DOSIMETRIA NA IRRADIAÇÃO DE COMPONENTES ELETRÔNICOS

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1 22 DOSIMETRIA NA IRRADIAÇÃO DE COMPONENTES ELETRÔNICOS Luiz H. Claro 1, 2, Claudio A. Federico 1, Marlon A. Pereira 1, Heloísa H. C. Pereira 1, Suzy F. L. Nogueira 2 RESUMO: Neste trabalho, são apresentados os resultados de comparação, obtidos na dosimetria realizada em um experimento de irradiação de componentes eletrônicos. No experimento, foi utilizado um arranjo contendo uma fonte isotópica de radiação gama e uma placa de circuito impresso contendo seis amplificadores operacionais de uso comercial. A comparação refere-se a cálculos teóricos obtidos com uma simulação computacional que emprega a metodologia Point Kernel e os valores experimentais de dosimetria obtidos utilizando dosímetros do tipo TLD. Palavras chave: Dosímetros TLD. Modelo point kernell. Radiação gama. Dosimetry in Electronic Components Irradiation ABSTRACT: In this work the experimental and calculated results of dosimetry in electronic components irradiation, are compared. The experimental array used was an isotopic gamma source, Co-60, and a printed circuit board containing commercial operational amplifiers (amp-op). The theoretical calculations were carried using computational simulation and the Point Kernel methodology and TLD dosimeters were used for obtaining the experimental values. Keywords: Gamma radiation. Point kernell model. TLD dosimeters. Recebido em 20 jul Aceito em 27 set Instituto de Estudos Avançados IEAv 2 Faculdade de Tecnologia São Francisco FATESF luizh@fatesf.edu.br

2 1 INTRODUÇÃO 23 As irradiações realizadas em componentes eletrônicos com objetivo de estudar o seu comportamento, quando utilizados em ambientes hostis, exigem alto grau de confiança na dosimetria devido à necessidade de intercomparação de resultados. Discrepâncias ocorridas na medição de taxa de dose levarão a erro no cálculo da dose total recebida pelo componente, levando à má interpretação dos resultados obtidos. Essa metodologia é de fácil aplicação e não exige grande esforço computacional tal como a metodologia de cálculo tradicional de transporte de radiação que necessita da solução de sistemas de equações íntegro-diferenciais, além da preparação de dados de seção de choque para todos os materiais envolvidos no experimento. A importância de uma simplificada, mas correta, simulação computacional antes da realização de futuros experimentos está relacionada com economia de recursos e melhoria de planejamento. O objetivo deste trabalho foi realizar uma comparação entre a medição da dose de radiação gama recebida por componentes eletrônicos (CLARO e SANTOS, 2009) e os resultados teóricos obtidos através de simulação computacional do arranjo experimental e aplicação da metodologia Point Kernel para cálculo de dose. 2 MATERIAIS E MÉTODOS 2.1 Obtenção dos Valores Experimentais O experimento de irradiação foi realizado no Laboratório de Radiação Ionizante do IEAv (LRI/IEAv) utilizando-se uma fonte isotópica de Co-60 (PEREIRA et al., 2008). As medições de doses foram realizadas com dosímetros termoluminescentes (TLDs) acompanhados de uma câmara de ionização. A simulação computacional e os cálculos teóricos de cálculo de dose foram realizados com o programa computacional EASYQAD (QAD-CGGP-A, 2009). Para a obtenção dos valores experimentais de taxa de dose de radiação gama, utilizouse do arranjo experimental descrito por Claro e Santos (2009). Foram distribuídos 18 dosímetros termoluminescentes do tipo LiF100 de forma circular com diâmetro 3,0 mm e espessura 0,5 mm. As medidas de dose absorvida foram obtidas por meio de intercomparação com uma câmara de ionização padrão, tipo Farmer. A disposição geométrica dos dosímetros, fixados sobre a placa de circuito impresso contendo os componentes eletrônicos que foram irradiados, pode ser observada na Figura 1.

3 24 Figura 1. Placa utilizada nas irradiações, com as posições dos TLDs. 2.2 Simulação Computacional e Valores Teóricos A simulação do experimento de irradiação dos componentes eletrônicos foi realizada através da aplicação do programa EASYQAD, versão 1.0. Esse programa é distribuído pela NEA DATA BANK (NEA, 2010) e foi construído pelo Innovative Technology Center For Radiation Safety (itrs), pertencente ao Nuclear Reactor Analysis Laboratory (NuRAL) da Hanyang Universiy, em Seoul, Korea. Ele consiste em um sistema com interfaces gráficas que permitem a montagem de arquivos de dados a serem utilizados como entrada para sub-rotinas computacionais usadas nos cálculos de blindagem de radiação gama e nêutrons através do método point kernel (SHULTIS, e FAW, 2000). A visualização do arranjo simulado foi construída sob a plataforma MATLAB e os cálculos de blindagem utilizando-se do programa QAD-CGGP-A (QAD-CGGP-A, 2009). Esse programa permite que o usuário faça uma descrição do ambiente de irradiação através do fornecimento dos dados sobre a fonte de radiação (tipo, energia, etc.) e sobre a geometria e os materiais presentes na blindagem. Como resultado, é calculada a dose de radiação em pontos especificados pelo usuário. A visualização do ambiente de irradiação e os cálculos das doses de radiação possuem acoplamentos internos e são transparentes ao usuário. A metodologia point kernel considera que a dose de radiação em um determinado ponto espacial é devido à transferência de energia, ao longo de uma linha reta e sem colisão, da fonte de radiação até o ponto de interesse. A essa transferência de energia é acrescentado um fator, denominado de fator de buildup, que leva em consideração os fótons espalhados

4 25 Claro et al. para aquela direção, originário de outras direções. Para uma fonte isotópica emitindo S fótons de energia E, por segundo e por unidade de volume, a taxa de dose de radiação gama, em qualquer ponto é dada por: S( r ) B( r r, E)exp( r r ) D( r) K dv 4 r r Em que: r = ponto onde a dose de radiação gama é calculada, r = ponto onde a fonte de radiação gama se localiza, (1) V = volume da fonte, = coeficiente de atenuação a uma energia E, r r = distância entre a fonte de radiação e o ponto de cálculo de dose, B( r r ) = fator de buildup de dose, K = fator de conversão fluxo dose. Os fatores de buildup aplicados nesses cálculos são baseados na solução da equação de transporte de radiação gama em um meio infinito, usando o método dos momentos. Esse método foi introduzido em 1954 por Goldstein e Wilkins (GOLDSTEIN, e WILKINS JR, 1954) e envolve o uso dos polinômios de Legendre na solução. Para a simulação do experimento de irradiação foi considerada a fonte como sendo um cilindro de raio 1,0 cm e altura 2,0 cm, constituído do material Cobalto, um cone quadrado constituído de Urânio exaurido, utilizado como colimador e denominado cone de radiação. Os componentes eletrônicos foram simulados através de pequenos volumes retangulares constituídos do material Silício. A distância entre a fonte e os componentes irradiados foi de 60 cm. Na figura 2 é apresentado um diagrama do arranjo utilizado. Esta figura foi construída pelo próprio programa EASYQAD.

5 26 Figura 2 Arranjo para irradiação de componentes eletrônicos. 3 RESULTADOS E DISCUSSÃO Os valores obtidos para a taxa de dose de radiação absorvida no ar, devido aos gamas da fonte de Co-60, a uma distância de 60 cm são apresentados na tabela abaixo, juntamente com o valor médio medido por meio dos dosímetros termoluminescentes (TLD). Tabela 1. Dose absorvida no ar a 60 cm da fonte. Calculado programa EASYQAD Medido Buildup (rad/h) * TLD (rad/h) 3173, ± 358 Observa-se que o valor calculado apresenta-se 10% menor que o valor obtido experimentalmente. Essa discrepância é atribuída ao espalhamento de radiação que ocorre nos componentes presentes na placa de circuito impresso, mas não considerados na simulação computacional (os soquetes, os resistores, as soldas e as trilhas). Além desse resultado global, foi comparada a taxa de dose obtida em cada um dos componentes da placa, conforme mostrado na Figura 3.

6 27 Figura 3 Valores calculados e medidos de taxa de dose nos componentes eletrônicos. Verifica-se que alguns dos valores teóricos obtidos apresentam discrepâncias quando comparados com os valores experimentais. Tais diferenças são atribuídas às simplificações existentes na metodologia de cálculo. A radiação espalhada não é tratada de forma rigorosa, além do que os dados nucleares utilizados precisam ser atualizados. De forma geral, pode-se considerar que a metodologia point kernel, apesar de simplificada, pois não considera a radiação espalhada em diferentes ângulos, permite obter boas estimativas de taxa de dose em campos de radiação gama. Sua facilidade de aplicação, quando comparada com métodos determinísticos, permite que seja um bom estimador de valor, muito superior ao método do inverso do quadrado da distância. 4 CONCLUSÕES Os resultados aqui apresentados permitem concluir que a metodologia para cálculo de taxa de dose, Point Kernel, empregada neste trabalho, apesar de simples, produz bons

7 28 Claro et al. resultados quando comparada com os valores obtidos experimentalmente, quando em arranjos simplificados. Das discrepâncias observadas, pode-se inferir que a maior fragilidade da teoria encontra-se no tratamento da radiação espalhada. Apesar desse fato, e devido à facilidade de realização dos cálculos, ela apresenta-se como ferramenta útil nas intercomparações de valores taxa de doses de radiação para experimentos de irradiação de componentes eletrônicos. REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS CLARO. L. H. e SANTOS, J. A. Effects of Gamma Radiation on Commercial Operational Amplifiers. In: INTERNATIONAL NUCLEAR ATLANTIC CONFERENCE INAC, Rio de Janeiro, RJ. Anais... Rio de Janeiro:ABEN, PEREIRA, M. A., GONÇALEZ O. L. e OLIVEIRA, W. A. de. Mapeamento e Calibração do Campo de Radiação da Fonte de Cobalto-60 no Irradiador Eldorado 78. Relatório Técnico RT/PEICE-06/2008, São José dos Campos, Instituto de Estudos Avançados, IEAv, GONÇALEZ, O. L. e FEDERICO C. A. Estimativa De Doses no Irradiador de 60co do Laboratório de Radiação Ionizante do IEAv. Relatório Técnico RT/PEICE-01/2008, São José dos Campos, Instituto de Estudos Avançados, IEAv, SHULTIS, J. K. e FAW, R. E., Radiation Shielding. American Nuclear Society Inc., 2000, ISBN GOLDSTEIN, H., and J. E. WILKINS, JR. Calculations of the Penetration of Gamma Rays. NDA/AEC Report NYO-3075, U. S. Governments Printing Office, Washington, DC, QAD-CGGP-A: Point Kernel Code System for Neutron and Gamma-Ray Shielding Calculations Using the GP Buildup Factor. Radiation Safety Information Computational Center RSICC. Disponíveis em: e Acessados em: 25 set e 10 ago. 2010, respectivamente.