SIMULAÇÃO DE DOSES OCUPACIONAIS EM RADIOGRAFIA INDUSTRIAL

Transcrição

1 2005 International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2005 Santos, SP, Brazil, August 28 to September 2, 2005 ASSOCIAÇÃO BRASILEIRA DE ENERGIA NUCLEAR - ABEN ISBN: SIMULAÇÃO DE DOSES OCUPACIONAIS EM RADIOGRAFIA INDUSTRIAL Pedro B. Teixeira 1, Rossana C. Falcão 1, John Hunt 2, Alessandro Facure 1, Ademir X. Silva 3 1 Comissão Nacional de Energia Nuclear R. General. Severiano, 90 - sala Rio de Janeiro, RJ pbarbosa@cnen.gov.br ross@cnen.gov.br afsoares@cnen.gov.br 2 Instituto de Radioproteção e Dosimetria - CNEN Av. Salvador Allende, s/n Jacarepaguá Rio de Janeiro, RJ john@ird.gov.br 3 [PEN/COPPE - DNC/EE]CT/UFRJ P.O. Box Ilha do Fundão Rio de Janeiro, RJ ademir@com.ufrj.br ABSTRACT A aplicação de radiações ionizantes em processos industriais vem assumindo um papel cada vez mais importante no cenário nacional. A Radiografia Industrial é uma das técnicas mais empregadas na realização de ensaios não-destrutivos, que verificam a integridade (existência de imperfeições, trincas ou rachaduras internas) de vasos de contenção, caldeiras industriais, tubulações ou soldas em gasodutos e oleodutos. Esse tipo de radiografia pode ser realizada com radiação X ou gama, sendo que em cerca de noventa por cento dos casos esse procedimento é realizado utilizando-se fontes de 192 Ir, emissor gama com energia média de 380 KeV. A esta prática dá-se o nome de Gamagrafia. A Norma CNEN-NN-6.04 (1) da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), determina que para trabalhos de Radiografia Industrial realizados em zonas urbanas, suburbanas e rurais, ou seja, áreas onde possa existir a presença de Indivíduos do Público, faz-se necessário a elaboração por parte das Empresas, de um Plano Específico de Radioproteção para cada obra, adicionando assim ao Plano Geral de Radioproteção da Empresa medidas de radioproteção complementares. Como os trabalhos em Zonas Urbanas e afins podem ocasionar exposição à fonte de radiação não só para os Operadores mas também para Indivíduos do Público, é interessante que os valores de doses ocupacionais possam ser devidamente avaliados. O trabalho apresentado a seguir representa o primeiro passo no sentido de simular doses ocupacionais em zonas urbanas. É feita uma intercomparação entre os Códigos de Monte Carlo VMC (2) e MCNP (3), com o objetivo de testar a viabilidade de se utilizar o primeiro para simular valores de doses ocupacionais em situações de rotina e de emergência em tempo real. 1. INTRODUCÃO A CNEN criou um grupo de trabalho, com a participação de Supervisores de Radioproteção das Empresas e seus próprios técnicos, visando a elaboração de um Plano Específico Padrão, onde são estabelecidos procedimentos operacionais adicionais ao Plano Geral de Radioproteção, que permitam minimizar as doses que Trabalhadores e Indivíduos do Público venham a receber durante a execução de trabalhos radiográficos em áreas restritas localizadas em vias públicas, áreas habitadas de zonas urbana, suburbana e rural.. Este documento foi denominado de Plano para Áreas Restritas com Autorização Específica. (PARAE) (4). De acordo com ele, as estimativas de doses ocupacionais e para o público devido à procedimentos de Radiografia Industrial em Zonas Urbanas são feitas através de métodos teóricos simples. A Figura 1 representa um esquema típico de situação encontrada em

2 gamagrafia industrial realizada em Zona Urbana. Figura 1. Vala típica para serviços de gamagrafia, com a fonte à 0,6m da superfície e um isolamento à 2,0m de distância transversal da vala. A dose que um trabalhador pode vir a receber em decorrência de operações de rotina é estimada no PARAE, conforme as seguintes considerações: Seja: A atividade da fonte de irídio utilizada em gamagrafia (limitada a 22 Ci); d distância da fonte ao ponto de medida; D equivalente de dose diário para trabalhador (msv); F fator de filtração da tubulação; Γ constante específica de exposição para o Irídio (0,13 msv. m 2 /h.ci); S fator de transmissão do solo; t tempo de uma exposição (h); x espessura de material considerada (cm); µ coeficiente de atenuação linear do material considerado (cm -1 ); Valores de µ (Irídio-192) para alguns materiais absorvedores (cm -1 ) Aço Água Alumínio Chumbo Concreto Terra Tijolo Urânio 0,650 0,133 0,227 1,640 0,204 0,116 0,135 3,290 Para as exposições tem-se: a) caso da fonte encontrar-se fora da tubulação: Γ. A. t. S D 1 = d 2 INAC 2005, Santos, SP, Brazil.

3 b) caso da fonte encontrar-se dentro da tubulação Γ. A. t. S D 2 = d 2. F Substituindo-se os valores das constantes descritas acima, obtem-se que a taxa de dose no ponto ocupado pelo indivíduo indicado na Figura 1, para o caso de uma única exposição na superfície do tubo, é de aproximadamente 4,6 µ Sv/h. Esse método de cáculo permite estimar, a grosso modo, as doses ocupacionais. No entanto, somente cálculos mais detalhados, utilizando métodos numéricos como por exemplo o método de Monte Carlo, permitem uma avaliação precisa da dose absorvida em órgãos criticos. A proposta desse trabalho é ser uma primeira etapa na simulação dessas doses, fazendo uma intercomparação entre dois códigos de Monte Carlo distintos: VMC e MCNP. Utilizouse a geomertria simplificada da Figura 1 acima e realizaram-se simulações com ambos os códigos. Devido a sua fácil utilização, pretende-se verificar a viabilidade de utilizar-se o VMC em frentes de trabalho de radiografia industrial, fazendo-se assim estimativas de dose em tempo real. 2. MATERIAIS E MÉTODOS O VMC é um código de Monte Carlo que foi desenvolvido no Brasil, cuja interface visual torna sua utilização muito simples. Este código permite avaliar as doses absorvidas em órgãos devido à fontes externas de radiação e foi elaborado primeiramente para realizar a calibração de contadores de corpo inteiro. Depois, o programa foi aplicado para o cálculo de doses devido a fótons, com adição posterior do transporte de elétrons e de prótons. O VMC realiza o transporte das radiações através de materiais homogêneos ou não, normalmente empregando simuladores no formato de voxels e possui uma biblioteca interna de seções de choque. O programa foi validado tanto em comparação com simuladores físicos reais (fantomas) quanto em relação a simuladores estabelecidos em outros programas de Monte Carlo. A faixa de energia para o transporte de fótons está entre 20 kev a 3 MeV. O programa vem sendo aplicado na área de física médica, na simulação de doses em caso de acidentes, e em diversas outras questões relacionadas a radioproteção ocupacional. O código de Monte Carlo MCNP-4B é um programa de propósito geral, que possibilita a simulação do transporte de radiação, como nêutrons, fótons e elétrons, individualmente ou em conjunto (acopladas), através da matéria. As bibliotecas de seção de choque utilizadas na simulação com o MCNP são parte do Evaluated Nuclear Data File (ENDF) e Evaluated Nuclear Data Library (ENDL). O MCNP é um código que já foi amplamente validado, mas sua interface com o usuário requer treinamento e sua distribuição não é gratuita, dificultando a sua utilização fora do meio acadêmico. As geometrias apresentadas nas Figuras 2a e 2b foram utilizadas para realizar as simulações com o código VMC e as descritas nas Figuras 4a e 4b para realizar as simulações com o código MCNP. Para cada geometria, as irradiações foram feitas com fontes do tipo pencil beam e puntual, monoenergéticas, de 0,5 MeV, posicionadas a 1,0 m do eixo de um cilindro de água, com cerca de 1,80 m de altura um e 30 cm de diâmetro. Esse cilindro seria uma primeira aproximação para um homem adulto, já que a água é material dominante em tecido humano. Em todos os casos a grandeza simulada foi a energia depositada por fóton incidente. Essa deposição de energia foi calculada tanto no cilindro inteiro como em esferas menores (três esferas de raio 1,4cm ou uma esfera de raio 2,8cm) posicionadas sobre o eixo do cilindro e que seriam uma simplificação para órgãos críticos tais como cristalino, gônodas e tireóide. Todas as simulações foram realizadas com 10 8 histórias. INAC 2005, Santos, SP, Brazil.

4 INAC 2005, Santos, SP, Brazil. Figura 2. Geometria de simulação com VMC a) cilindro de água com três esferas pequenas; b) cilindro de água com uma esfera maior

5 INAC 2005, Santos, SP, Brazil. Fig.3. Geometrias de simulação com MCNP a. cilindro de água com tres esferas pequenas b. cilindro de água com uma esfera maior

6 3. RESULTADOS As tabelas abaixo mostram os resultados das simulações realizadas. No código VMC as simulações com a fonte do tipo pencil beam tiveram uma duração aproximada de 10 horas, enquanto que com a fonte pontual a duração aproximada foi de 4 horas. Com o código MCNP-4b, as simulações com fonte do tipo pencil beam tiveram duração aproximada de 2 horas, enquanto que com fonte pontual a duração aproximada foi de apenas 15 minutos. Tabela 1: Comparação entre os resultados de simulação com os códigos Vmc e Mcnp a) Cilindro com três esferas de raio = 1,4cm. Os resultados são fornecidos em unidades de energia - Gy/fóton Fonte Dist ESFERAS CILINDRO cm VMC MCNP VMC MCNP 4π 100 9,9.E-18 7,8.E-18 7,6.E-18 13,1.E-18 10,2.E-18 5,6.E-18 9,0.E-18 11,7. E-18 Pencil-B 20 9,3. E-14 6,6. E ,6.E-14 5,2.E-18 5,1.E-20 3,9.E-16 4,0. E-16 Pencil-B 100 7,9.E-14 6,4. E-18 2,0.E-20 17,4.E-14 5,4.E-18 9,2.E-20 3,9.E-16 4,0. E-16 b) Cilindro com esfera de r = 2,8cm. Os resultados são fornecidos em unidades de energia Gy/fóton Fonte Dist ESFERA GRANDE CILINDRO Cm VMC MCNP VMC MCNP 4π 100 9,70. E ,38. E- 18 8,96. E-18 11,72. E-18 Pencil-B 100 3,85. E ,02. E- 14 3,70. E-16 3,76. E CONCLUSÕES Em todos os casos simulados observa-se uma boa coincidência entre os códigos MCNP e VMC. Essa coincidência é exata no caso de simulações com fontes tipo pencil beam, certamente porque uma maior colimação do feixe permite uma estatística melhor (todos os fótons atingem o cilindro). Esse fato também explica por que o tempo de computação é sempre menor no caso de fontes do tipo pencil beam, independentemente da simulação ocorrer com o VMC ou o MCNP. Observa-se ainda que quanto maior o volume em que a deposição de energia é calculada, maior a coincidência entre os códigos, o que também é devido a uma melhor estatística num volume maior. Em todos os casos observou-se que o tempo de computação do VMC é cerca de 5 vezes maior que o MCNP, no entanto, sua melhor interface com o usuário além de ser um código desenvolvido na comissão nacional de Energia Nuclear pode possibilitar sua utilização em campo, o que não seria possível com o MCNP. Futuramente irá ser introduzido um espectro para simular a fonte de Ir-192, tendo em vista este é o radionuclídeo mais utilizado em gamagrafia. Pretende-se simular a geometria exata de irradiação e também utilizar um fantoma para estudar a distribuição de dose em órgãos de forma mais precisa. INAC 2005, Santos, SP, Brazil.

7 5. BIBLIOGRAFIA 1. Norma CNEN-NN , Funcionamento de Serviços de Radiografia Industrial (1988). 2. HUNT, J. G.; DANTAS, B. M.; LOURENÇO, M. C.; AZEREDO, A. M. G. F., Voxel phantoms and Monte Carlo methods applied to in vivo measurements for simultaneous 241Am contamination in four body regions Rad. Prot. Dos. Oxford, 105, 1-4, p (2002). 3. Briesmeister, J. F., MCNP - A general Monte Carlo N-particle transport code, Version 4B. Los Alamos, NM: Los Alamos National Laboratory; LA M, (1997). 4. PARAE Plano de Área Restrita com Autorização Específica, CNEN (1997).