ANÁLISE DOS RESULTADOS DA MONITORAÇÃO DE ÁREA, REALIZADA NO CICLOTRON CV-28, DURANTE O PROCESSO DE PRODUÇÃO DO IODO 123. RESUMO I.

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1 2005 International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2005 Santos, SP, Brazil, August 28 to September 2, 2005 ASSOCIAÇÃO BRASILEIRA DE ENERGIA NUCLEAR - ABEN ISBN: ANÁLISE DOS RESULTADOS DA MONITORAÇÃO DE ÁREA, REALIZADA NO CICLOTRON CV-28, DURANTE O PROCESSO DE PRODUÇÃO DO IODO 123. Cabral, T.S. 1 e da Silva, M.I.B. 2 1 Instituto de Radioproteção e Dosimetria (IRD / CNEN - RJ) R. Salvador Allende s/n º - Recreio dos Bandeirantes Rio de Janeiro, RJ - Brasil. tschirn@ird.gov.br 2 Instituto de Engenharia nuclear (IEN / CNEN RJ) Via 5 s/n º - Cidade Universitária Ilha do Fundão Rio de Janeiro, RJ Brasil. isabel@ien.gov.br RESUMO O Instituto de Engenharia Nuclear produz iodo 123 para hospitais e clínicas de medicina nuclear, este trabalho tem como objetivo apresentar os resultados obtidos, pelo serviço de proteção radiológica, da monitoração das áreas de circulação do prédio do ciclotron e circunvizinhas quando há produção de iodo. Os dados analisados são do período de 2002 a 2004, pois foram feitas mudanças estruturais como: uma modificação na blindagem da caverna do KIPROS e a instalação do Radiopharmal Delivery System (RDS-111) para a produção do flúor 18. Todo o processo visa, além da segurança pessoal, fazer cumprir as normas de proteção radiológica da Comissão Nacional de Energia Nuclear. I. INTRODUÇÃO Em exames de radiodiagnóstico, dependendo do radiofármaco utilizado se pode obter imagens de órgãos, tecidos e sistemas do corpo humano através da radiação gama emitida pelo radioisótopo incorporado, o tempo de exposição varia e o dano causado depende da dose absorvida. No caso, o iodo 123 é usado no radiodiagnóstico de câncer da tireóide, este apresenta uma meia vida 14 vezes menor que o iodo 131, acarretando doses bem menores no paciente e no profissional responsável pelo exame. O Instituto de Engenharia Nuclear (IEN/CNEN), há oito anos, investe na produção de iodo 123 e durante esta atividade devem ser seguidas as normas da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) 1, 2 e internacionais, Comissão Internacional de Proteção Radiológica 3, 4. Estas normas dizem respeito aos efeitos das radiações na saúde, as práticas e intervenções que ficam sujeitas a certos padrões de segurança para proteger as pessoas expostas, evitando assim os efeitos determinísticos, e restringir a probabilidade de ocorrência dos efeitos estocásticos. O serviço de radioproteção do IEN/CNEN efetua o controle dos trabalhadores, das áreas, das fontes de radiação e dos equipamentos além de manter os relatórios atualizados das atividades pertinentes, aplicando o princípio de ALARA, as normas da CNEN e internacionais, da ICRP e Agência Internacional de Energia Atômica (AIEA) 5, a fim de diminuir as doses nos trabalhadores.

2 O trabalho apresentado é sobre o resultado do controle de área, onde se encontra o ciclotron CV-28 e o RDS-111, quando a produção do iodo 123 está sendo executada. Além disso, é explicado o procedimento da monitoração adotado através de um fluxograma e também são relatadas as modificações que foram implantadas no período de 2002 a 2004, sendo algumas resultado da análise realizada em trabalho anterior PROCEDIMENTOS O ciclotron, como uma instalação radioativa, está sujeita ao controle das áreas que é feito pela avaliação e classificação periódica das áreas, o controle do acesso e sinalização e a execução do programa de monitoração. A monitoração individual é realizada no IEN através de dosímetros pessoais como anéis e albedos, e para visitantes, canetas dosimétricas. O fluxograma apresenta o procedimento adotado na monitoração de área durante a produção: Figura 1. Procedimento para monitoração de áreas durante a produção do Iodo 123.

3 Através do fluxograma é possível visualizar as etapas e evidenciar a importância do registro das medições e ocorrências durante o processo. Durante a produção do iodo 123, apenas pessoal autorizado é permitido na área interna do CV-28 e vizinhança, sendo esta demarcada com fita de sinalização. Na figura 2 pode-se observar os pontos monitorados, são realizados levantamentos radiométricos no interior do prédio do ciclotron, pontos de 1 a 9, e exteriormente, na guarita e no portão, pontos 10 e 11, respectivamente. Para determinar os níveis de taxa de exposição e dose, são utilizados os seguintes equipamentos: um detector REMRAD tipo NPP2 e um monitor prólogo modelo 7013 com sonda geiger, estes monitores são colocados em uma estrutura móvel, mantendo assim o sistema igual em todas as medidas 7. Figura 2 Planta do prédio do Ciclotron e RDS, com os pontos de monitoração. No ponto 04 existe permanentemente um monitor modelo 7013 com um detector geiger. No ponto 09, sala de controle do ciclotron CV-28, onde permanece o operador durante a produção, existe um detector modelo MIR 7026 monitorando a taxa de dose no trabalhador e um monitor de área, IEN 7017.

4 3. CLASSIFICAÇÃO DE ÁREAS A monitoração relativa à avaliação e controle das condições radiológicas das áreas tem como objetivo fornecer subsídios para monitoração de pessoal, determinando as áreas onde será imprescindível o uso de dosímetros individuais ou gerando parâmetros para o cálculo da dose para o trabalhador em uma determinada exposição. Este tipo de monitoração se baseia na determinação dos níveis de radiação. Na delimitação de área, classifica-se como área livre aquela isenta de regras especiais de segurança, os níveis de radiação são necessariamente menores que 1 msv por ano ou a taxa de dose não excede 0,5 µsv/h, para 2000 h/ano. Classifica-se como área restrita toda aquela que deve ter seus acessos controlados, por apresentar níveis de radiação maiores que 1 msv por ano ou a taxa de dose exceder a 0,5 µsv/h. As áreas restritas são subdivididas em: área supervisionada, quando os níveis de radiação estão entre 1mSv/ano e 15 msv/ano ou taxa de dose não excede a 7,5 µsv/h e área controlada se os níveis de radiação forem maiores que 15mSv/ano ou a taxa de dose exceder 7,5 µsv/h. Os resultados dos pontos monitorados durante a produção do iodo 123, figura 2, podem ser observados nos gráficos 3 e 4, relativos a exposição gama e nêutrons, respectivamente. As áreas correspondentes aos pontos 1, 2, 3, 4, 5, 6 e 10 são consideradas livres, a taxa de dose não excede 0,5 µsv/h e as áreas correspondentes aos pontos 7, 8, 9 e 11 são restritas, supervisionadas. Foram realizadas uma média de 85 medidas em cada ponto por ano. Taxa de dose média (usv/h) Média das medidas realizadas durante a produção de Iodo 123, para exposição gama Pontos de Monitoração jan/2005 Figura 3. Levantamento de taxa de dose média para exposição gama.

5 Média das medidas realizadas durante a produção do Iodo 123, para nêutrons 25 Taxa de dose média (usv/h) jan/ Pontos de Monitoração Figura 4. Levantamento de taxa de dose média para feixe de nêutrons. Como o ponto 11 é uma área no exterior do prédio do ciclotron seu controle é feito com uma faixa de sinalização, a uma distância de pelo menos dez metros do portão, impedindo a passagem de pessoas pela área. E nos pontos 7, 8 e 9 só tem acesso pessoas autorizadas e devidamente monitoradas. 4. CONCLUSÃO Os procedimentos e resultados das monitorações de área apresentados fazem parte de um programa de proteção radiológica para o prédio do ciclotron CV-28, durante a produção do iodo 123. Devido a mudanças estruturais, como a construção anexa do ciclotron RDS-111 e a execução do projeto da blindagem na caverna do KIPROS, e o início do funcionamento do RDS-111 para a produção do flúor 18, foram mantidos os pontos de monitoração de 1 a 6, que anteriormente se constatou serem áreas livres, levantamento radiométrico realizado no período de 1999 a Como se pode observar o ponto 11, o portão, teve um aumento gradativo da taxa de dose nos anos de 2002 a 2004, este fato se deve ao espalhamento produzido pela reestruturação da blindagem da caverna do KIPROS. Com o termino do projeto, em dezembro de 2004, já se nota a diferença, pois a média registrada em janeiro de 2005 é de 2,13 µsv/h para gama e 3,08 µsv/h para nêutrons, ver gráficos 3 e 4. No ponto 10, na monitoração realizada entre 1999 e 2001, foi constatada uma pequena taxa de dose com a reestruturação da blindagem este fato deixou de ocorrer, como comprova os resultados obtidos. Com o objetivo de ter uma análise mais rápida da monitoração, está em fase de implantação um programa utilizando as planilhas do excel, que ao se entrar com os resultados da

6 monitoração se obtém o gráfico da taxa de dose em gama e nêutrons e o relatório, facilitando a visualização de qualquer anomalia nas áreas monitoradas. Este trabalho está para ser publicado. Pelos resultados obtidos, pode se dizer que o controle de área realizado e as ações corretivas, apesar do longo tempo para conclusão, atingiram o objetivo, a segurança do trabalhador e o cumprimento das normas da CNEN. REFERÊNCIAS 1. CNEN NE 3.01: Diretrizes Básicas de Radioproteção publicada no Diário Oficial da União, DOU em janeiro de CNEN NE 3.02: Serviço de Radioproteção publicada no Diário Oficial da União, DOU em agosto de International Commission on Radiological Protection ICRP, publication Nº 26: Recommendations of International Commission on Radiological Protection, International Commission on Radiological Protection ICRP, publication N º 60: 1990 Recommendations of the International Commission on Radiological Protection, International Atomic Energy Agency, IAEA, collection: Safety Series N º 115: International Basic Safety Standards for Protection Against Ionizing Radiation and for the Safety of Radiation Sources, Cabral, T.S. e da Silva, M.I.B. Análise dos resultados da dosimetria de área realizada durante o processo de produção do iodo 123 no Instituto de Engenharia Nuclear Reseach and Development Brazilian Journal, volume 4, n º. 3, parte 1, pág setembro Dos Santos, O.P. Otimização das práticas de proteção radiológica na produção de radiofármacos no Instituto de Engenharia Nuclear Tese de mestrado defendida no Instituto de Radioproteção e Dosimetria junho de 2004.