VERIFICAÇÃO DA EFETIVIDADE DE BLINDAGEM RADIOLÓGICA PARA O LABORATÓRIO DE CALIBRAÇÃO DOS MONITORES DE RADIAÇÃO DA CNAAA

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1 VERIFICAÇÃO A EFETIVIAE E BLINAGEM RAIOLÓGICA PARA O LABORATÓRIO E CALIBRAÇÃO OS MONITORES E RAIAÇÃO A CNAAA Antônio Sérgio e Martin Alves e Erivaldo Mário dos Passos ELETROBRÁS TERMONUCLEAR S.A. ELETRONUCLEAR Rua da Candelária Centro. Rio de Janeiro. RJ. Brasil RESUMO Neste trabalho são apresentados a metodologia, as hipóteses básicas, os parâmetros e os resultados da simulação de taxa de dose que visam mostrar a efetividade das paredes de blindagem de concreto projetadas para a sala de exposição do irradiador existente no Laboratório de Calibração de Monitores de Radiação (LCMR) da Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto (CNAAA). A principal fonte radioativa da sala de irradiação é o 6 Co com atividade igual a 3,7.1 1 Bq e a dose anual máxima estimada para as superfícies externas das paredes e teto desta sala não deve ultrapassar o valor de 1 msv/ano. A parede frontal ao feixe principal desta fonte intensa é construída de concreto de alta densidade, enquanto o teto, o piso e as paredes laterais inclusive as paredes que formam o labirinto atrás do irradiador, são de concreto comum. O modelo do núcleo pontual ( point kernel ) é empregado para calcular a taxa de dose devido à radiação direta e o modelo do albedo diferencial de dose para o cálculo da radiação refletida. Os valores da dose anual para várias posições estudadas permitem inferir que as blindagens projetadas asseguram valores de dose anual inferior ao limite fixado para a área externa do prédio, comprovando-se portanto a sua efetividade. Keywords: shielding, concrete shielding I. INTROUÇÃO Este trabalho tem como objetivo mostrar, através do cálculo da taxa de dose, a efetividade das blindagens de concreto calculadas, na Ref. [1], para a sala de exposição do Laboratório de Calibração de Monitores de Radiação (LCMR) do CNAAA. O dimensionamento de blindagem apresentado nesta referência não levou em consideração a reflexão de fótons nas superfícies externas dos monitores de radiação a serem calibrados no LCMR. evido a isso tornou-se necessária a avaliação da efetividade de blindagem apresentada neste trabalho para este laboratório. Esta avaliação de efetividade de blindagem é feita através de cálculos teóricos da taxa de dose. O LCMR encontra-se localizado em um prédio com o mesmo nome situado na Central Nuclear de Angra 1, fora de sua área controlada. Por isso a dose anual máxima nas superfícies externas de suas paredes, piso e teto não deve ultrapassar o valor de 1 msv/a conforme preconizado pela Ref. []. Esta dose anual corresponde a uma taxa de dose de aproximadamente 5,x1-4 msv/h. A principal fonte radioativa a ser colocada na referida sala é o 6 Co com atividade igual a 3,7.1 1 Bq. O layout da sala que contém o irradiador (sala de exposição), retirado da Ref. [3], é mostrado na Figura 1. e acordo com a Ref. [1] a parede frontal à fonte radioativa (parede mais espessa) deve ser construída com 8 mm de concreto classe G (massa específica mínima igual a 35 kg/m 3. O teto, o piso e as paredes laterais da sala de exposição necessitam de uma espessura mínima de blindagem igual a 4 mm de concreto comum (massa específica mínima igual a kg/m 3, enquanto as paredes situadas atrás do irradiador (labirinto) devem possuir no mínimo 3 mm deste mesmo material. Para mostrar a efetividade das blindagens calculadas na Ref. [1] é necessário determinar os valores de taxas de dose esperados para vários pontos situados sobre a superfície externa destas blindagens. Nestes cálculos devem ser consideradas as influências tanto da radiação gama direta (parede frontal à fonte) como da radiação gama refletida (piso, teto, labirinto e paredes laterais). A radiação gama direta é aquela formada pelos fótons que não são atenuados pela blindagem da fonte, ou seja, passam através da abertura do castelo da fonte e atingem a parede frontal ao equipamento de calibração. A radiação gama refletida, considerada no cálculo, é aquela que após passar pela abertura do castelo da fonte, é refletida pela parede frontal a mesma (parede primária do LCMR) ou pelos monitores de radiação, antes de atingir as paredes laterais, piso, teto e labirinto (paredes situadas atrás do irradiador). A radiação gama de fuga é formada pelos

2 fótons que conseguem atravessar a blindagem da fonte sendo portanto atenuada pela mesma antes de atingir o meio externo. Uma avaliação preliminar, através de cálculos teóricos, mostra que a contribuição devido à radiação gama de fuga, para o caso específico do LCMR, é muito pequena e por isso pode ser desprezada. II. METOOLOGIA E CÁLCULO Hipóteses Básicas. Neste trabalho são utilizadas as seguintes hipóteses: a) A fonte radioativa é considerada como sendo de geometria pontual e o radioisótopo é o 6 Co com atividade igual a 3,7x1 1 Bq (1 Ci); b) A energia média dos fótons emitidos pelo irradiador é considerada como sendo igual a 1,5 MeV; c) Utilizam-se os valores 4 kg/m 3 e 35 kg/m 3 respectivamente para a massa específica do concreto comum e concreto baritado; d) São utilizados os fatores de buildup para fonte pontual isotrópica e meio infinito; e) Para o concreto comum é utilizada a formula de Taylor para o buildup, enquanto para o concreto baritado utiliza-se a fórmula de Berger; f) Para o caso da reflexão de fótons na superfície dos monitores de radiação considera-se a mínima distância entre o monitor e a fonte radioativa igual a,8 m (mínima distância entre o monitor e o irradiador + a distância entre a superfície externa do irradiador e a fonte); g) Para a reflexão de fótons nos monitores de radiação, utiliza-se conservativamente o Albedo iferencial de ose da água. Para a reflexão na parede primária (concreto baritado), utiliza-se o albedo do concreto comum; h) São consideradas, nos cálculos de taxa de dose, as seguintes espessuras de blindagem para a sala de exposição: Parede primária:,8 m de concreto baritado; Paredes laterais, teto e piso:,4 m de concreto comum; Labirinto (paredes situadas atrás do irradiador):,3 m de concreto comum; i) Os valores de taxa de dose calculados para as paredes laterais são também adotados para o piso e o teto da sala de exposição do LCMR. Modelo Matemático. São utilizados dois modelos para o cálculo das taxas de dose nas superfícies externas das blindagens da sala de exposição do Laboratório de Calibração de Monitores de Radiação (LCMR) do CNAAA, ou seja, o modelo de núcleo pontual ( point kernel ) para a radiação direta e o modelo específico para a radiação refletida, extraídos respectivamente das Refs. [4, 5]. Radiação ireta. e acordo com a Ref. [4], para o caso da radiação direta, as taxas de dose com e sem blindagem podem ser determinadas respectivamente pelas seguintes equações: Sem blindagem: S = F.( ) (1) 4. π.(d ) F Com blindagem: 1 S µ.x = F.B.( ).e () 4. π.(d ) F onde: = Taxa de dose no ponto de detecção sem blindagem 1 = Taxa de dose no ponto de detecção com blindagem F = Fator de Conversão de Fluxo para Taxa de ose (Sv. h -1.s.m - ), S = Intensidade de fonte (s -1 ), d F = istância da Fonte ao etetor (m), Figura 1. Representação da Sala de Exposição. B = Fator de buildup,

3 µ = Coeficiente de Atenuação Linear do material de blindagem (m -1 ), X = Espessura do material de blindagem (m). as equações (1) e () observa-se que é válida a seguinte equação: = B.. e 1 µ. X Na Ref. [1] foi utilizada a equação de Taylor para o cálculo do fator de buildup para o concreto comum. Este mesmo procedimento é utilizado no presente trabalho. Para o caso especial do concreto baritado é utilizada a equação de Berger. Este procedimento visa exclusivamente permitir comparação com resultados do Programa Pelshie 3 (Ref. [6]) que também utiliza este mesmo método de cálculo para o fator de buildup. Sendo assim é utilizado neste trabalho as seguintes equações para o cálculo dos fatores de buildup, B: Equação de Berger (concreto baritado): (3) R = Taxa de dose refletida no ponto de detecção sem blindagem = Taxa de dose refletida no ponto de detecção com blindagem A = Área da superfície de reflexão (m ), S = Taxa de dose incidente sobre a superfície refletora d = istância do ponto de reflexão ao detetor (m), R α = Albedo diferencial de dose, θ = Ângulo formado entre o feixe incidente e a normal ao plano de reflexão (rd), θ = Ângulo formado entre o feixe refletido e a normal ao plano de reflexão (rd), θ s = Ângulo formado entre o feixe refletido e o prolongamento do feixe incidente (rd), φ = Ângulo formado entre o eixo dos x e a projeção do feixe refletido sobre o plano de reflexão (rd), Os valores do albedo diferencial de dose são obtidos com base nas equações apresentadas nas Refs. [4, 7]. B (b. µ.x) = 1 + a. µ.x.e (4) onde "a" e "b" são os parâmetros da equação de Berger. Os demais termos da equação (4) já foram definidos anteriormente. Equação de Taylor (concreto comum): ( α. µ.x) ( α. µ.x) B = C.e 1 + ( 1 C).e (5) onde C, α 1 e α são os parâmetros da equação de Taylor. Radiação Refletida. Uma representação espacial da radiação refletida é mostrada na Figura. e acordo com as Refs. [5,7], para o caso da radiação refletida, as taxas de dose com e sem blindagem podem ser determinadas pelas seguintes equações: Sem blindagem: R A S.cos( θ ).. α (E, θ, θ, φ) (6) (d ) = Com blindagem: B..X R. e µ R = (7) onde: Figura. Representação Geométrica para Radiação Refletida. III. RESULTAOS OBTIOS Neste trabalho são realizados cálculos de taxa de dose para diversos pontos situados na superfície externa da sala de exposição do LCMR. A principal fonte radioativa considerada é uma fonte de 6 Co com 3,7.1 1 Bq (1 Ci) de atividade e energia média dos fótons igual a 1,5 Mev. Considera-se um ângulo máximo do cone de radiação da fonte igual a 1 graus. A distância compreendida entre a fonte radioativa e a parede primária corresponde a 6,46 m e distância mínima entre a fonte e a parede lateral de 4 mm

4 é igual a 1,78 m. As áreas máximas de reflexão dos monitores de radiação e da parede primária são iguais respectivamente a,.1 - m e 1,45 m. Consideram-se as massas específicas do concreto comum e concreto baritado como sendo iguais respectivamente a 4 kg/m 3 e 35 kg/m 3. Os fatores de conversão fluxo/dose são extraídos da Ref. [7]. Os coeficientes de atenuação por unidade de massa para o concreto comum e concreto baritado são extraídos respectivamente das Refs. [4, 6]. Os coeficientes de buildup de Berger e de Taylor são extraídos respectivamente das Refs. [6, 8], enquanto os valores dos coeficientes do Albedo iferencial de ose são obtidos da Ref. [4]. Com base nestes dados e utilizando-se as equações apresentadas no item II, obtêm-se os valores de taxa de dose apresentados na Figura 3. IV. ANÁLISE OS RESULTAOS E CONCLUSÕES Observa-se com o auxílio da Figura 3 que o maior valor de taxa de dose encontrado nos cálculos, considerando-se todas as blindagens do LCMR, é inferior a,x1-4 msv/h. Levando-se em consideração que o limite permitido de taxa de dose para a superfície externa das paredes de blindagem da sala de exposição do LCMR é igual a 5,x1-4 msv/h, observa-se que não é necessário alterar as dimensões das blindagens determinadas na Ref. [1]. Segundo a Ref. [7], o valores de albedo de dose apresentam erros que variam desde 5 % para grandes valores de albedo até 4 % para pequenos valores de albedo. evido à grande diferença observada entre o valor máximo calculado para a taxa de dose e o valor limite permitido, e por se tratar de uma metodologia de cálculo consagrada internacionalmente, observa-se que não é necessária uma análise de erros para os resultados obtidos. Sendo assim pode-se concluir com base nos resultados de cálculo teórico de taxa de dose obtidos neste trabalho que foi demonstrada a efetividade das blindagens dimensionadas na Ref. [1] para o LCMR. REFERÊNCIAS [1] ALVES, A. S.. Cálculo de Blindagem para o Laboratório de Calibração de Monitores de Radiação (LCMR) do CNAAA. Relatório ETN No. GSA.T/BN/117/3. Rio de Janeiro. Brasil.. [] COMISSÃO NACIONAL E ENERGIA NUCLEAR. iretrizes Básicas de Radioproteção. Norma CNEN-NE- 3.1/NE-3. Rio de Janeiro. Brasil [3] ELETROBRÁS TERMONUCLEAR S.A. ELETRONUCLEAR. USINA NUCLEAR E ANGRA 1. Plantas e Cortes (Formas). ocumento No. VJ-1ESC- 1-R. Rio de Janeiro. Brasil.. Figura 3. Valores de Taxa de ose para a Sala de Exposição do LCMR. [4] JAEGER, R.G.,Editor. Engineering Compendium on Radiation Shielding. Vol. I.New York: Springer Verlag. USA [5] PASSOS, E. M.. ALB. Ein HP-41 Programm zur Berechnung der Gestreuten Gammastrahlung einer Punktquelle. Report R 361/5/8. Erlangen. eutschland [6] E BEER, G.P., SARTORI,.E., and VAN ROOYEN, T.J.. PELSHIE 3. A Third Edition of the PELSHIE General Purpose Shielding Program. PEL-9-1. Atomic Energy Corporation of South Africa Limited. Pretoria. South Africa [7] COURTNEY, J. C.. Handbook of Radiation Shielding ata. ANS/S-76/14. Sponsored by Nuclear Science Center. Louisiana State University, Baton Rouge and Shielding and osimetry ivision. American Nuclear Society. LA. USA

5 [8] SHURE, K. and WALLACE, O. J.. Taylor Coefficients for Eisenhauer - Simmons Gamma-Ray buildup Factors in Ordinary Concrete. Nuclear Science and Engineering. Vol. 6, p ABSTRACT This paper presents a summary of methodology, parameters and results of the dose rate simulations in order to demonstrate the effectivity of the wall shielding designed for the irradiator room of the Laboratory of Calibration of Radiation Monitors (LCMR) of the Central Nuclear Almirante Álvaro Alberto (CNAAA). The maximum annual dose for the external surfaces of the concrete wall is limited to the value of 1 msv/year. The main radioactive source of the irradiator has gamma intensity corresponding to 3,7.1 1 Bq of 6 Co. The perpendicular concrete wall to the gamma beam of this irradiatior source is constructed of heavy concrete, whereas ceiling, floor and side walls of the room including the entrance labirinth are designed with ordinary concrete. The point kernel approximation is used for estimating the direct gamma dose rate and the differential dose albedo for estimating the scattered dose rate. The resulted values of calculated annual dose lead to the conclusion that the designed concrete shielding proportionates gamma annual doses in the external areas of the building lower than the fixed limit, a fact that demonstrates its shielding design effectivity.