 mm de chumbo.

Através de cálculos matemáticos notou-se também a possibilidade de se

usar vidro plumbífero, para tornar a experiência em laboratório mais útil e

interessante, pois dará a visão completa da prática. Esse vidro deverá ter no mínimo

2 mm de espessura. Para estimar esse valor da espessura necessária, utilizamos o

programa Rad Pro Calculator (Figura 37).

Figura 37 – Calculo de blindagem de Vidro plumbífero para IOE.

(Fonte: http://www.radprocalculator.com/Gamma.aspx)

65

4. RESULTADOS

4.1 Levantamento radiométrico do medidor nuclear e de densidade de solo

No total foram realizadas 504 (quinhentos e quatro) medições, sendo 126

(cento e vinte e seis) em cada medidor nuclear, divididas em 3 (três) medidas para

cada um dos 7 (sete) pontos de interesse, tanto para radiação de nêutrons quanto

para radiação gama. Com esses dados calculamos a média aritmética para cada

ponto específico de cada medidor onde obtivemos os seguintes resultados, descritos

nas tabelas 20, 21, 22 e 23, sendo para radiação de gama e para radiação nêutrons

nas tabelas 24, 25, 26 e 27.

Tabela 20 – Resultados obtidos no levantamento radiológico do medidor A para fonte gama.

Tabela 21 – Resultados obtidos no levantamento radiológico do medidor B para fonte gama.

Taxa de dose para radiação gama - SOILTEST - µSv/h

Posição 1 2 3 4 5 6 7

Superfície 7,8 30,3 35 205,9 11,2 300,9 0,79

30 cm 1,3 6,3 5,76 9,6 5,56 11,6 0,1

100 cm 0 0,76 0,8 1,2 0,1 1,8 0

Tabela 22 – Resultados obtidos no levantamento radiológico do medidor C para fonte gama.

Taxa de dose para radiação gama - TROXLER - µSv/h

Posição 1 2 3 4 5 6 7

Superfície 9,8 45,7 27,5 69,5 4,1 297,5 0,4

30 cm 1,7 4,3 4,6 6,5 5,5 9,3 0,2

100 cm 0 0,3 0,6 1,08 0,3 1,4 0

Tabela 23 – Resultados obtidos no levantamento radiológico do medidor D para fonte gama.

Taxa de dose para radiação gama - TROXLER - µSv/h

Posição 1 2 3 4 5 6 7

Superfície 12,51 38,9 27,16 65,2 5,96 294,2 1,2

30 cm 3,3 5,1 4,4 8,9 8,4 9 0,7

100 cm 0 0,7 0,6 0,9 0 1 0

Taxa de dose para radiação gama - SOILTEST - µSv/h

Posição 1 2 3 4 5 6 7

Superfície 4,8 23,8 21,3 155,7 15,8 1048,9 0,95

30 cm 0,8 7 6,6 8,5 4,3 94,2 0,6

100 cm 0,3 1,1 1 2 0,4 13,5 0

66

a) A radiação de fundo para gama registrada na sala onde foram realizadas

as medições foi de 1,1 µSv/h. Os valores dos resultados estão com o valor da

radiação de fundo descontado.

b) Os valores apresentados se constituem das médias aritméticas obtidas

nas 3 (três) medições realizadas em cada um dos pontos de interesse relacionados.

Tabela 24 – Resultados obtidos no levantamento radiológico do medidor A para fontes de nêutrons.

Taxa de dose para radiação de nêutrons - SOILTEST - µSv/h

Posição 1 2 3 4 5 6 7

Superfície 14,1 29,1 29,4 79,4 21,8 137,8 4,8

30 cm 2,6 9,8 6,8 11,1 5,9 32,1 1

100 cm 0,4 2,2 0,3 2,8 2,2 3,2 0,5

Tabela 25 – Resultados obtidos no levantamento radiológico do medidor B para fontes de nêutrons.

Taxa de dose para radiação de nêutrons - SOILTEST - µSv/h

Posição 1 2 3 4 5 6 7

Superfície 37,8 40,8 39,8 80,8 20,8 74,8 7

30 cm 8,1 16,4 9,8 28,4 7,1 18,4 2,8

100 cm 1,5 2,9 1,6 3,9 2 4 0,7

Tabela 26 – Resultados obtidos no levantamento radiológico do medidor C para fontes de nêutrons.

Taxa de dose para radiação de nêutrons - TROXLER - µSv/h

Posição 1 2 3 4 5 6 7

Superfície 9,1 37,1 32,5 51,1 17,8 52,1 8

30 cm 2,8 8,8 8,5 10,1 9,8 13,8 6,4

100 cm 0,4 1,5 2,5 4,3 1 1,1 0,3

Tabela 27 – Resultados obtidos no levantamento radiológico do medidor D para fontes de nêutrons.

Taxa de dose para radiação de nêutrons - TROXLER - µSv/h

Posição 1 2 3 4 5 6 7

Superfície 16,4 32,4 33,1 66,4 18,8 87,8 4,5

30 cm 2,1 7 9,5 9,8 6,2 9,1 2,6

100 cm 0,4 0,5 0,3 0,1 0,7 0,8 0

67

a) A radiação de fundo para nêutrons registrada na sala onde foram

realizadas as medições foi de 2,2 µSv/h. Os valores dos resultados estão com o

valor da radiação de fundo descontado.

b) Os valores apresentados se constituem das médias aritméticas obtidas

nas 3 (três) medições realizadas em cada um dos pontos de interesse relacionados.

Comparando os valores das taxas de dose encontrados nas tabelas de

avaliação radiológica de cada um dos medidores nucleares de densidade de solo, as

medidas para radiação gama estão dentro dos limites estipulados pelo fabricante,

entretanto os valores de nêutrons encontram-se em grande parte acima dos limites

de taxa de dose recomendados pelo mesmo. Contudo ambas as radiações estão em

conformidade com a Norma 5.01 - Transporte de Materiais Radioativos, onde se

classificam pelo Indice de Transporte na categoria Branca, através do ponto, de

cada medidor, com o maior valor de dose à 1 metro, sendo assim encontram-se

operacionais, no ponto de vista da proteção radiológica. (CNEN, 1988b)

4.2 Avaliação da integridade da fonte radioativa do medidor nuclear de densidade de

solo

Ao todo foram realizadas 12 (doze) coletas de amostras, 3 (três) de cada

um dos quatro densímetros, essas amostras foram medidas com a sonda pancake

utilizada para medir radiação beta. Com os resultados obtidos em cada uma das

medições calculamos a média aritmética para cada medidor nuclear de densidade

de solo, onde obtivemos os seguintes resultados, descritos na tabela 28:

Tabela 28 - Resultados obtidos no esfregaço.

Detector GM 1ª Medida 2ª Medida 3ª Medida Média

Medidor A 7,4 µSv/h 199,3 cpm 198 cpm 179 cpm 192,1 cpm

Medidor B 4,5 µSv/h 377 cpm 198,8 cpm 193,9 cpm 256,6 cpm

Medidor C 2,2 µSv/h 231 cpm 187,4 cpm 236 cpm 218,1 cpm

Medidor D 3,8 µSv/h 210 cpm 199 cpm 288 cpm 232,3 cpm

Nesta etapa concluímos que, como não foram encontrados níveis de

atividade acima da radiação de fundo nas amostras analisadas, os medidores

68

nucleares de densidade de solo avaliados, do ponto de vista da proteção radiológica,

estão liberados para uso, pois não apresentam risco de contaminação.

4.3 Avaliação radiológica do medidor nuclear de densidade de solo através de

levantamento radiométrico

No total foram realizadas 54 medidas, sendo 18 para cada tipo de solo,

divididas em 3 medidas em cada ponto interesse e em cada distância utilizada,

essas medições foram feitas com a sonda lápis para medir radiação gama. Com os

dados obtidos em cada uma dessas medições calculamos a média aritmética para

cada tipo de solo, onde obtivemos os seguintes resultados especificados nas tabelas

29, 30 e 31:

Tabela 29 – Resultado de taxa de dose para radiação gama no solo IRD - µSv/h.

Taxa de dose para radiação Gama no cilindro - µSv/h

Posição Visor Verso

Superfície 700 108,3

50 cm 40 21,4

100 cm 10 6

Tabela 30 – Resultado de taxa de dose para radiação gama no solo PAN - µSv/h.



Superfície 700 109

50 cm 40 20,6

100 cm 10 5,1

Tabela 31 – Resultado de taxa de dose para radiação gama no solo PRAIA - µSv/h.




50 cm 30 14,1

100 cm 9 4,1

Através dos valores obtidos nesta avaliação radiológica com a fonte exposta,

observamos como medida conservativa a necessidade de usarmos folhas de

69

chumbo como blindagem para atenuar os feixes de radiação. Com a

finalidade de otimizar as taxas de doses para IOE.

4.4 Estudo experimental da blindagem de radiação gama

No todo foram realizadas 54 medidas no setup envolvido por 4 folhas de

chumbo e com a fonte exposta, sendo 18 medições para cada tipo de solo, divididas

em 3 medidas em cada ponto interesse e em cada distância utilizada, essas

medições foram feitas com a sonda lápis para medir radiação gama. Com os dados

obtidos em cada uma dessas medições calculamos a média aritmética para cada

tipo de solo, onde obtivemos os seguintes resultados especificados nas tabelas 32,

33 e 34:

Tabela 32 – Resultado de taxa de dose para radiação gama no solo IRD com chumbo - µSv/h.

Taxa de dose para radiação Gama - µSv/h

Com blindagem de Chumbo - 4 mm



50 cm 20 11,1

100 cm 6 3,7

Tabela 33 – Resultado de taxa de dose para radiação Gama no solo PAN com chumbo - µSv/h.





50 cm 20 9,7

100 cm 8 2,5

Tabela 34 – Resultado de taxa de dose para radiação Gama no solo PRAIA com chumbo - µSv/h.





50 cm 20 6,9

100 cm 6 2,1

Obtendo os resultados das medições, concluímos que a melhor alternativa

para o arranjo experimentallaboratorial a ser construído é utilizar folhas de chumbo,

70

ou se possível de preferência vidro plumbífero, também com 2 mm de espessura

para atenuar os feixes de radiação gama, visando assim de modo conservativo

proteger o IOE da exposição á radiação.

4.5 Arranjo experimental para avaliação radiológica de medidor nuclear de

densidade de solo com radiação gama e nêutrons

O arranjo experimental para avaliação radiológica de medidor nuclear de

densidade de solo com radiação gama e nêutrons demonstrado nas figuras 38, 39,

41, 42 e 43, será composto por 3 cilindros de PVC, os quais poderão conter

diferentes de tipos solos, podendo eles serem alterados por outros solos sempre que

preciso, de acordo com a necessidade e a especificidade das avaliações

radiológicas.

Figura 38 – Arranjo em 3D sem blindagem e com folhas de chumbo.


Figura 39 – Visão frontal do arranjo em 3D.


71

Figura 40 – Descrição do arranjo em 3D.


Figura 41 – Taxa de dose a 1 m no arranjo em 3D com a fonte off.


72

Figura 42 – Taxa de dose a 1 m no arranjo em 3D sem blindagem com a fonte on.


Figura 43 – Taxa de dose a 1 m no arranjo em 3D com blindagem e a fonte on.


Na parte superior encontra-se uma base, onde será colocado o medidor

nuclear de densidade de solo, que poderá ser locomovido de um cilindro para o

73

outro de forma fácil e ágil, evitando assim que o operador precise exercer força física

para transportá-lo, evitando também possíveis acidentes durante o transporte do

densímetro nuclear.

O arranjo foi projetado para que operadores possam observar sua

funcionalidade sem receberem taxas de dose acima do limite estabelecido pela

CNEN, através do levantamento radiométrico que se fez para radiação gama, que

por consequência ao se avaliar a taxa de gama se superestima a taxa de radiação

para nêutrons, tornando o arranjo seguro para ambas as radiações.

Através do levantamento radiológico com a fonte exposta no solo dentro do

cilindro, se observou que a radiação a 1 (um) metro já estava de acordo com os

limites para IOE, logo a proteção com chumbo na estrutura se dá para uma melhor

segurança ao operador, uma vez que sempre devemos ser conservativos em prol da

saúde dos indivíduos.

O projeto para esse arranjo é para atender primeiramente a aulas em

laboratório, para isso a escolha de vidro pumblífero da maior visibilidade a todo

processo da prática no laboratório, tornando a experiência mais rica e interessante.

5. CONCLUSÃO

Ao longo da realização desse trabalho conseguimos compreender como os

medidores nucleares de densidade de solo são importantes para o desempenho das

indústrias e para o desenvolvimento do país. É notório que entre suas diversas

utilidades e aplicações, os densímetros nucleares exerçam funções essenciais em

setores de variadas atividades, particularmente na construção civil e industrial,

permitindo assim avaliar com precisão e segurança as características dos solos a

serem utilizados com inúmeros fins.

Devido á avaliação radiológica através do levantamento radiométrico,

percebemos a importância de conhecer as características dos equipamentos nos

quais estamos utilizando. Observamos também a relevância das medidas em pontos

estratégicos dos medidores nucleares de densidade de solo, onde os operadores

estarão em maior contato com a fonte radioativa. Através do risco associado à

74

categorização das fontes dos densímetros nucleares, do conhecimento das normas

de segurança e da legislação, conseguimos um planejamento seguro para as

atividades envolvendo os medidores nucleares.

Com os resultados obtidos no levantamento radiométrico, registrou-se

valores de dose dentro do esperado pela Norma 5.01, Transporte de Materiais

Radioativos, e se encontram em condições de uso seguro. Para certificação da

segurança dos operadores e do meio ambiente, também foi avaliado os resultados

encontrados no teste de esfregaço, o que mostrou que não há contaminação e nem

danos nas fontes radioativas, ou seja, essas fontes se encontram íntegras.

Através dos valores encontrados nas medições da avaliação radiológica com

a fonte exposta nos variados tipos solos, concluímos que entre os solos coletados o

solo da praia do Recreio é o que exerceu maior poder blindagem.

A elaboração do arranjo experimental laboratorial serviu de aprendizado,

principalmente para entendermos e avaliarmos sua importância. Através dele o

medidor nuclear de densidade de solo pode ser locomovido de forma segura e ágil,

também por intermédio dele conseguimos evitar o desgaste físico de operadores e

possíveis acidentes durante seu transporte.

Por fim, ao avaliarmos diversos relatos de acidentes ocorridos com

medidores nucleares, observamos que o conhecimento obtido através deles, ou

seja, as lições aprendidas. Podem contribuir muito na elaboração de novas normas

de segurança e de critérios de utilização, como a exigência de um treinamento

específico e de qualidade para todos os funcionários envolvidos nestas atividades,

sendo fundamental para a segurança de todos.

75

6. RECOMENDAÇÕES

Como recomendações finais, sugerimos que na construção do arranjo

experimental laboratorial, seja usado vidro plumblífero como blindagem, com o

objetivo de melhorar a visibilidade de todo processo, tornando a experiência mais

rica e interessante.

Recomendamos que realizem a avaliação radiológica através de

levantamento radiométrico, no cilindro de PVC com diversos tipos de solos com

densidades variadas separadamente, e com blindagem suficiente para que as taxas

de dose respeitem os limites estabelecidos pela CNEN para indivíduo do público.

Como no Brasil não temos normas específicas para a utilização de

medidores nucleares, somente normas gerais estabelecidas pela CNEN.

Recomendamos que sejam estudados e analisados documentos que possam

estabelecer uma norma especificamente para o uso dos medidores nucleares, de

forma a ser aplicado perfeitamente às obrigações e responsabilidades, proibições,

transporte e tudo que possa envolver os medidores nucleares.

Através destas recomendações buscamos estabelecer padrões de

segurança ainda mais minuciosos, aprimorar a cultura de segurança, desenvolver as

tecnologias de radioproteção de dosimetria, e estimular o crescimento dos

profissionais na busca de seu contínuo aprendizado.

76

7. REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS

ARANTES, Rubens Ricardo. Medidores Nucleares na Indústria Radioativa. Curso

de Pós-Graduação em Radioproteção e Segurança de Fontes Radiativas. IRD/AIEA.

2017. 71fls. Aula, 2017.

CNEN - COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR. Certificação de

Qualificação de Supervisores de Proteção Radiológica. 7.01, 2016.

CNEN - COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR. Diretrizes básicas de

proteção radiológica. 3.01, 2014.

CNEN - COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR. Instalaçoes

Autorizadas. Disponível em: http://www.cnen.gov.br/instalacoes-autorizadas.

Acesso em: 05/06/2017.

CNEN - COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR. Serviços de

Radioproteção. 3.02, 1988a.

CNEN - COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR. Transporte de

Materiais Radioativos. 5.01, 1988b.

CNSC - Canadian Nuclear Safety Commission. Preventing Portable Gauge

Accidents. DNSR Newsletter. CNSC, 2011.

CROFT, J, R et al. IRID: Ionising Radiations Incident Database. NRPB, 1999.

DA SILVA, Francisco Cesar. Acidentes Radiologicos com Medidores Nucleares e

Perfilagem de Poços de Petroleo. Curso de Pos-Graduação em Radioproteção e

Segurança de Fontes Radioativas. IRD/AIEA. Aula, 2012.

EMBRAPA. Agencia Embrapa de Informação Tecnológica. Arvore do

Conhecimento. Solos Tropicais. Disponível em:

http://www.agencia.cnptia.embrapa.br/gestor/solos_tropicais/arvore/CONT000gn362j

9z02wx5ok0liq1mq31bklyb.html. Acesso em: 31/08/2017.

EXCÉLSIOR – Alertam por robo de camioneta con equipo radioactivo en

Ciudad Juárez. Zócalo. Disponível em:

http://www.zocalo.com.mx/new_site/articulo/alertan-por-robo-de-camioneta-con-

equipo-radiactivo-en-ciudad-juarez. 2017.

77

GONZÁLEZ, Andrea – Accidente com densímetro nuclear generó alerta em

Zona Sur. La Nación. Disponível em: http://www.nacion.com/sucesos/Accidente-

densimetro-nuclear-Zona-Sur_0_1354264654.html. 2013.

IAEA - INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Radiation Protection

Distance Learning Project - Safe Use of Nuclear Gauges. 2002.

IAEA - INTERNATIONAL ATOMIC ENERGY AGENCY. Safety Standards

Categorization of Radioactive Sources Safety Guide No. RS-G-1.9. Revision of

IAEA - TECDOC-1191, Categorization of radiation sources, 2005.

LEAL, Christian – Carabineros recupero densímetro nuclear sustraído a

constructora em La Serena. BiobioChile.cl. Disponível em:

http://www.biobiochile.cl/noticias/nacional/region-de-

coquimbo/2017/06/18/carabineros-recupero-densimetro-nuclear-sustraido-a-

constructora-en-la-serena.shtml. 2017.

LOURENÇO, Manoel. Medidores Nucleares. Curso de Pós-Graduação em

Radioproteção e Segurança de Fontes Radioativas. IRD/AIEA. De 04.12 à

09.12.2009. 69 fls. Aula, 2012.

MACEDO, José Ronaldo; PIRES, Luiz Fernando; CORRECHEL, Vladia. Atenuação

da radiação gama. CENA – Centro de Energia Nuclear na Agricultura. USP –

Universidade de São Paulo. Piracicaba, 2000.

PATTROL - INVESTIGAÇÕES GEOTÉCNICAS LTDA. Densímetro Nuclear.

Acesso em: 05/06/2017.

PEREIRA, Walsan Wagner. Grandezas e Medidas. Curso de Pós-Graduaçã em

Radioproteção e Segurança de Fontes Radioativas. IRD/AIEA. Aula, 2017.

SBCS. Caracterização de esposossolos dos estados da paraíba e dp

Pernambuco, nordeste do Brasil. 2013.

TERREMOTO, Luiz Antônio Albiac. Fundamentos de Tecnologia Nuclear

Reatores. IPEN – Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares. São Paulo:

IPEN/CNEN, 2004.

78

TODAMATÉRIA. Solo Arenoso. Disponível em:

https://www.todamateria.com.br/solo-arenoso/. Acesso em 31/08/2017.

TROXLER. Manual of Operation and Instruction - Model 3440 Surface Moisture-

Density Gauge.

TROXLER. Manual of Operation and Instruction. Model 3430 plus e 3440 plus.

Surfasse Moisture-Density Gauge. 2009. Disponível em:

http://www.troxlerlabs.com/Portals/0/Troxler%20Documents/opMan9.pdf. Acesso em

20/08/2017.

UFSM - UNIVERSIDADE FEDERAL DE SANTA MARIA - CENTRO DE CIÊNCIAS

RURAIS/ Propriedades física do solo. Dalvan José Reinert e José Miguel Reichert

Santa Maria. 2006.