Características básicas de projeto de instalações de radiação

Os perigos associados ao manuseio e uso de fontes de radiação exigem características especiais de projeto e construção que não são necessárias para laboratórios convencionais ou áreas de trabalho. Esses recursos especiais de projeto são incorporados para que o trabalhador da instalação não seja indevidamente prejudicado, garantindo que ele ou ela não seja exposto a riscos de radiação externos ou internos indevidos.

O acesso a todas as áreas onde possa ocorrer exposição a fontes de radiação ou materiais radioativos deve ser controlado não apenas com relação aos trabalhadores da instalação que podem ter permissão para entrar nessas áreas de trabalho, mas também com relação ao tipo de roupa ou equipamento de proteção que devem desgaste e os cuidados que devem ter em áreas controladas. Na administração de tais medidas de controle, ajuda a classificar as áreas de trabalho de radiação com base na presença de radiação ionizante, na presença de contaminação radioativa ou em ambas. A introdução de tais conceitos de classificação da área de trabalho nos estágios iniciais de planejamento resultará na facilidade de ter todos os recursos necessários para tornar as operações com fontes de radiação menos perigosas.

Classificação das áreas de trabalho e tipos de laboratório

A base para a classificação da área de trabalho é o agrupamento de radionuclídeos de acordo com suas radiotoxicidades relativas por unidade de atividade. O Grupo I deve ser classificado como radionuclídeos de toxicidade muito alta, o Grupo II como radionuclídeos de toxicidade moderada a alta, o Grupo III como radionuclídeos de toxicidade moderada e o Grupo IV como radionuclídeos de baixa toxicidade. A Tabela 1 mostra a classificação do grupo de toxicidade de muitos radionuclídeos.

Tabela 1. Radionuclídeos classificados de acordo com a radiotoxicidade relativa por unidade de atividade

(AIEA 1973)

Três tipos amplos de laboratórios podem ser considerados com base nas considerações de radiotoxicidade, nas quantidades de materiais radioativos que serão manuseados na área de trabalho e no tipo de operações envolvidas.

A Tabela 2 descreve os laboratórios por tipo e fornece exemplos para cada tipo. A Tabela 3 mostra os tipos de laboratórios juntamente com a classificação da área de trabalho e controle de acesso (IAEA 1973).

Tabela 2. Classificação das áreas de trabalho

(ICRP 1977, AIEA 1973)

Tabela 3. Classificação dos laboratórios para manipulação de materiais radioativos

 

(ICRP 1977, AIEA 1973)

Os perigos envolvidos no trabalho com material radioativo dependem não apenas do nível de radiotoxicidade ou toxicidade química e da atividade dos radionuclídeos, mas também da forma física e química do material radioativo e da natureza e complexidade da operação ou procedimento que está sendo executado.

Localização de uma instalação de radiação em um edifício

Quando uma instalação de radiação faz parte de um edifício grande, deve-se ter em mente o seguinte ao decidir a localização de tal instalação:

• A instalação de radiação deve estar localizada em uma parte relativamente pouco frequentada do edifício, de modo que o acesso à área possa ser facilmente controlado.
• O potencial de incêndios deve ser mínimo na área escolhida.
• A localização da instalação de radiação e o aquecimento e ventilação fornecidos devem ser tais que as possibilidades de propagação da contaminação radioativa tanto da superfície quanto do ar sejam mínimas.
• A localização da instalação de radiação deve ser escolhida criteriosamente, de modo que, com um gasto mínimo de blindagem, os níveis de radiação possam ser efetivamente mantidos dentro dos limites estabelecidos nas imediações.

 

Planejamento de instalações de radiação

Onde uma gradação de níveis de atividade é prevista, o laboratório deve ser localizado de forma que o acesso a áreas onde existam altos níveis de radiação ou contaminação radioativa seja gradual; isto é, primeiro se entra em uma área sem radiação, depois em uma área de baixa atividade, depois em uma área de atividade média e assim por diante.

A necessidade de controle elaborado de ventilação em pequenos laboratórios pode ser evitada pelo uso de capuzes ou caixas de luvas para manusear fontes não seladas de material radioativo. No entanto, o sistema de ventilação deve ser projetado para permitir o fluxo de ar em uma direção tal que qualquer material radioativo que se espalhe pelo ar se afaste do trabalhador que trabalha com radiação. O fluxo de ar deve ser sempre de uma área não contaminada para uma área contaminada ou potencialmente contaminada.

Para o manuseio de fontes não seladas de baixa a média radioatividade, a velocidade média do ar através da abertura no capô deve ser de cerca de 0.5 ms^-1. Para radioatividade altamente radiotóxica ou de alto nível, a velocidade do ar através da abertura deve ser aumentada para uma média de 0.6 a
1.0 ms^-1. No entanto, velocidades de ar excessivamente altas podem extrair materiais radioativos de contêineres abertos e contaminar toda a área do capô.

A colocação da capela no laboratório é importante no que diz respeito aos rascunhos cruzados. Em geral, um exaustor deve ser localizado bem longe das portas por onde o ar de suprimento ou reposição deve entrar. Os ventiladores de velocidade dupla permitirão a operação a uma velocidade de ar mais alta enquanto o capô estiver em uso e a uma velocidade mais baixa quando estiver fechado.

O objetivo de qualquer sistema de ventilação deve ser:

• fornecer condições de trabalho confortáveis
• forneça trocas de ar contínuas (três a cinco trocas por hora) para fins de remoção e diluição de contaminantes indesejáveis ​​do ar
• minimizar a contaminação de outras áreas da edificação e do meio ambiente.

 

No projeto de instalações de radiação, os requisitos de blindagem pesada podem ser minimizados pela adoção de certas medidas simples. Por exemplo, para radioterapia, aceleradores, geradores de nêutrons ou fontes panorâmicas de radiação, um labirinto pode reduzir a necessidade de uma pesada porta revestida de chumbo. O afunilamento da barreira de proteção primária em áreas que não estão diretamente na viga útil ou a localização parcial ou total da instalação no subsolo pode reduzir significativamente a quantidade de blindagem necessária.

Atenção especial deve ser dada ao posicionamento adequado de janelas de visualização, cabos de conduíte subterrâneos e defletores do sistema de ventilação. A janela de visualização deve interceptar apenas a radiação espalhada. Melhor ainda é um circuito fechado de televisão, que também pode melhorar a eficiência.

Acabamentos de superfície dentro de uma área de trabalho

Todas as superfícies brutas, como gesso, concreto, madeira e assim por diante, devem ser permanentemente seladas com um material adequado. A escolha do material deve ser feita levando em consideração os seguintes aspectos:

• o fornecimento de uma superfície lisa e quimicamente inerte
• as condições ambientais de temperatura, humidade e desgaste mecânico a que as superfícies podem estar expostas
• compatibilidade com campos de radiação aos quais a superfície está exposta
• a necessidade de facilidade de reparo em caso de dano.

 

Tintas, vernizes e lacas comuns não são recomendados para cobrir superfícies de desgaste. A aplicação de um material de revestimento que possa ser facilmente removido pode ser útil se ocorrer contaminação e a descontaminação for necessária. No entanto, a remoção de tais materiais às vezes pode ser difícil e confusa.

Acessórios Hidráulicos

Pias, lavatórios e ralos de piso devem ser devidamente sinalizados. Os lavatórios onde as mãos contaminadas podem ser lavadas devem ter torneiras acionadas pelo joelho ou pelo pé. Pode ser econômico reduzir a manutenção usando tubulações que podem ser facilmente descontaminadas ou substituídas, se necessário. Em alguns casos, pode ser aconselhável instalar tanques subterrâneos ou de armazenamento para controlar o descarte de materiais radioativos líquidos.

Projeto de blindagem contra radiação

A blindagem é importante para reduzir a exposição à radiação dos trabalhadores das instalações e do público em geral. Os requisitos de blindagem dependem de vários fatores, incluindo o tempo que os trabalhadores de radiação ou membros do público estão expostos às fontes de radiação e o tipo e energia das fontes de radiação e campos de radiação.

No projeto de escudos de radiação, o material de proteção deve ser colocado perto da fonte de radiação, se possível. Considerações de blindagem separadas devem ser feitas para cada tipo de radiação em questão.

O projeto de blindagem pode ser uma tarefa complexa. Por exemplo, o uso de computadores para modelar a blindagem de aceleradores, reatores e outras fontes de radiação de alto nível está além do escopo deste artigo. Especialistas qualificados sempre devem ser consultados para projetos complexos de blindagem.

Proteção de fonte gama

A atenuação da radiação gama é qualitativamente diferente daquela da radiação alfa ou beta. Ambos os tipos de radiação têm um alcance definido na matéria e são completamente absorvidos. A radiação gama, por outro lado, pode ser reduzida em intensidade por absorvedores cada vez mais espessos, mas não pode ser completamente absorvida. Se a atenuação dos raios gama monoenergéticos for medida sob condições de boa geometria (ou seja, a radiação é bem colimada em um feixe estreito), os dados de intensidade, quando plotados em um gráfico semi-log versus espessura do absorvedor, ficarão em uma linha reta com a inclinação igual à atenuação
coeficiente, µ.

A intensidade ou taxa de dose absorvida transmitida através de um absorvedor pode ser calculada da seguinte forma:

I_(T) = Eu₍₀₎e^{- μ t}

onde I(t) é a intensidade de raios gama ou taxa de dose absorvida transmitida através de um absorvedor de espessura t.

As unidades de μ e t são o recíproco um do outro. Se a espessura do absorvedor t é medido em cm, então μ é o coeficiente de atenuação linear e tem unidades de cm^-1. Se t tem unidades de densidade de área (g/cm²), então μ é o coeficiente de atenuação de massa μ_m e tem unidades de cm²/g.

Como uma aproximação de primeira ordem usando densidade de área, todos os materiais têm aproximadamente as mesmas propriedades de atenuação de fótons para fótons com energias entre cerca de 0.75 e 5.0 MeV (mega-elétron-volts). Dentro dessa faixa de energia, as propriedades de proteção gama são aproximadamente proporcionais à densidade do material de proteção. Para energias de fótons mais baixas ou mais altas, absorvedores de maior número atômico fornecem blindagem mais eficaz do que aqueles de menor número atômico, para uma dada densidade de área.

Sob condições de geometria ruim (por exemplo, para um feixe largo ou para uma blindagem espessa), a equação acima subestima significativamente a espessura necessária da blindagem porque assume que cada fóton que interage com a blindagem será removido do feixe e não será detectou. Um número significativo de fótons pode ser espalhado pela blindagem no detector, ou os fótons que foram espalhados para fora do feixe podem ser espalhados de volta para ele após uma segunda interação.

Uma espessura de blindagem para condições de geometria pobre pode ser estimada através do uso do fator de acúmulo B que pode ser estimado da seguinte forma:

I_(T) = Eu₍₀₎Be^{- μ t}

O fator de acúmulo é sempre maior que um e pode ser definido como a razão entre a intensidade da radiação do fóton, incluindo tanto a radiação primária quanto a espalhada, em qualquer ponto do feixe, para a intensidade do feixe primário apenas em esse ponto. O fator de acúmulo pode se aplicar tanto ao fluxo de radiação quanto à taxa de dose absorvida.

Fatores de acúmulo foram calculados para várias energias de fótons e vários absorvedores. Muitos dos gráficos ou tabelas fornecem a espessura da blindagem em termos de comprimentos de relaxação. Um comprimento de relaxação é a espessura de uma blindagem que atenuará um feixe estreito para 1/e (cerca de 37%) de sua intensidade original. Um comprimento de relaxação, portanto, é numericamente igual ao recíproco do coeficiente de atenuação linear (ou seja, 1/μ).

A espessura de um absorvedor que, quando introduzido no feixe primário de fótons, reduz a taxa de dose absorvida pela metade é chamada de camada de meio valor (HVL) ou espessura de meio valor (HVT). O HVL pode ser calculado da seguinte forma:

HVL = ln2 / μ

A espessura necessária da blindagem de fótons pode ser estimada assumindo um feixe estreito ou boa geometria ao calcular a blindagem necessária e, em seguida, aumentando o valor assim encontrado por um HVL para contabilizar o acúmulo.

A espessura de um absorvedor que, quando introduzido no feixe primário de fótons, reduz a taxa de dose absorvida em um décimo é a camada de décimo valor (TVL). Um TVL é igual a cerca de 3.32 HVLs, pois:

ln10 / ln2 ≈ 3.32

Valores para TVLs e HVLs foram tabulados para várias energias de fótons e vários materiais comuns de blindagem (por exemplo, chumbo, aço e concreto) (Schaeffer 1973).

A intensidade ou taxa de dose absorvida para uma fonte pontual obedece à lei do inverso do quadrado e pode ser calculada da seguinte forma:

onde I_i é a intensidade do fóton ou taxa de dose absorvida à distância d_i da fonte.

Blindagem de equipamentos de raios X médicos e não médicos

A blindagem para equipamentos de raios X é considerada em duas categorias, blindagem de fonte e blindagem estrutural. A blindagem da fonte geralmente é fornecida pelo fabricante do invólucro do tubo de raios X.

Os regulamentos de segurança especificam um tipo de invólucro de tubo de proteção para instalações de raios X de diagnóstico médico e outro tipo para instalações de raios X médicos terapêuticos. Para equipamentos de raios X não médicos, o invólucro do tubo e outras partes do aparelho de raios X, como o transformador, são blindados para reduzir o vazamento de radiação de raios X a níveis aceitáveis.

Todas as máquinas de raios-x, tanto médicas quanto não médicas, possuem invólucros de tubos protetores projetados para limitar a quantidade de vazamento de radiação. Radiação de vazamento, conforme usado nestas especificações para caixas de tubos, significa toda a radiação proveniente da caixa de tubos, exceto o feixe útil.

A blindagem estrutural para uma instalação de raios X fornece proteção contra o feixe de raios X útil ou primário, contra radiação de vazamento e de dispersão de radiação. Ele inclui tanto o equipamento de raios X quanto o objeto que está sendo irradiado.

A quantidade de radiação espalhada depende do tamanho do campo de raios X, da energia do feixe útil, do número atômico efetivo do meio espalhador e do ângulo entre o feixe útil incidente e a direção da dispersão.

Um parâmetro chave do projeto é a carga de trabalho da instalação (W):

onde W é a carga de trabalho semanal, geralmente dada em mA-min por semana; E é a corrente do tubo multiplicada pelo tempo de exposição por visualização, normalmente dado em mA s; N_v é o número de visualizações por paciente ou objeto irradiado; N_p é o número de pacientes ou objetos por semana e k é um fator de conversão (1 min dividido por 60 s).

Outro parâmetro chave do projeto é o fator de uso U_n para uma parede (ou piso ou teto) n. A parede pode estar protegendo qualquer área ocupada, como uma sala de controle, escritório ou sala de espera. O fator de uso é dado por:

Onde, N_v,n é o número de visualizações para as quais o feixe primário de raios x é direcionado para a parede n.

Os requisitos de blindagem estrutural para uma determinada instalação de raios X são determinados pelo seguinte:

• o potencial máximo do tubo, em quilovolts-pico (kVp), no qual o tubo de raios x é operado
• a corrente máxima do feixe, em mA, na qual o sistema de raios x é operado
• a carga de trabalho (W), que é uma medida, em unidades adequadas (geralmente mA-min por semana), da quantidade de uso do sistema de raios x
• o fator de uso (U), que é a fração da carga de trabalho durante a qual o feixe útil é apontado na direção de interesse
• o fator de ocupação (T), que é o fator pelo qual a carga de trabalho deve ser multiplicada para corrigir o grau ou tipo de ocupação da área a ser protegida
• a taxa equivalente de dose máxima permitida (P) a uma pessoa para áreas controladas e não controladas (os limites típicos de dose absorvida são 1 mGy para uma área controlada em uma semana e 0.1 mGy para uma área não controlada em uma semana)
• tipo de material de blindagem (por exemplo, chumbo ou concreto)
• a distancia (d) da fonte para o local que está sendo protegido.

 

Com essas considerações incluídas, o valor da relação do feixe primário ou fator de transmissão K em mGy por mA-min em um metro é dado por:

A blindagem da instalação de raios X deve ser construída de forma que a proteção não seja prejudicada pelas juntas; por aberturas para dutos, tubulações e assim por diante, que passam pelas barreiras; ou por conduítes, caixas de serviço e assim por diante, embutidos nas barreiras. A blindagem deve cobrir não apenas a parte traseira das caixas de serviço, mas também as laterais, ou ser estendida o suficiente para oferecer proteção equivalente. Os condutos que passam por barreiras devem ter curvas suficientes para reduzir a radiação ao nível exigido. As janelas de observação devem ter blindagem equivalente à exigida para a divisória (barreira) ou porta na qual estão localizadas.

As instalações de radioterapia podem exigir intertravamentos de portas, luzes de advertência, circuito fechado de televisão ou meios de comunicação audível (por exemplo, voz ou campainha) e visual entre qualquer pessoa que possa estar na instalação e o operador.

As barreiras de proteção são de dois tipos:

1. barreiras de proteção primárias, que são suficientes para atenuar o feixe primário (útil) para o nível exigido
2. barreiras de proteção secundárias, que são suficientes para atenuar o vazamento, dispersão e radiação parasita ao nível exigido.

 

Para projetar a barreira protetora secundária, calcule separadamente a espessura necessária para proteger contra cada componente. Se as espessuras necessárias forem aproximadamente as mesmas, adicione um HVL adicional à maior espessura calculada. Se a maior diferença entre as espessuras calculadas for um TVL ou mais, o mais espesso dos valores calculados será suficiente.

A intensidade da radiação espalhada depende do ângulo de espalhamento, energia do feixe útil, tamanho do campo ou área de espalhamento e composição do objeto.

Ao projetar barreiras de proteção secundárias, as seguintes suposições conservadoras simplificadas são feitas:

1. Quando os raios x são produzidos a 500 kV ou menos, a energia da radiação espalhada é igual à energia do feixe útil.
2. Depois de espalhado, o espectro de energia de raios X para feixes gerados em tensões superiores a 500 kV são degradados para o de um feixe de 500 kV, e a taxa de dose absorvida a 1 m e 90 graus do espalhador é 0.1% daquela no feixe útil no ponto de dispersão.

 

A relação de transmissão para radiação espalhada é escrita em termos do fator de transmissão de espalhamento (K_μx) com unidades de mGy•m² (mA-min)^-1:

onde P é a taxa máxima de dose semanal absorvida (em mGy), d_Scat é a distância entre o alvo do tubo de raios x e o objeto (paciente), d_seca é a distância do espalhador (objeto) ao ponto de interesse que as barreiras secundárias devem proteger, a é a razão entre a radiação espalhada e a radiação incidente, f é o tamanho real do campo de dispersão (em cm²), E F é um fator responsável pelo fato de que a saída de raios x aumenta com a tensão. Valores menores de K_μx exigem escudos mais grossos.

O fator de atenuação de vazamento B_LX para sistemas de diagnóstico por raios X é calculado da seguinte forma:

onde d é a distância do alvo do tubo ao ponto de interesse e I é a corrente do tubo em mA.

A relação de atenuação de barreira para sistemas de raios X terapêuticos operando a 500 kV ou menos é dada por:

Para tubos de raios X terapêuticos operando em potenciais maiores que 500 kV, o vazamento é geralmente limitado a 0.1% da intensidade do feixe útil a 1 m. O fator de atenuação neste caso é:

onde X_n é a taxa de dose absorvida (em mGy/h) a 1 m de um tubo de raios X terapêutico operado a uma corrente de tubo de 1 mA.

O número n de HVLs necessários para obter a atenuação desejada B_LX é obtido da relação:

or

blindagem de partículas beta

Dois fatores devem ser considerados ao projetar uma blindagem para um emissor beta de alta energia. Eles são as próprias partículas beta e o Bremsstrahlung produzido por partículas beta absorvidas na fonte e no escudo. Bremsstrahlung consiste em fótons de raios X produzidos quando partículas carregadas de alta velocidade sofrem desaceleração rápida.

Portanto, um escudo beta geralmente consiste em uma substância de baixo número atômico (para minimizar Bremsstrahlung produção) que é espessa o suficiente para parar todas as partículas beta. Isto é seguido por um material de alto número atômico que é espesso o suficiente para atenuar Bremsstrahlung a um nível aceitável. (Inverter a ordem dos escudos aumenta Bremsstrahlung produção no primeiro escudo a um nível tão alto que o segundo escudo pode fornecer proteção inadequada.)

Para fins de estimativa Bremsstrahlung perigo, a seguinte relação pode ser usada:

onde f é a fração da energia beta incidente convertida em fótons, Z é o número atômico do absorvedor, e E_β é a energia máxima do espectro de partículas beta em MeV. Para garantir proteção adequada, normalmente é assumido que todos os Bremsstrahlung os fótons são de energia máxima.

A Bremsstrahlung fluxo F ​​à distância d da fonte beta pode ser estimado da seguinte forma:

`E_β é a energia média da partícula beta e pode ser estimada por:

O intervalo R_β de partículas beta em unidades de densidade de área (mg/cm²) pode ser estimado da seguinte forma para partículas beta com energias entre 0.01 e 2.5 MeV:

onde R_β está em mg/cm² e E_β está em MeV.

Escolha E_β>2.5 MeV, a faixa de partícula beta R_β pode ser estimado da seguinte forma:

onde R_β está em mg/cm² e E_β está em MeV.

blindagem de partículas alfa

As partículas alfa são o tipo menos penetrante de radiação ionizante. Devido à natureza aleatória de suas interações, o alcance de uma partícula alfa individual varia entre valores nominais conforme indicado na figura 1. O alcance no caso de partículas alfa pode ser expresso de diferentes maneiras: por mínimo, média, extrapolação ou alcance máximo . O intervalo médio é o determinável com mais precisão, corresponde ao intervalo da partícula alfa “média” e é usado com mais frequência.

Figura 1. Distribuição de alcance típica de partículas alfa

O ar é o meio de absorção mais comumente usado para especificar a relação alcance-energia das partículas alfa. Para energia alfa E_α menos de cerca de 4 MeV, R_α no ar é aproximadamente dada por:

onde R_α está em cm, E_α em MeV.

Escolha E_α entre 4 e 8 MeV, R_α no ar é dada aproximadamente por:

onde R_α está em cm, E_α em MeV.

A gama de partículas alfa em qualquer outro meio pode ser estimada a partir da seguinte relação:

R_α (em outro meio; mg/cm²) » 0.56 A^1/3 R_α (no ar; cm) onde A é o número atômico do meio.

blindagem de nêutrons

Como regra geral para blindagem de nêutrons, o equilíbrio de energia de nêutrons é alcançado e então permanece constante após um ou dois comprimentos de relaxamento do material de blindagem. Portanto, para blindagens mais espessas do que alguns comprimentos de relaxação, a dose equivalente fora da blindagem de concreto ou ferro será atenuada com comprimentos de relaxação de 120 g/cm² ou 145 g / cm², Respectivamente.

A perda de energia de nêutrons por espalhamento elástico requer um escudo hidrogenado para maximizar a transferência de energia à medida que os nêutrons são moderados ou desacelerados. Para energias de nêutrons acima de 10 MeV, processos inelásticos são eficazes na atenuação de nêutrons.

Assim como os reatores de energia nuclear, os aceleradores de alta energia requerem blindagem pesada para proteger os trabalhadores. A maioria dos equivalentes de dose para os trabalhadores vem da exposição ao material radioativo ativado durante as operações de manutenção. Os produtos de ativação são produzidos nos componentes e sistemas de suporte do acelerador.

Monitoramento do Ambiente de Trabalho

É necessário tratar separadamente o desenho de programas de monitoramento de rotina e operacional para o ambiente de trabalho. Programas especiais de monitoramento serão elaborados para alcançar objetivos específicos. Não é desejável projetar programas em termos gerais.

Monitoramento de rotina para radiação externa

Uma parte importante na preparação de um programa de monitoramento de rotina para radiação externa no local de trabalho é realizar uma pesquisa abrangente quando uma nova fonte de radiação ou uma nova instalação é colocada em serviço, ou quando quaisquer mudanças substanciais foram feitas ou podem ter sido feitas feito em uma instalação existente.

A frequência do monitoramento de rotina é determinada pela consideração das mudanças esperadas no ambiente de radiação. Se as mudanças no equipamento de proteção ou alterações nos processos conduzidos no local de trabalho forem mínimas ou não substanciais, o monitoramento rotineiro de radiação do local de trabalho raramente é necessário para fins de revisão. Se os campos de radiação estiverem sujeitos a um aumento rápido e imprevisível para níveis potencialmente perigosos, então é necessário um sistema de monitoramento e alerta de radiação de área.

Monitoramento operacional para radiação externa

O projeto de um programa de monitoramento operacional depende muito se as operações a serem conduzidas influenciam os campos de radiação ou se os campos de radiação permanecerão substancialmente constantes durante as operações normais. O desenho detalhado de tal pesquisa depende criticamente da forma da operação e das condições em que ela ocorre.

Monitoramento de rotina para contaminação de superfície

O método convencional de monitoramento de rotina para contaminação de superfície é monitorar uma fração representativa das superfícies em uma área com uma frequência ditada pela experiência. Se as operações forem tais que a contaminação considerável da superfície seja provável e os trabalhadores possam transportar quantidades significativas de material radioativo para fora da área de trabalho em um único evento, o monitoramento de rotina deve ser complementado pelo uso de monitores de contaminação por portal.

Monitoramento operacional para contaminação de superfície

Uma forma de monitoramento operacional é o levantamento de itens quanto à contaminação quando eles saem de uma área controlada radiologicamente. Este monitoramento deve incluir as mãos e os pés dos trabalhadores.

Os principais objetivos de um programa de monitoramento de contaminação de superfície são:

• para ajudar na prevenção da propagação da contaminação radioativa
• para detectar falhas de contenção ou desvios de bons procedimentos operacionais
• limitar a contaminação da superfície a níveis nos quais os padrões gerais de boa limpeza sejam adequados para manter as exposições à radiação tão baixas quanto razoavelmente possível e evitar exposições excessivas causadas pela contaminação da roupa e da pele
• fornecer informações para o planejamento de programas otimizados para indivíduos, para monitoramento do ar e para definição de procedimentos operacionais.

 

Monitoramento de contaminação aérea

O monitoramento de materiais radioativos transportados pelo ar é importante porque a inalação é geralmente a via mais importante de ingestão de tais materiais pelos trabalhadores da radiação.

O monitoramento do local de trabalho para contaminação aérea será necessário rotineiramente nas seguintes circunstâncias:

• quando materiais gasosos ou voláteis são manuseados em quantidade
• quando o manuseio de qualquer material radioativo em tais operações resultar em contaminação frequente e substancial do local de trabalho
• durante o processamento de materiais radioativos moderadamente a altamente tóxicos
• durante o manuseio de radionuclídeos terapêuticos não selados em hospitais
• durante o uso de células quentes, reatores e montagens críticas.

 

Quando um programa de monitoramento do ar é necessário, ele deve:

• ser capaz de avaliar o limite superior provável da inalação de material radioativo por trabalhadores de radiação
• ser capaz de chamar a atenção para a contaminação inesperada no ar, para que os trabalhadores da radiação possam ser protegidos e medidas corretivas instituídas
• fornecer subsídios para o planejamento de programas de monitoramento individual de contaminação interna.

 

A forma mais comum de monitoramento da contaminação aérea é o uso de amostradores de ar em vários locais selecionados para serem razoavelmente representativos das zonas de respiração dos trabalhadores que trabalham sob radiação. Pode ser necessário fazer com que as amostras representem com mais precisão as zonas de respiração usando amostras pessoais de ar ou de lapela.

Detecção e medição de radiação e contaminação radioativa

O monitoramento ou levantamento por toalhetes e levantamentos de instrumentos de bancadas, pisos, roupas, pele e outras superfícies são, na melhor das hipóteses, procedimentos qualitativos. É difícil torná-los altamente quantitativos. Os instrumentos usados ​​são geralmente tipos de detecção em vez de dispositivos de medição. Como a quantidade de radioatividade envolvida costuma ser pequena, a sensibilidade dos instrumentos deve ser alta.

O requisito de portabilidade dos detectores de contaminação depende de seus usos pretendidos. Se o instrumento for para monitoramento geral de superfícies de laboratório, um tipo de instrumento portátil é desejável. Se o instrumento for para um uso específico em que o item a ser monitorado pode ser trazido para o instrumento, a portabilidade não é necessária. Monitores de roupas e monitores de mãos e calçados geralmente não são portáteis.

Instrumentos e monitores de taxa de contagem geralmente incorporam leituras de medidores e saídas auditivas ou fones de ouvido. A Tabela 4 identifica os instrumentos que podem ser usados ​​para a detecção de contaminantes radioativosíon.+

Tabela 4. Instrumentos de detecção de contaminação

¹ cpm = contagens por minuto.
² Poucos monitores de superfície são adequados para detectar trítio (³H). Testes de limpeza contados por dispositivos de cintilação líquida são apropriados para detectar contaminação por trítio.
³ GM = Medidor de contagem Geiger-Muller.

Detectores de contaminação alfa

A sensibilidade de um detector alfa é determinada por sua área de janela e espessura da janela. Geralmente a área da janela é de 50 cm² ou maior com densidade de janela de 1 mg/cm² ou menos. Os monitores de contaminação alfa devem ser insensíveis à radiação beta e gama para minimizar a interferência de fundo. Isso geralmente é obtido pela discriminação da altura do pulso no circuito de contagem.

Os monitores alfa portáteis podem ser contadores proporcionais de gás ou contadores de cintilação de sulfeto de zinco.

Detectores de contaminação beta

Monitores beta portáteis de vários tipos podem ser usados ​​para a detecção de contaminação por partículas beta. Os medidores de taxa de contagem Geiger-Mueller (GM) geralmente requerem uma janela fina (densidade de área entre 1 e 40 mg/cm²). Contadores de cintilação (antraceno ou plástico) são muito sensíveis a partículas beta e relativamente insensíveis a fótons. Os contadores beta portáteis geralmente não podem ser usados ​​para monitorar o trítio (³H) contaminação porque a energia da partícula beta do trítio é muito baixa.

Todos os instrumentos usados ​​para monitoramento de contaminação beta também respondem à radiação de fundo. Isso deve ser levado em consideração ao interpretar as leituras do instrumento.

Quando existem altos níveis de radiação de fundo, os contadores portáteis para monitoramento de contaminação são de valor limitado, uma vez que não indicam pequenos aumentos nas taxas de contagem inicialmente altas. Nestas condições, são recomendados esfregaços ou testes de limpeza.

Detectores de contaminação gama

Como a maioria dos emissores gama também emite partículas beta, a maioria dos monitores de contaminação detectará radiação beta e gama. A prática usual é usar um detector sensível a ambos os tipos de radiação para aumentar a sensibilidade, pois a eficiência de detecção costuma ser maior para partículas beta do que para raios gama. Cintiladores de plástico ou cristais de iodeto de sódio (NaI) são mais sensíveis a fótons do que os contadores GM e, portanto, são recomendados para detectar raios gama.

Amostradores de ar e monitores

As partículas podem ser amostradas pelos seguintes métodos: sedimentação, filtração, impactação e precipitação eletrostática ou térmica. No entanto, a contaminação por partículas no ar geralmente é monitorada por filtração (bombeando o ar através do meio filtrante e medindo a radioatividade no filtro). As taxas de fluxo de amostragem geralmente são maiores que 0.03 m³/min. No entanto, as taxas de fluxo de amostragem da maioria dos laboratórios não são superiores a 0.3 m³/min. Tipos específicos de amostradores de ar incluem amostradores “pegadores” e monitores de ar contínuo (CAM). Os CAMs estão disponíveis com papel de filtro fixo ou móvel. Um CAM deve incluir um alarme, pois sua função principal é avisar sobre mudanças na contaminação do ar.

Como as partículas alfa têm um alcance muito curto, filtros de carregamento de superfície (por exemplo, filtros de membrana) devem ser usados ​​para a medição da contaminação por partículas alfa. A amostra coletada deve ser fina. O tempo entre a coleta e a medição deve ser considerado para permitir o decaimento da progênie do radônio (Rn).

Radioiodos como ¹²³I, ¹²⁵I e ¹³¹I pode ser detectado com papel de filtro (particularmente se o papel estiver carregado com carvão ou nitrato de prata) porque parte do iodo se depositará no papel de filtro. No entanto, medições quantitativas requerem armadilhas ou latas de carvão ativado ou zeólita de prata para fornecer absorção eficiente.

A água tritiada e o gás trítio são as principais formas de contaminação por trítio. Embora a água tritiada tenha alguma afinidade com a maioria dos papéis de filtro, as técnicas de papel de filtro não são muito eficazes para amostragem de água tritiada. Os métodos de medição mais sensíveis e precisos envolvem a absorção de condensado de vapor de água tritiado. O trítio no ar (por exemplo, como hidrogênio, hidrocarbonetos ou vapor de água) pode ser medido de forma eficaz com câmaras de Kanne (câmaras de ionização de fluxo contínuo). A absorção de vapor de água tritiada de uma amostra de ar pode ser realizada passando a amostra por um coletor contendo uma peneira molecular de sílica gel ou borbulhando a amostra em água destilada.

Dependendo da operação ou processo, pode ser necessário monitorar gases radioativos. Isso pode ser feito com as câmaras de Kanne. Os dispositivos mais comumente usados ​​para amostragem por absorção são lavadores de gás e impingers. Muitos gases também podem ser coletados resfriando o ar abaixo do ponto de congelamento do gás e coletando o condensado. Este método de coleta é mais usado para óxido de trítio e gases nobres.

Existem várias maneiras de obter amostras aleatórias. O método selecionado deve ser apropriado para o gás a ser amostrado e o método de análise ou medição requerido.

Monitoramento de efluentes

O monitoramento de efluentes refere-se à medição da radioatividade em seu ponto de liberação para o meio ambiente. É relativamente fácil de realizar devido à natureza controlada do local de amostragem, que geralmente é um fluxo de resíduos que está sendo descarregado através de uma chaminé ou linha de descarga de líquido.

Pode ser necessário o monitoramento contínuo da radioatividade no ar. Além do dispositivo de coleta de amostra, geralmente um filtro, um arranjo típico de amostragem para partículas no ar inclui um dispositivo de movimentação de ar, um medidor de vazão e dutos associados. O dispositivo de movimentação de ar está localizado a jusante do coletor de amostras; ou seja, o ar passa primeiro pelo coletor de amostras e depois pelo restante do sistema de amostragem. As linhas de amostragem, principalmente aquelas à frente do sistema coletor de amostras, devem ser mantidas o mais curtas possível e livres de curvas acentuadas, áreas de turbulência ou resistência ao fluxo de ar. O volume constante em uma faixa adequada de quedas de pressão deve ser usado para amostragem de ar. A amostragem contínua de isótopos radioativos de xenônio (Xe) ou criptônio (Kr) é realizada por adsorção em carvão ativado ou por meios criogênicos. A célula de Lucas é uma das técnicas mais antigas e ainda o método mais popular para a medição das concentrações de Rn.

O monitoramento contínuo de líquidos e linhas de resíduos para materiais radioativos às vezes é necessário. Linhas de resíduos de laboratórios quentes, laboratórios de medicina nuclear e linhas de refrigeração de reatores são exemplos. O monitoramento contínuo pode ser realizado, no entanto, por análise laboratorial de rotina de uma pequena amostra proporcional à vazão do efluente. Estão disponíveis amostradores que coletam alíquotas periódicas ou que extraem continuamente uma pequena quantidade de líquido.

A amostragem agarrada é o método usual usado para determinar a concentração de material radioativo em um tanque de retenção. A amostra deve ser coletada após a recirculação para comparar o resultado da medição com as taxas de descarga permitidas.

Idealmente, os resultados do monitoramento de efluentes e do monitoramento ambiental estarão em boa concordância, com o último calculável a partir do primeiro com o auxílio de vários modelos de caminhos. No entanto, deve-se reconhecer e enfatizar que o monitoramento de efluentes, não importa quão bom ou extenso seja, não pode substituir a medição real das condições radiológicas no ambiente.

 

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