Estudo da Radiação Natural nas Praias do Sudeste do Brasil. Departamento de Física. Relatório Final de Iniciação Científica

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1 Departamento de Física Relatório Final de Iniciação Científica Estudo da Radiação Natural nas Praias do Sudeste do Brasil Orientador: Marcilei A. Guazzelli da Silveira 1 1 Centro Universitário da FEI, São Bernardo do Campo Aluno: Ramon Heleno Moreira n.º

2 SUMÁRIO RESUMO OBJETIVO 2 REVISÃO BIBLIOGRÁFICA 2.1 Importância deste estudo 2.2 Introdução aos conceitos de radiação Radiação natural Radiação terrestre 2.3 Interação da radiação com a matéria 2.4 Dosimetria das radiações 2.5 Efeitos biológicos da radiação gama 2.6 Detectores cintiladores 2.7 Microscopia Eletrônica de Varredura (MEV) 3 PROCEDIMENTO EXPERIMENTAL 3.1 Amostragem 3.2 Locais de coleta 3.3 Sistema de detecção 3.4 Energia gama proveniente dos decaimentos radioativos 3.5 Calibração em energia 3.6 Amostras padrão de 40 K, 238 U e 232 Th 4 RESULTADOS 4.1 Análise dos espectros de raios gama 4.2 Determinação da contribuição de dose efetiva 4.3 Determinação da concentração dos radionuclídeos 4.4 Espectro de raios-x por energia dispersiva (EDS) 5 CONCLUSÃO REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS ANEXOS A Cálculo das atividades dos padrões Páginas

3 RESUMO Este estudo visa o conhecimento da distribuição, da concentração e da dose efetiva de exposição aos radionuclídeos 40 K, e dos elementos das séries do 238 U e 232 Th nas areias de praia, por meio da técnica de espectrometria de raios gama, em regiões distintas do sudeste do Brasil, como os Estados de São Paulo, Rio de Janeiro e Espírito Santo. Foram preparadas no total setenta e sete amostras com areias coletadas em dez cidades litorâneas. Este estudo está dando continuidade ao trabalho que vêm sendo realizado ao longo de três anos para mapear a distribuição dos radionuclídeos primordiais no Brasil. Para isso, todas as amostras coletadas foram estudadas e analisadas utilizando um sistema de aquisição contendo um detector de raios gama de NaI(Tl). Desta maneira, foram realizadas aquisições de dados de amostras padrão certificadas pela IAEA, referentes aos radionuclídeos primordiais 40 K, 238 U e 232 Th, e também foram determinadas as suas atividades (vide Anexo A). Além disso, foram feitas aquisições da radiação de fundo, na qual interferem nas aquisições das amostras. Também foi realizada uma análise detalhada dos espectros adquiridos, sendo possível observar uma grande diferença em concentração devido à radiação gama nos espectros das praias Preta e Barra do Sahy de São Sebastião, São Paulo, da praia Preta da Ilha Grande, Rio de Janeiro e da praia de Camburi, Vitória, Espírito Santo com as outras praias estudadas. Sendo encontrados valores de dose efetiva total de 1,07 (6), 1,47 (8), 1,20 (24) e 0,73 (3), respectivamente, esses valores estão acima do valor médio internacional para a radiação gama terrestre de 0,48 msv/ano. Neste estudo também foi observado que, o tório é o radionuclídeo que mais contribuiu em dose para todos estes locais estudados e com a finalidade de entender esses altos valores de dose efetiva, iniciou-se um estudo geológico da praia Preta de Ilha Grande, na qual se observou através da microscopia eletrônica de varredura (MEV), equipado com um EDS que, após uma separação magnética forte e fraca dos grãos, o principal mineral responsável pela alta dose desta praia é o zircão que possui elementos traços de urânio e principalmente tório, este grão foi encontrado na fração de não-magnéticos juntamente com quartzo e feldspato. Na fração altamente magnética foram encontrados grãos de 2

4 illmenita, magnetita e muito pouco de monazita, sendo que a monazita é rica principalmente de traços de tório. 1. OBJETIVO Este trabalho visa o estudo da radiação natural devido a emissão de raios gama dos radionuclídeos 40 K, e dos elementos das séries do 238 U e 232 Th nas areias das praias da região sudeste do Brasil, a fim de quantificar a dose de radiação natural a qual a população está submetida diariamente, bem como a concentração desses radionuclídeos de natureza presente em cada local estudado. Os valores encontrados foram comparados com os valores médios internacionais de dose efetiva devida à exposição externa aos raios gama provenientes dos elementos naturais terrestres, que é de 0,48 msv/ano [1]. 3

5 2. REVISÃO BIBLIOGRÁFICA 2.1. Importância deste estudo O estudo da distribuição dos radionuclídeos naturais em solos pode fornecer dados muito úteis para a construção civil, para que se evite a realização de construções em regiões onde a concentração desses núcleos radioativos é muito elevada e também para que seja possível evitar a utilização de materiais que apresentam alta concentração de radionuclídeos. A monazita, por exemplo, é um mineral encontrado em areias e solos e contém altos teores de tório e urânio. Áreas ricas nesses minerais usualmente apresentam alto nível de radiação, e o uso desses solos, areias ou rochas, misturados aos materiais de construção, pode aumentar a dose de radiação à qual uma pessoa está exposta diariamente [2,3]. O conhecimento da presença de altas taxas de radiação é importante inclusive na prevenção de doenças que possam estar associadas a uma exposição prolongada à radiação. Como o câncer é ainda o efeito estocástico mais temido da radiação, e figura como a maior causa mortis por doença [3], a avaliação do incremento de dose na população, decorrente da interferência humana sobre o ambiente, é uma preocupação de pesquisadores de diferentes áreas de atuação. Devido às suas dimensões continentais e grande variedade de solos no Brasil, não existe um estudo sistemático e completo dos radionuclídeos existentes em solos brasileiros, fato este que viabiliza o estudo da distribuição da atividade de radionuclídeos naturais presentes em solos, como o proposto neste trabalho. Segundo o Comitê Científico das Nações Unidas sobre Efeitos da Radiação Atômica [1], é reportado para a América do Sul apenas uma média de valores para o radionuclídeo 40 K (650 Bq/kg) encontrado em solos argentinos. No caso da taxa de exposição externa à radiação gama terrestre na América Latina, são encontrados valores apenas para Chile e Paraguai, de taxas de doses absorvidas no ar de 51 e 46 ngy/h, respectivamente. O Brasil tem a sexta maior reserva de urânio do mundo e existem várias áreas que 4

6 apresentam alta radiação de fundo, mas são apresentados na referência [1] valores apenas de Guarapari (ES), Poços de Caldas (MG), Araxá (MG) e Goiás. As taxas de doses absorvidas no ar em Guarapari variam de 90 a 170 ngy/h em suas ruas e 90 a ngy/h nas suas praias. Nesse caso, as taxas altas são devido à grande concentração de areias monazíticas. Para os estados de Minas Gerais e Goiás são apresentadas taxas médias de 110 a 1300 ngy/h [1] Introdução aos conceitos de radiação A radiação é um fator da vida o homem está exposto à radiação natural a todo o momento e inclusive em suas inúmeras utilidades, como energia nuclear, que por sua vez, contribuem pouco nesta radiação natural [4]. No sentido mais amplo, radiação é a energia que é transmitida na forma de onda/partícula. Existem muitos tipos de radiação; a luz visível é por sua vez a mais óbvia. Microondas, ondas de rádio, e sinais de televisão, são outras formas de radiação que são mais comuns no dia-a-dia. Estas são todas radiações não-ionizantes. Dentre os vários tipos de radiação, algumas estão associadas com o uso da energia nuclear, sendo categorizada como radiação ionizante, isso significa que a radiação tem energia suficiente para produzir íon quando interage com a matéria, isto é, pode ejetar um elétron de um átomo [4]. Uma simples imagem de um átomo tem um núcleo composto por prótons e nêutrons, rodeado por elétrons, onde o número de prótons em um núcleo determina o número atômico, na qual fornece ao átomo ou elemento as características, enquanto o total de prótons e nêutrons determina o peso atômico. Muitos elementos têm diferentes isótopos, na qual, é devido à presença do mesmo número de prótons no núcleo, mas diferentes números de nêutrons e, portanto diferente peso atômico. Muitos elementos ou nuclídeos encontrados na natureza são estáveis, mas uma parcela deles são radioativos, estes são os que emitem radiação quando eles decaem para uma forma estável. Exemplos são: 238 U, 232 Th e o 40 K, um dos isótopos do potássio naturalmente encontrado. Estes nuclídeos radioativos emitem formas de radiação muitas vezes referida como a radiação 5

7 nuclear e uma ilustração da interação deles com a matéria podem ser visto na figura 1, para qual existe três tipos básicos de radiação nuclear: Partículas alfa; Partículas beta; Raios gama. As partículas alfa são produzidas durante o decaimento radioativo de elementos pesados como o urânio. Eles são compostos por dois nêutrons e dois prótons idênticos ao núcleo atômico do hélio, devido aos seus tamanhos relativos e carga elétrica dos dois prótons, além disso, partículas alfa podem viajar apenas uma pequena distância no material [4]. Por exemplo: uma folha normal de papel pode barrar partículas alfa. Partículas beta são elétrons que provém da transformação de um nêutron do núcleo de um átomo em um próton. Elas podem viajar até cerca de cinco metros no ar e um centímetro de tecido humano. Raios gama são radiações eletromagnéticas similares ao raio-x que são emitidas do núcleo de um átomo radioativo que está no estado excitado. Os raios gama viajam na velocidade da luz e podem penetrar longas distâncias no ar e nos tecidos. Muitos centímetros de chumbo ou metros de água são necessários para barrar os raios gamas típicos como do 60 Co, no qual é usado para terapia contra o câncer [4]. Figura 1. Ilustração da interação dos diferentes tipos de radiação ionizantes com a matéria. 6

8 Radiação natural A exposição humana a radiações ionizantes por fontes naturais é um fator contínuo e inescapável da vida na terra. Existem dois principais contribuintes para esta exposição: partículas de raios cósmicos de alta energia que incidem sobre a atmosfera terrestre e radionuclídeos provenientes da crosta terrestre que estão presentes em todos os lugares do meio ambiente. As partículas provenientes das radiações cósmicas que bombardeiam a Terra (múons, prótons, fótons, elétron, nêutrons e píons) possuem variações em suas concentrações de acordo com a altitude, sendo que ao nível do mar existe uma maior concentração de múons que contribuem para a taxa de dose equivalente [1]. O solo é constituído de diversos radionuclídeos, contudo, somente os que estão presentes no solo e possuem meia-vida de centenas até bilhões de anos, como o 40 K e os elementos da série do urânio e tório, contribuem significativamente para a vida na Terra. Algumas estimativas foram feitas com relação às exposições típicas da população mundial a estes radionuclídeos e a grade de componentes de algumas exposições sobre varias condições ambientais. Fora notado que algumas regiões apresentam altas taxas de exposição à radiação natural. Esta informação foi relacionada com a relevante quantidade dosimétrica para estimar as doses de absorção em tecidos e as doses efetivas de fontes de absorção [1]. Muitas exposições devido às fontes de radiação natural são modificadas pelo homem. Em particular, radionuclídeos naturais são liberados para o meio ambiente em processamentos minerais e em suas utilizações, como por exemplo, a produção de fertilizantes com fosfato e a queima de combustíveis fósseis [1] Radiação terrestre Radionuclídeos de origem terrestre, também conhecidos como radionuclídeos primordiais, estão presentes em várias formas no meio 7

9 ambiente, até mesmo no corpo humano. Somente estes radionuclídeos com meia-vida comparável com a idade da terra, e os produtos de seus decaimentos, existem em quantidades significantes. Irradiação do corpo humano por fontes externas ocorrem principalmente por radiação gama provenientes dos radionuclídeos da série do 238 U e 232 Th e do 40 K. Estes radionuclídeos estão também presentes no corpo humano e irradiam, para vários órgãos, partículas alfa e beta, assim como também raios gama. Alguns outros radionuclídeos terrestres, incluindo os da série do 235 U, 87 Rb, 138 La, 147 Sm, e 176 Lu, existem na natureza, porém, suas contribuições na dose efetiva em humanos são baixas [1]. A exposição externa por radionuclídeos terrestre é apresentada em níveis em todos os tipos de solos. Os níveis específicos são relatados de acordo com o tipo de rocha de que o solo se originou. Altos níveis de radiações estão associados às rochas ígneas, ou seja, provenientes da cristalização do magma, como exemplo o granito, e baixos níveis com rochas sedimentares, por produtos de uma cadeia de processos que ocorreram na superfície do planeta [5]. Os radionuclídeos dos ciclos de decaimento do urânio e do tório não podem ser assumidos estando em equilíbrio radioativo. Os isótopos 238 U e 234 U estão em um equilíbrio próximo, à medida que eles estão separados por dois nuclídeos de meia-vida curta, 234 Th e 234 Pa. O processo de decaimento por si só, pode, entretanto, permitir algumas dissociações de decaimento dos radionuclídeos provenientes do material da fonte, conseqüentemente facilitando a transferência para o ambiente. Portanto, 234 U pode de certa forma, ser relativamente deficiente comparado com o 238 U em solos e existir em maior escala em rios e no oceano. O ciclo do radionuclídeo 226 Ra possui pouca diferença em suas concentrações comparado com o 238 U, pois pode ocorrer separação entre o seu parente 230 Th e urânio, porque o radio possui grande mobilidade no meio ambiente. Os produtos de decaimento do 226 Ra inclui o radônio, um elemento gasoso, na qual se difundi fora do solo, ou seja, reduzindo a taxa de exposição da serie do 238 U. O radionuclídeo do radônio da série do 222 Rn, possui uma meia-vida de alguns dias, porém possui duas 8

10 longas-vidas de decaimento de seus produtos, como pode ser visto na figura 2, 210 Pb e 210 Po, na qual são importantes na avaliação dosimétrica [1]. Figura 2: Esquema representativo do decaimento radioativo do núcleo 238 U Para a série do 232 Th, considerações similares são aplicadas. O radionuclídeo 228 Ra possui uma suficiente longa meia-vida que pode permitir alguma separação de seu parente, 232 Th. O ciclo dos elementos gasosos referentes ao 220 Rn, apresentam uma meia-vida muito curta, assim como o decaimento dos seus produtos. A radioatividade do potássio é proveniente do isótopo 40 K, o qual decai principalmente por para o núcleo estável 40 Ca e por captura eletrônica e emissão gama, decai para o núcleo estável 40 Ar, sendo muito comum encontrálo em solos e minerais, uma vez que sua meia-vida é da ordem de 10 9 anos [1], como pode ser visto na figura 3. Figura 3: Esquema representativo do decaimento radioativo do núcleo 40 K 2.3. Interação da radiação com a matéria A interação da radiação eletromagnética com a matéria ocorre principalmente através de três processos mais comuns: efeito foto-elétrico, efeito Compton e produção de pares elétron-pósitron. 9

11 No efeito foto-elétrico, o fóton incidente é absorvido por um elétron do átomo que, então, é ejetado com uma energia cinética T e, dada pela famosa equação devido a Einstein (1905): T e h W (1) onde é a freqüência do fóton incidente, W é a função trabalho do material e h é a constante de Planck e vale 6,63x10-34 J.s. A equação (1) exprime nada mais que a lei de conservação de energia, visto que a energia total do fóton ( h ) é uma parte usada para compensar a energia de ligação do elétron dentro do átomo (W ) e outra parte para ejetar o elétron de sua órbita, com uma energia cinética ( T e ) [6], como pode ser observado na figura 4. Figura 4: Ilustração do efeito foto-elétrico no átomo O efeito Compton, ao lado do efeito foto-elétrico, é mais uma manifestação da natureza corpuscular da luz. Com efeito, ao incidir sobre um elétron de um átomo, a radiação eletromagnética se comporta como se fosse uma partícula e tudo se passa como se fosse uma colisão elástica entre o fóton e o elétron, com conservação de energia e momentum [6], como pode ser observado na figura 5. 10

12 Figura 5: Ilustração do efeito Compton no átomo A energia do fóton após o espalhamento é dada por: h 0 h (2) 1 (1 cos ) 2 onde h 0 / mec, é a freqüência do fóton antes do espalhamento, 0 é o ângulo de espalhamento, velocidade da luz e vale 3x10 8 m/s. m é a massa de repouso de elétron e c é a e Deste modo, a energia cinética do elétron é simplesmente: T h 0 h (3) (1 cos ) T h (4) 0 1 (1 cos ) 0 Vemos, assim, que para 180, o fóton é espalhado para trás e a equação (4) nos diz que, neste caso, a energia cinética do elétron é máxima, enquanto que para ~ 0 (colisão rasante), o fóton praticamente não perde energia e a energia do elétron é mínima. Neste caso, o elétron é ejetado com velocidade quase nula, numa direção perpendicular à do fóton incidente [10]. Por último, ocorre a produção de pares elétron-pósitron, quando fótons com energia maior ou igual a 1,02 MeV passam próximos a núcleos de número 11

13 atômico elevado, ou seja, a criação de pares ocorre em altas energia e para elementos de grande número atômico, sendo proporcional à Z 2. A radiação incidente interage com o núcleo transformando-se em duas partículas, o par elétron-pósitron, como pode ser observado na figura 6. e e (mais energia cinética) Figura 6: Ilustração da produção de pares elétron-posítron no núcleo do átomo 12

14 O pósitron, após ser criado, perde sua energia para o meio e finalmente interage com algum elétron, ocorrendo então a aniquilação de ambos, originando radiação gama [7]. Os efeitos dominantes, resultantes da interação da radiação com a matéria, estão relacionados com a energia do fóton incidente e o número atômico do absorvedor. Para fótons de baixa energia (menor que 100 kev), o efeito fotoelétrico é dominante; para energias superiores a 1,02 MeV, é dominante a produção de pares elétron-pósitron. Esta dependência com a energia do coeficiente de absorção pelos diferentes processos de interação é vista na figura 7, para um cristal de Iodeto de Sódio dopado com Tálio, NaI(Tl). Neste material, o processo fotoelétrico é dominante até aproximadamente 250 kev. Já na interação por espalhamento Compton, apenas parte da energia é transferida para o meio, e o fóton espalhado pode deixar o meio detector sem sofrer outra interação. Isto produz um fundo bastante indesejável, denominado Compton, no espectro de energia obtido, utilizando o material NaI(Tl) como detector de radiação [8]. Figura 7: Coeficiente de absorção para um cristal de NaI(TI) 13

15 2.4. Dosimetria das radiações A dosimetria das radiações fornece uma descrição quantitativa dos efeitos da radiação sobre os tecidos vivos. A dose absorvida da radiação é definida como a energia fornecida para o tecido por unidade de massa. A unidade de dose absorvida no sistema internacional (SI), o joule por quilograma, é chamada de gray (Gy); 1 Gy = 1 J/kg. A outra unidade, atualmente de uso comum, é o rad, definida como 0,01 J/kg [6,9]: 1 rad = 0,01 J/kg = 0,01 Gy Para se obter a taxa de dose absorvida é necessário o conhecimento dos radionuclídeos que emitem raios gama. Neste cálculo, é usado o coeficiente de conversão de [Bq/kg] para a taxa de dose em [ngy/h] para cada um dos radionuclídoes, sendo que 1 becquerel (Bq) é igual a uma desintegração por segundo. Esse coeficiente varia de acordo com as propriedades do radionuclídeo, e cada coeficiente é calculado utilizando-se o método de Monte Carlo[1]. tabela 1. Os coeficientes dos três radioisótopos estudados neste trabalho estão na Tabela 1: Coeficientes de conversão para o cálculo das doses absorvidas. Radionuclídeo Coeficiente de conversão[ngy/h] / [Bq/kg] 40 K 0, U 0, Th 0,604 Fonte: UNSCEAR.: Sources and Effects of Ionizing Radiation. ANNEX B, Exposures from natural radiation sources. Portanto, para o cálculo da dose absorvida de uma amostra, utilizamos a seguinte expressão: * + * + * + * + (5) Os valores das taxas de radioatividade presentes nos solos em Bq/kg são obtidos diretamente dos espectros de raios gama, a partir das amostras padrão e da eficiência do detector. Para se transformar a dose absorvida da radiação de fundo em dose efetiva, deve ser levado em conta também, o fator de conversão 14

16 para a radiação gama externa terrestre que é de 0,7 Sv/Gy, assumindo que um humano adulto efetivamente recebe 70% da dose absorvida. A média anual internacional de dose efetiva per capita de radiação é de 2,4 msv. Nesse valor, estão incluídas as doses devidas à radiação cósmica, à radiação gama externa e interna e as devido à atividade do radônio [1]. A dose absorvida não é por si só uma medida adequada para estudar os efeitos biológicos, porque energias iguais de fontes radioativas diferentes produzem tipos diferentes de efeitos biológicos. Essas variações são descritas por um fator numérico chamado de eficácia biológica radioativa (EBR), também chamado de fator de peso de cada radiação específica. A tabela 2 indica os valores de fator peso para as principais radiações. Todos esses valores também dependem ligeiramente do tipo de tecido no qual a radiação é absorvida e da energia da radiação [6,9]. Tabela 2: Fator peso para as principais radiações O efeito biológico da radiação é descrito pelo produto da dose absorvida pela EBR da radiação; essa grandeza é chamada de dose biológica equivalente ou simplesmente de dose equivalente [6]. A unidade de dose equivalente para os seres humanos no SI, é o Sievert (Sv): Dose equivalente (Sv) = Fator peso x Dose abosrvida (Gy) (6) 15

17 Para o correspondente ao rad, é o REM (röngen equivalente para seres humanos): Dose equivalente (rem) = Fator peso x Dose absorvida (rad) (7) Logo, a unidade de RBE é 1 Sv/y ou 1 rem/rad e 1 rem = 0,01Sv Efeitos biológicos da radiação gama O efeito prejudicial da radiação em seres humanos é causado pela capacidade da radiação de ionizar, tal como os raios gama que podem depositar sua energia na matéria, quebrando as ligações moleculares e produzindo íon através das diferentes formas de interação, tal como: efeito fotoelétrico, efeito Compton e produção de pares elétron-pósitron. A extensão dos danos depende de dois fatores: da quantidade de radiação absorvida e do tipo de radiação interagente [9]. Essas interações são muito complexas e uma exposição muito prolongada pode produzir doenças graves e até mesmo a morte devido a diversos mecanismos, incluindo a destruição em massa dos tecidos, alterações do material genético e a destruição de componentes da medula óssea que produzem os glóbulos vermelhos do sangue [9]. Segundo a publicação de 2000 do relatório da UNSCEAR (United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic Radiation), a média anual de exposição à radiação ionizante (ou dose efetiva de radiação) que cada indivíduo recebe anualmente em todo o mundo (tanto de fontes naturais quanto humanas) é de 2,8 msv/ano [1]. Na figura 8, é possível observar a média das distribuições das doses efetivas para cada fonte de radiação gama na qual o homem está submetido anualmente, tanto de fontes naturais quanto humanas e na tabela 3 as médias das doses total de radiação. 16

18 Figura 8: Média das distribuições das doses efetivas [msv/ano] para cada fonte de radiação gama na qual o homem está submetido anualmente, tanto de fontes naturais quanto humanas. Tabela 3: Média anual de dose efetiva [msv/ano] de radiação para cada indivíduo no mundo [11]. A partir destes relatórios, aumenta a demanda de respostas para questões como qual é o nível de dose de radiação que tem impactos identificáveis à saúde humana. A maioria dos dados tem sido duramente acumulados devido a exposição aguda dos indivíduos ou grupos de indivíduos ou seja, pessoas que receberam doses relativamente altas em curtos intervalos de tempo. Estes dados têm sido objetos de análise detalhada por muitos especialistas e organizações de proteção radiológica, incluindo a Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) [11]. A tabela 4 mostra os níveis agudos de dose de todo o corpo em que os efeitos específicos são perceptíveis nos seres humanos. 17

19 Tabela 4: Níveis agudos de dose [msv] de todo o corpo em que os efeitos específicos são perceptíveis nos seres humanos e as suas respectivas respostas [11]. Como a tabela 4 indica, os níveis de dose aguda que causa mudanças perceptíveis na saúde humana são centenas de milhares de vezes maiores do que as doses que as pessoas recebem de fontes naturais. Elas também são de ordens de magnitude maior do que as doses para as pessoas que vivem nas proximidades de usinas nucleares. Nos níveis de dose baixa associada a fontes naturais e de energia nuclear, os efeitos são considerados estocásticos (aleatórios) e são expressos em termos de riscos de cânceres adicionais. Com base em diversas fontes de dados, como sobreviventes da bomba atômica, a capacidade de distinguir inequivocamente aumento do risco torna-se difícil em doses inferiores a cerca de 200 msv. Há controvérsias a respeito dos riscos a saúde nas doses muito baixas. Alguns grupos reivindicam uma projeção linear de risco para doses baixas, enquanto outros afirmam que existe um efeito benéfico na baixa dosagem, com base em observações anedóticas [11] Detectores cintiladores Detectores cintiladores são largamente empregados na detecção e medida da energia da radiação, especialmente para raios gama, principalmente os que envolvem elementos pesados como I, Ba e Bi. Nos detectores de cintilação, uma série de processos sucessivos é desenvolvida até a obtenção final de um pulso de carga, proporcional à energia depositada pela radiação no detector. A radiação interage com o material, produzindo excitações e ionização no mesmo que, ao decair, emite radiação na faixa de freqüências da luz visível. A estrutura básica do dispositivo que converte os fótons de cintilação em fotoelétrons e sua multiplicação é nomeada de fotomultiplicadora como é vista na figura 10. Esta radiação é absorvida por efeito fotoelétrico no fotocatodo de uma 18

20 fotomultiplicadora e os elétrons livres produzidos são multiplicados na fotomultiplicadora até terem intensidade suficiente para produzir um pulso de dezenas a centenas de mv de altura [8]. Uma das características mais importantes dos materiais cintiladores é o tempo de decaimento dos estados excitados que produzem o pulso de luz. Os cintiladores inorgânicos usuais têm alta constante de tempo de decaimento, de centenas de ns, e suas principais propriedades constam na tabela 5. Tabela 5: Propriedades de alguns cintiladores inorgânicos (cristais) A luz produzida no cintilador é absorvida num fotocatodo em geral metálico, e extremamente fino. A espessura deste elemento é determinada por um compromisso entre a eficiência para absorção dos fótons de luz (espessura maior) e a probabilidade dos elétrons produzidos atravessarem a espessura do material, atingindo a superfície mais interna com energia suficiente para vencer a barreira de potencial (função trabalho) e escapar. Materiais com baixa função trabalho (~1,5 à 2 ev) como K-Cs e Na-K, são normalmente empregados na confecção de fotocatodos. A eficiência dos fotocatodos, chamada de eficiência quântica, é definida como o número de elétrons emitidos por fóton incidente, e é tipicamente de 10 a 20%. Levando em conta todos os processos de transformação e perdas envolvidas, o número de elétrons emergente do fotocatodo é tipicamente de alguns milhares, para uma radiação incidente de cerca de 1 MeV de energia. Este número é obviamente muito pequeno para ter utilização direta e, portanto, um processo de multiplicação deve ser empregado. Isto se faz acelerando estes elétrons em direção a eletrodos da fotomultiplicadora chamados dinodos. Diferenças de potencial da ordem de uma centena de volts entre cada par de dinodos consecutivos são utilizadas. Ao atingir estes eletrodos, 19

21 os elétrons transferem sua energia para outros elétrons do metal, que, eventualmente, adquirem energia para escapar do eletrodo. Se para cada elétron incidente se produz mais de um elétron emergente, tem-se então a multiplicação. Em condições usuais nas fotomultiplicadoras, cerca de 4 à 6 elétrons são ejetados para cada elétron incidente. Estes elétrons são novamente acelerados em direção ao dinodo consecutivo. A energia com que os elétrons são ejetados do dinodo é muito pequena (1-2 ev), com a aceleração por uma diferença de potencial de cerca de 100 ev, e o fator de multiplicação entre cada dinodo é praticamente constante, vide figura 10. Fotomultiplicadoras usuais têm cerca de 10 estágios de multiplicação e, portanto, o ganho total é de cerca de 5 10 = 10 7 [8]. Figura 10: Fotomultiplicadora 2.7. Microscopia Eletrônica de Varredura (MEV) A Microscopia Eletrônica de Varredura (Scanning Electron Microscopy- SEM) tem sido amplamente empregada na caracterização de minérios. Sua grande vantagem consiste na observação direta de bordas ou contornos de grãos e, também, em seções polidas, e na caracterização de porosidade inter e intragranular [15]. As bordas de grãos são locais onde se concentram um grande número de defeitos cristalinos. Nessas regiões estão presentes grandes números de poros e estruturas resultantes da atuação de diversos processos no agregado policristalino, incluindo diagênese (deformação e metamorfismo) e processos resultantes da exposição do minério aos agentes atmosféricos (intemperismo). Determinar as feições, atribuindo-as a cada processo específico, ou seja, 20

22 caracterizar as microestruturas e identificar seus mecanismos formadores é um passo fundamental para se conhecer um determinado minério, bem como prever seu comportamento nas diversas etapas do seu beneficiamento e processamento industrial. Um outro aspecto importante na caracterização de minérios é a determinação de sua composição química. Os MEVs equipados com detectores de energia dispersiva de raios-x (Energy Dispersive x-ray Spectrometer - EDS ou EDX) são de fundamental importância na determinação da composição dos minérios. Com o MEV-EDS, é possível determinar a composição química pontual das fases minerais que compõem o minério, constituindo o EDS ferramenta indispensável na caracterização e distribuição espacial de elementos químicos. Elementos como Al, P, Mn, entre outros contaminantes podem muitas vezes estar presentes em fases minerais de tamanho muito reduzido, o que torna impossível sua identificação em microscopia ótica, ou por métodos de análises químicas de rocha total. Com MEV-EDS, a identificação pontual (1 µm) dessas fases passa a ser algo rápido e preciso. Pode-se inclusive determinar a distribuição espacial de elementos químicos (todos elementos químicos com massa atômica superior ao do boro e que estejam presentes em concentração superior a 1%, dependendo das características da amostra e do microscópio) em toda a amostra analisada com geração de mapas composicionais de raios-x. Na figura 11 é possível visualizar um equipamento MEV acoplado a um EDS [15]. Figura 11: Equipamento MEV acoplado a um EDS. 21

23 O Microscópio Eletrônico de Varredura (MEV) é capaz de produzir imagens de alta ampliação e resolução. As imagens fornecidas pelo MEV possuem um caráter virtual, pois o que é visualizado no monitor do aparelho é a transcodificação da energia emitida pelos elétrons. O princípio de funcionamento do MEV consiste na emissão de feixes de elétrons por um filamento capilar de tungstênio (eletrodo negativo), mediante a aplicação de uma diferença de potencial que pode variar de 0,5 a 30 kv. Essa variação de voltagem permite a variação da aceleração dos elétrons, e também provoca o aquecimento do filamento. A parte positiva em relação ao filamento do microscópio (eletrodo positivo) atrai fortemente os elétrons gerados, resultando numa aceleração em direção ao eletrodo positivo. A correção do percurso dos feixes é realizada pelas lentes condensadoras que alinham os feixes em direção à abertura da objetiva. A objetiva ajusta o foco dos feixes de elétrons antes dos elétrons atingirem a amostra analisada, assim, o EDS (energy dispersive x-ray detector, EDX ou EDS), um acessório essencial no estudo de caracterização microscópica de materiais, é utilizado quando o feixe de elétrons incidente sobre o mineral, fazendo com que os elétrons mais externos dos átomos e os íons constituintes sejam excitados, mudando de níveis energéticos. Ao retornarem para sua posição inicial, liberam a energia adquirida a qual é emitida em comprimento de onda no espectro de raios-x. Um detector instalado na câmara de vácuo do MEV mede a energia associada a esse elétron. Como os elétrons de um determinado átomo possuem energias distintas, é possível, no ponto de incidência do feixe, determinar quais os elementos químicos estão presentes naquele local e assim identificar em instantes que mineral está sendo observado. O diâmetro reduzido do feixe permite a determinação da composição mineral em amostras de tamanhos muito reduzidos (< 5 µm), permitindo uma análise quase que pontual [15]. 22

24 3. PROCEDIMENTO EXPERIMENTAL 3.1. Amostragem Para este estudo foram coletadas amostras de areia em regiões distintas do sudeste do Brasil, nos Estados de São Paulo, Rio de Janeiro e Espírito Santo, sendo que, foram preparadas sessenta e seis amostras de areia do litoral norte e sul paulista, na qual inclui São Vicente, Santos, Guarujá, Cubatão, Bertioga, São Sebastião e Caraguatatuba, sete amostras da praia Preta em Ilha Grande, Rio de Janeiro e duas amostras da praia Costa Azul, Piúma e duas de Camburi, Vitória, ambas as praias do Estado de Espírito Santo. Para cada um desses pontos foram determinadas as doses efetivas de radiação natural bem como as concentrações de radionuclídeos naturais a partir da técnica de espectroscopia de raios gama. Para este fim, as amostras de areia foram coletadas em aproximadamente 40 cm de profundidade, utilizando um trado manual e luvas plásticas durante o seu manuseio, prevenindo contaminação do solo. As posições latitudinais e longitudinais das amostras foram anotadas utilizando um GPS portátil de alta sensibilidade e uma trena foi utilizada para medir a profundidade. O material coletado foi colocado em uma estufa a 100 C num período de 24 horas para devida secagem, em seguida, passou por um processo de granulação com o auxílio de um pistilo e almofariz, periodicamente higienizados com um aparelho de ultra-som e álcool etílico 92,8 INPM sendo, posteriormente, peneirados e armazenados em potes plásticos com tamanhos de grão menores que 10 mm de diâmetro. Por fim, as amostras foram devidamente lacradas com fita plástica, pesadas utilizando uma balança analítica digital e identificadas com caneta permanente. Na figura 12 é possível observar alguns equipamentos utilizados na etapa de coleta e preparação da amostra. 23

25 Figura 12: Materiais utilizados no Laboratório de Física das Radiações no Centro Universitário da FEI: trado (a), trena utilizada na medida da profundidade in loco (b), estufa (c), ultra-som (d), almofariz (e), peneira (f), pote plástico com altura de 3,3 (1) cm e diâmetro de 7,7 (2) cm(g), balança analítica digital com precisão de 0,001 g (h), amotra finalizada (i) Locais de coleta Na figura 13 estão representados os locais de onde foram coletadas as amostras de areia referente às regiões estudadas. Figura 13: Localizações geográficas das cidades que foram coletadas as amostras de areia na região sudeste do Brasil. 24

26 Tabela 6: Dados referentes aos locais de coleta e os respectivos números de amostras preparadas para a análise de espectroscopia de raios gama. Local Nº de amostras coletadas São Vicente, SP 4 Santos, SP 28 Guarujá, SP 3 Enseada 3 Cubatão, SP 3 Bertioga, SP 2 São Sebastião, SP 23 Boracéia 2 Praia Preta 2 Juquehy 2 Barra do Sahy 2 Camburi 2 Boiçucanga 3 Maresias 6 Barequeçaba 2 Porto Grande 2 Caraguatatuba, SP 3 Palmeiras 1 Aruan 2 Ilha Grande, RJ 7 Praia Preta 7 Piúma, ES 2 Costa Azul 2 Vitória, ES 2 Camburi Sistema de detecção O equipamento de aquisição de dados é composto por uma blindagem de chumbo, detector de NaI(Tl), sistema eletrônico associado, um software de aquisição e análise de dados específico para espectroscopia gama. Na figura 14 é mostrado o sistema de medidas, onde se pode ver a blindagem e o posicionamento das amostras. O sistema eletrônico UNISPEC é um sistema analisador que inclui uma fonte de alta-tensão, pré-amplificador, estabilizador, conversor analógico-digital e memória, tudo contido em um dispositivo compacto 25

27 com entrada USB. O software de aquisição controla as operações do detector e analisam os dados, GENIE 2000 [12], utilizando a plataforma Windows, a permitindo que as aquisições sejam realizadas de forma sistemática (vide figura 15). Para a técnica de espectroscopia de raios gama, é necessário a aquisição da radiação de fundo, a qual interfere nos espectros de raios gama das amostras de areia e dos padrões de 40 K, 238 U e 232 Th, contribuindo no número de contagens de raios gama que chegam ao detector para os respectivos canais de energia dos radionuclídeos na placa ADC ADC (Conversor Analógico Digital). Esta placa, tem como função digitalizar o sinal produzido pelo detector NaI(Tl), gerando um espectro de raios gama a partir da contabilização das energias provenientes de cada radionuclídeo na amostra em determinados lotes de memória denominados de canal. As aquisições foram feitas no intervalo de tempo de 8 horas, a qual é suficiente para uma boa análise estatística dos dados, sendo possível verificar e quantificar os radionuclídeos nas amostras. Figura 14: À esquerda: sistema de medidas de radiação natural do Centro Universitário da FEI. À direita: blindagem aberta apresentando o posicionamento da amostra sobre o detector de NaI(Tl). Figura 15: Tela do programa de análise de dados GENIE

28 3.4. Energia gama proveniente dos decaimentos radioativos Os núcleos radioativos estão constantemente emitindo energia de diversas formas, desde a emissão de partículas α e β, até energia eletromagnética de alta energia, os raios gama. Esses núcleos emitem estas energias por serem instáveis, refletindo em uma série de decaimentos desses radionuclídeos, iniciada pelos núcleos pai passando pelos núcleos filhos até que se tornem núcleos estáveis. Os elementos raioativos podem decair de diferentes formas de energia e em diferentes tempos de decaimento, que são representadas de acordo com a meia-vida de cada elemento. Neste estudo, os núcleos radioativos 40 K, 238 U e 232 Th que possuem a meia-vida comparável com a idade da terra é que efetivamente contribuem para as medidas em dose. O ciclo de decaimento dos radionuclídeos 238 U e 232 Th está em equilíbrio em ambientes naturais, portanto para este estudo foram analisadas as energias emitidas pelos seus filhos, 214 Bi da série de decaimento do 238 U, e 208 Tl da série do 232 Th. Estes núcleos emitem raios-gama com energias bastante intensas de 1764,5 kev e 2614,5 kev, respectivamente, e o núcleo 40 K emite um raio gama de energia de 1460,8 kev. Os esquemas dos decaimentos desses radionuclídeos podem ser observados nas figuras 16, 17 e 18. Figura 16: Decaimento do núcleo radioativo 40 K através da emissão de raios gama de energia de 1460 kev. 27

29 Figura 17: Decaimento do núcleo radioativo 21 Bi referente ao núcleo pai 238 U através da emissão de raios gama de energia de 1464,5 kev. Figura 18: Decaimento do núcleo radioativo 208 Tl referente ao núcleo pai 232 Th através da emissão de raios gama de energia mais intensa de 2614,5 kev. 28

30 3.5. Calibração em energia Após ter toda eletrônica modular ajustada e preparada para aquisição, foi necessário fazer a calibração em energia dos espectros. Para isso foi utilizado uma fonte radioativa de 60 Co, a qual emite dois raios gama com energia de 1173 kev e 1332 kev. A calibração é muito importante, pois ela ajusta o número de contagens do pico de raios gama proveniente da amostra, no pico de energia da linha gama de interesse. do tipo: O ajuste de calibração foi feita com uma equação de primeira ordem y = a + bx (8) sendo que y é a energia da linha gama de interesse do 60 Co, x o canal correspondente ao mesmo e b (kev/canal) o coeficiente angular da reta. Para uma melhor calibração foram feitas diversas aquisições com a fonte de 60 Co, e para todos os espectros foram determinados os canais de suas respectivas energias. Como esta fonte possui dois picos, os valores de a e b são facilmente calculados por uma substituição de duas equações e duas incógnitas. Com a equação da reta foi possível identificar as energias dos picos presentes em todas as amostras de solo. Na figura 19 é apresentada o espectro de raios gama de uma fonte de 60 Co. 29

31 Figura 19: Espectro de raios gama da fonte radioativa de 60 Co, no tempo de aquisição de dezoito minutos. Os picos utilizados para calibração foram os de 1173 kev, 1332 kev e 2505 kev 3.6. Amostras padrão de 40 K, 238 U e 232 Th Para calcular a atividade, bem como a concentração dos elementos radioativos presentes nas amostras de solo, é necessário possuir padrões dos elementos 40 K, 238 U e 232 Th, que são de interesse neste estudo, pois a atividade das amostras padrão são calculadas com base no tempo de meia-vida do radionuclídeo e da sua massa na amostra e a partir delas, é possível determinar a atividade das amostras de interesse [5]. Os padrões devem ficar em aquisição até que o número de contagens seja suficiente para se obter uma incerteza percentual relativamente pequena. A quantificação da área dos picos de interesse é feita por um ajuste gaussiano, que por sua vez fora subtraído da contribuição da radiação de fundo. O ajuste está relacionado com a área do pico, ou seja, é o número de contagens de todo limite da gaussiana. Com estes dados foi possível determinar a atividade de cada elemento radioativo presente nos padrões. Na tabela 7 é possível verificar os dados de massa e atividade referentes as amostras padrão de 40 K, 238 U e 232 Th, certificadas pela IAEA (International Atomic Energy Agency) e na figura 20 estão apresentados os espectros de raios gama destas amostras. 30

32 Tabela 7: Dados de massa (g) e atividade (Bq) das amostras padrão da IAEA (Intenational Atomic Energy Agency). Amostra Massa (g) Atividade Concentração (Bq) (g/kg) K 2 SO 4 (IAEA-RGK-1) 201 (6) 1428 (4) 89,9 (6) U-ore (RGU-1) 170 (5) 848 (4) 0,400 (2) Th-ore (IAEA-RGTh-1) 190 (6) 614 (12) 0,800 (2) Figura 20: Espectros de raios gama dos padrões radioativos da IAEA (International Atomic Energy Agency). Os espectros referentes as fontes de 40 K, 238 U e 232 Th, foram obtidos em um intervalo de tempo de 24 horas. O pico de raios gama de 1460 kev é emitido do decaimento do 40 K, o pico de 1764 kev é emitido no decaimento radioativo do 214 Bi, filho do 238 U e o pico de raios gama de 2614 kev é emitido no decaimento radioativo do 208 Tl, filho do 232 Th. 4. RESULTADOS 4.1. Análise dos espectros de raios gama Neste estudo foram realizadas as medidas e o cálculo das atividades das amostras padrão certificadas pela Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA): RGK-1, RGU-1 e RGTh-1, referentes aos radionuclídeos primordiais 40 K, 238 U e 232 Th, vide Anexo A. Foi também realizado a aquisição das amostras das areias de algumas praias do sudeste do Brasil, como São Vicente, Santos, 31

33 Guarujá, Cubatão, Bertioga, São Sebastião e Caraguatatuba, cidades do Estado de São Paulo. Também foram feitas análises da areia da praia Preta em Ilha Grande, Rio de Janeiro e de duas praias do Estado do Espírito Santo, sendo elas: Costa Azul e Camburi, localizadas em Piúma e Vitória, respectivamente. Para todas as amostras foram realizadas aquisições de dados por um período de oito horas, inclusive para a radiação de fundo. A figura 21 apresenta os espectros de algumas praias investigadas até o momento do litoral norte do Estado de São Paulo e da praia Preta do Rio de Janeiro. Figura 21: Espectros de raios gama, adquiridos por oito horas, das amostras de areia de praias do litoral norte do Estado de São Paulo, Bertioga e São Sebastião (Maresias, Preta, Barra do Sahy e Boiçucanga) e da praia Preta localizada na Ilha Grande, Rio de Janeiro. A partir de uma análise dos espectros adquiridos, é possível observar uma grande diferença nos espectros das praias Preta e Barra do Sahy de São Sebastião, São Paulo, da praia Preta da Ilha Grande, Rio de Janeiro e da praia de Camburi, Vitória, Espírito Santo com as outras praias estudadas como São Vicente, Santos, Guarujá, Cubatão, Bertioga, Caraguatatuba, as outras praias de São Sebastião (Boracéia, Juquehy, Camburi, Boiçucanga, Maresias, Barequeçaba e Porto Grande) e a praia da Costa Azul, Piúma, Espírito Santo. Os espectros constam um número de contagens em todos os picos de raios gama muito maior para estas quatro praias. Isso que, para as outras praias analisadas, conferem um caráter mais radioativo e implicam em uma concentração maior dos radionuclídeos primordiais 40 K, 238 U e 232 Th. Além disso, estes espectros 32

34 apresentam picos bastante intensos do radionuclídeo 228 Ac, outro filho do 232 Th, como por exemplo a energia de 1630 kev e para as outras energias do 214 Bi, da série de decaimento do 238 U, como por exemplo a energia de 1120 kev, devido a maior concentração de 238 U e 232 Th nestas praias. Estes outros picos bastante intensos também podem ser identificados na figura 24 e estão localizados próximos aos picos de 1460 kev do 40 K e de 1764 kev do 214 Bi que foram utilizados neste estudo para determinar a concentração bem como a dose efetiva dos radionuclídeos nas amostras estudadas. Como os espectros das praias com maior número de contagens apresentavam picos que não apareciam nos espectros das praias com poucas contagens, como é o caso de São Vicente e Santos de São Paulo, foi feito um estudo para avaliar e identificar os picos presentes nas praias com maiores contagens como Camburi em Vitória, Espírito Santo. Na figura 22, está sendo representado uma comparação entre um espetro da praia de Camburi com os espetros dos padrões de 238 U e 232 Th. Figura 22: Espectros de raios gama de uma amostra da praia de Camburi em Vitória, Espírito Santo e dos Padrões de 238 U e 232 Th. Através da figura 22 foi possível distinguir os picos que fazem parte da família da série de decaimento do 238 U e do 232 Th, e portanto, identificar os radinuclídeos naturais presentes na amostra de Camburi. Nas figuras 23 e 24 estão sendo mostrado faixas dos espectros com as respectivas identificações do radionuclídeo e sua energia de raio gama emitida. 33

35 Figura 23: Faixa dos espectros de raios gama de uma amostra da praia de Camburi em Vitória, Espírito Santo e dos Padrões de 238 U e 232 Th entre os canais 450 e 920. Figura 24: Faixa dos espectros de raios gama de uma amostra da praia de Camburi em Vitória, Espírito Santo e dos Padrões de 238 U e 232 Th entre os canais 220 e 590. Desta forma, como pode ser observado na figura 24, foi possível verificar que outros picos de raios gama poderiam ser utilizados para de determinar a concentração dos radionuclídeos presentes nas amostras, como é o caso da energia de 1120 kev do 214 Bi. Este pico da série de decaimento do 238 U não tem grande interferência das energias provenientes das série de decaimento do 232 Th, contudo, ainda é mais confiável utilizar o pico com energia 1764 kev para avaliar 34

36 o 214 Bi, já que quanto maior a energia, também é menor a auto-absorção na amostra. Em geral, esta avaliação foi importante para definirmos que em baixas energias existe sobreposição dos picos de raios gama entre a série do 238 U e 232 Th. Também é de se esperar que a amostra de Vitória, Espírito Santo, tenha uma contribuição maior dos radionuclídeos da série de decaimento do 232 Th, pois o seu espectro possui uma caráter similar com o espetro deste padrão Determinação da contribuição de dose efetiva Com o término da aquisição pelo software GENIE2000, os espetros de contagens em função dos canais, foram devidamente calibrados para contagens em função das energias gama emitidas pelas amostras, com isso, foram obtidos as áreas sobre os picos 40 K, 238 U e 232 Th, sendo possível determinar as atividades das amostras através da equação 8 e as incertezas seguiram a equação 9. ( Aamostra A fundo ) Atividadepadrão ( Apadrão A fundo ) Atividade Bq amostra 1000 (9) kg m amostra (10) No cálculo da dose absorvida, foi usado o coeficiente de conversão e [Bq/kg] para a taxa de dose em [ngy/h] para cada um dos radionuclídeos, segundo a equação 10 [1]. D = 0,0417. A K + 0,0462.A U + 0,604.A Th (11) Para transformar a dose absorvida em dose efetiva, foi utilizado o coeficiente de radiação gama externa terrestre, que é de 0,7 Sv/Gy. Deste modo, foram encontrados os valores anuais de dose efetiva para todas as praias analisadas, na qual estão representados pela figura

37 Como a dose efetiva total a soma das contribuições em dose de cada radionuclídeo primordial 40 K, 238 U e 232 Th, a tabela 8 mostra esta contribuição em função das praias estudadas. Tabela 8: Contribuição de cada radionuclídeo para a dose efetiva total de todas as praias analisadas. Praias 40 K Dose Efetiva (msv/ano) U Th Total São Vicente 0,024(11) 0,0147(2) 0,019(5) 0,057(4) Santos 0,037 (6) 0,016(11) 0,025(14) 0,074(25) Guarujá 0,0036(18) ALD ALD 0,0036(18) Cubatão 0,037(14) 0,10(4) 0,35(16) 0,49(18) Bertioga 0,020 (1) ALD ALD 0,020 (1) Boracéia 0,0038(14) ALD ALD 0,0038(14) Preta, SP ALD 0,084(21) 0,985(63) 1,07(6) Juquehy 0,0184(19) ALD 0,080(13) 0,25 (13) Sahy I ALD 0,25(3) 1,22(7) 1,47(8) Sahy II 0,0106(3) 0,010(15) ALD 0,020(15) Camburi 0,049(12) ALD 0,019(3) 0,069(9) Boiçucanga 0,035(3) ALD 0,053(45) 0,10(5) Maresias 0,024(4) 0,029(12) 0,048(22) 0,10(3) Baraqueçaba 0,043(3) 0,017(15) ALD 0,60(16) Porto Grande 0,082 (1) 0,02 (1) 0,040 (3) 0,14 (2) Palmeiras 0,080(5) ALD 0,039(16) 0,119(17) Aruan 0,10 (1) 0,05 (1) 0,12(2) 0,27 (2) Preta, RJ 0,010(6) 0,32(3) 0,87(23) 1,20(24) Piúma, ES ALD ALD 0,02 (1) 0,02 (1) Vitória, ES ALD ALD 0,73 (3) 0,73 (3) ALD - Abaixo do limite de detecção. Em todas as amostras de praias foi encontrada uma baixa concentração de 40 K, e uma grande quantidade de elementos da série de decaimento do 238 U e 232 Th, na qual foi observado que o 232 Th foi o principal contribuinte para as doses efetivas totais, sendo que, os radionuclídeos desta série foram encontrados em maior concentração nas praias Preta em Ilha Grande, RJ, Preta e Barra do Sahy em São Paulo e em Vitória, Espírito Santo, na qual apresentaram valores de dose efetiva total que excederam o valor médio internacional para a exposição externa à radiação natural, que está entre 0,3 msv/ano e 0,6 msv/ano. Nota-se que, na Barra do Sahy, foram encontrados valores muito diferentes para pontos diferentes de coleta de material, ou seja, em uma mesma praia, existem locais com alta dose efetiva proveniente de uma grande concentração tório e urânio (Sahy I), e locais com baixa concentração (Sahy II), portanto não foi feito uma média desses valores para esta praia e portanto. Esta 36

38 praia deve ser reavaliada coletando mais amostras para a determinação da dose efetiva total. Na figura 25, é possível se comparar os valores de dose efetiva total para cada local estudado, sendo que ordem das praias no gráfico segue no sentido do sul (São Vicente, São Paulo) para o norte (Vitória, Espírito Santo), onde os valores apresentados fora do quadro verde não estão dentro da média internacional de exposição à radiação gama terrestre de 0,3 a 0,6 msv/ano. Figura 25: Distribuição de dose efetiva total para todas as praias estudadas. Em verde está indicado a faixa da média internacional para a exposição à radiação gama terrestre proveniente dos radionuclídeos naturais Determinação das concentrações dos radionuclídeos A concentração dos radionuclídeos primordiais 40 K, 238 U e 232 Th foram obtidas através da equação 11. ( ) * + (12) onde, CA é a concentração do radionuclídeo na amostra, CP a concentração do radionuclídeo no padrão, AA é a área do pico no espectro da 37

39 amostra, AP a área do pico no espectro do padrão e MA é a massa da amostra seca em (g). A concentração dos respectivos radionuclídeos nas amostras padrão foi fornecida pela Agência Internacional de Energia Atômica através dos certificados de análises que foi enviado com cada amostra padrão, estas concentrações foram indicadas na tabela 7. Na tabela 9, está sendo mostradas as concentrações em [g/kg] de potássio, urânio-238 e tório-232 para cada praia estudada. Tabela 9: Concentração dos radionuclídeos 238 U e 232 Th e de potássio natural presente nas areias de praia dos locais estudados. Amostra K [g/kg] 238 U [g/kg] 232 Th [g/kg] São Vicente 7 (2) ALD 0,003 (2) Santos 10 (2) 0,002 (1) 0,009 (5) Guarujá 0,9 (5) ALD ALD Cubatão 10 (5) 0,014 (6) 0,05 (2) Bertioga 5,2 (3) ALD ALD Boraceia ALD ALD ALD Preta, SP ALD 0,010 (2) 0,14 (1) Juquehy ALD ALD ALD Sahy I ALD 0,034 (3) 0,182 (3) Sahy II 2,8 (4) ALD ALD Camburi 13 (3) ALD 0,003 (1) Boiçucanga 9 (1) ALD ALD Maresias 6 (1) 0,004 (2) 0,007 (4) Barequeçaba 10 (2) ALD ALD Porto Grande 21,5 (2) ALD 0,006 (1) Palmeiras 21 (1) ALD 0,006 (2) Aruan 26,6 (8) 0,006 (1) 0,018 (2) Preta, RJ ALD 0,03 (2) 0,4 (2) Piúma, ES 1,2 (2) ALD 0,005 (2) Vitória, ES ALD ALD 0,257 (4) ALD - Abaixo do limite de detecção. A concentração de potássio foi determinada através da sua relação com o isótopo potássio-40, na qual a proporção na natureza é de 0,012 átomos de potássio-40 para cada 100 átomos de potássio. Assim, foi possível identificar que as praias de Caraguatatuba foram as que apresentaram a maior concentração de potássio, sendo as praias estudadas: Palmeiras e Aruan. A menor concentração de potássio foi encontrada nas praias ao sul de São Sebastião, como: Barra do Sahy, Preta e Juquehy, onde a concentração está abaixo do limite de detecção do sistema; mas também na praia da Enseada no Guarujá. 38

40 As maiores concentrações de urânio-238 foram encontradas nas praias Preta de São Sebastião, São Paulo e da Ilha Grande, Rio de Janeiro, na Barra do Sahy, também de São Sebastião e em Cubatão. Contudo, em todas as praias a contribuição em dose efetiva para o urânio, fornecida na tabela 7, foi relativamente baixa, ou seja, menores que o valor médio de 0,48 msv/ano, para exposição externa aos raios gama provenientes dos elementos naturais terrestres ou pela faixa entre 0,3 e 0,6 msv/ano [1]. Apenas em Cubatão, a dose efetiva total está dentro desta faixa, portanto, para a dose efetiva total das outras praias que apresentaram valores acima da média, a contribuição em dose para urânio passa a ser relevante. O tório-232 foi o radionuclídeo que mais contribuiu na dose efetiva total, sendo que, as maiores concentrações foram encontradas nas praias Preta de São Sebastião, São Paulo e da Ilha Grande, Rio de Janeiro, na Barra do Sahy, também de São Sebastião e em Vitória, Espírito Santo Espectro de raios-x por energia dispersiva (EDS) Figura 26: Microscópio eletrônico de varredura. O microscópio eletrônico de varredura representado na figura 26, opera com filamentos de Tungstênio em tensões de até de 50kV, possui uma câmara com grandes dimensões, visando a análise do maior número possível de amostras, sem danos ou reduções nos seus tamanhos originais, também pussui uma câmara com grande número de portas para a instalação de detectores e uma câmara com janela de observação e iluminação com a finalidade de ajudar na visualização e inspeção do posicionamento da amostra e dos detectores. A troca da amostra é realizada mais facilmente, graças ao estágio motorizado estar acoplado a porta, facilitando desta forma, o manuseio das amostras. O estágio possui um deslocamento de 100mm em X,100mm em Y e 50mm em Z com

41 de rotação e até 90 de inclinação, com capacidade de suportar amostras pesadas de até 5kg, sem restrição de movimentos ou eucentricidades. A operação do MEV em baixa ampliação (3x), garante a observação inicial de grandes áreas, tais como, uma moeda em seu tamanho original ou uma impressão digital. Esta possibilidade, combinada com a grande profundidade de foco do MEV, garante uma imagem muito melhor que um microscópio óptico convencional. O detector EDS é posicionado no mesmo lado da câmara, garantindo desta forma, uma medição dos diversos sinais no mesmo ponto da amostra, sem a necessidade de deslocamento da mesma. A disponibilidade de sistema GSR com estágio automático, permite análises contínuas sem a presença de operador. O sistema possui uma purga automática de gás para dentro da câmara - quando da abertura da porta - minimizar eventuais contaminações e longos tempos de evacuação, sendo que o sistema de vácuo é controlado por bombas turbo-moleculares e apoiado por uma bomba rotativa, possuindo um reservatório de vácuo para operação no modo stand-by. Portanto, o sistema ativo de suspensão de gás garante uma maior estabilizada para a câmara de amostras. A pressão dentro das câmeras é variável até 300 Pa, com capacidade de seleção de pelo menos dois gases de purga para o sistema e o sistema operacional ambiente é o Windows, que permite a operação através de teclado, mouse ou teclado de comando tipo pad. Nas praias que apresentaram doses efetiva total que chegaram a mais de duas vezes o valor médio internacional de 0,48 msv/ano, como é o caso das praias Preta e da Barra do Sahy, foi observado durante a coleta das amostras, que estas praias apresentavam uma coloração escura diferenciada das outras praias, principalmente para as praias Preta de São Sebastião e de Ilha Grande. Portanto, a partir desta peculiaridade foi realizada uma investigação da formação geológica desses sedimentos. Para isso, nos últimos meses foi iniciado, e ainda encontra-se em desenvolvimento, um trabalho em colaboração do Instituto de Geologia da USP, na qual até o momento, foi feito este estudo para a praia Preta da Ilha Grande, Rio de Janeiro. A análise dos dados mostrou uma diferença na concentração de urânio e tório, em função da profundidade, em relação às amostras da superfície, sendo mais evidente para o caso do urânio. Esses resultados podem ser observados na figura

42 Figura 27: Concentração de 238 U e 232 Th para amostras de material coletado na superfície, a 20 cm e 40 cm de profundidade, na Praia Preta, RJ. Uma simples análise por microscopia óptica e MEV possibilitou observar partículas magnéticas e não magnéticas em todas as amostras. A figura 28 é uma imagem de microscopia de varredura onde está indicando a presença do mineral zircônia ZrSiO4 o qual pode agregar elementos traços como os radionuclídeos da série do 238 U e 232 Th. Figura 28: Imagem de grãos magnéticos e não magnéticos de sedimentos encontrados na amostra da superfície da Praia Preta, RJ, sendo destacado um grão de zircônia, o qual pode apresentar elementos traços da série do urânio e do tório. 41

43 Foi feita uma separação magnética granular, em colaboração com o Instituto de Geologia da USP, sendo divididos em três classes de sedimentos: altamente magnéticos, magnéticos e não magnéticos. As mais altas concentrações de tório e urânio foram encontradas nas amostras da superfície, onde há a presença de radioisótopos em materiais magnéticos. A figura 29 mostra a distribuição das três classes de sedimentos em função da profundidade. Figura 29: Percentagem da concentração dos teores de magnéticos em função da profundidade para as amostras da Praia Preta, RJ. Fazendo uma micro-análise dos resultados apresentados por espetro por energia dispersiva das partículas com diferentes teores magnéticos, utilizando um Microscópio Eletrônico de varredura (MEV) acoplado a um Espectrômetro de Dispersão de Energia (EDS), para permitir a determinação de elementos químicos na amostra, foi possível identificar alguns minerais que possivelmente são os responsáveis pelos altos valores de concentração de tório e urânio nas amostras [13]. As figuras de 30 a 35 são imagens e espectros de raios X obtidos com microscopia eletrônica de varredura. 42

44 Figura 30: Imagem de raio X obtido por Microscópio Eletrônico de Varredura (MEV) dos grãos magnéticos. Figura 31: Espectro de raios X utilizando Dispersão de Energia (EDS) dos grãos magnéticos referentes à figura 29. A presença de titânio e silício nos dão indicações de contribuições radioativa. 43

45 Figura 32: Imagem de raio X obtidas com um Microscópio Eletrônico de varredura (MEV) acoplado a um Espectrômetro de Dispersão de Energia (EDS), de um grão de material altamente magnético. Figura 33: Espectro de raios X utilizando Dispersão de Energia (EDS) confirmando a presença do minério ilmenita e magnetita (esquerda) na fração 1 do sedimento analisado na figura 32. A presença de césio e fósforo (direita) indicam que o material da fração 2 do grão apresentado na figura 32 é uma monazita, mineral geralmente associado ao tório. Observando as figuras 30, 31, 32 e 33, obtidas com o uso de um Microscópio Eletrônico de Varredura (MEV) acoplado a um Espectrômetro de Dispersão de Energia (EDS), para permitir a determinação de elementos químicos na amostra, foi possível constatar a presença do mineral ilmenita nos sedimentos magnéticos, sendo este um mineral composto por óxido de ferro e titânio, FeTiO3. Já, a monazita, é a principal mineral fonte de óxido de tório, que é radioativo sendo um contaminante da illmenita. Com esta análise preliminar já podemos constatar a existência de inclusões de monazita nos grãos de ilmenita [14]. 44

46 1 2 Figura 34: Imagem dos grãos não magnéticos. Os grãos mais claros apresentam maior número atômico. Figura 35: Esquerda: espectro de Raios X referente ao grão 1, indicado na figura 33. A presença de alumínio e potássio indica que pode ser um feldspato. Direita: espectro de Raios X referente ao grão 2. A presença do zircônio indica que pode ser um zircão, o qual, usualmente, contém traços de urânio. Observando as figuras 34 e 35 é possível constatar a presença de potássio, silício e zircônio, sendo uma indicação de quartzo, feldspato e de zircão, nos sedimentos não magnéticos. Os feldspatos são silicatos de alumínio podendo conter diferentes proporções de cálcio, potássio e sódio. O zircão, ou silicato de zircônio (ZrSiO4), geralmente apresenta alta concentração de urânio como elementos traços [14]. A partir desses resultados, poderá ser feito um estudo semelhante, com as amostras das praias do estado de São Paulo que apresentaram valores de radiação externa total acima do valor médio internacional. 45