2007 International Nuclear Atlantic Conference - INAC 2007
Santos, SP, Brazil, September 30 to October 5, 2007
ASSOCIAÇÃO BRASILEIRA DE ENERGIA NUCLEAR - ABEN
ISBN: 978-85-99141-02-1
RADIOACTIVITY OF BUILDING MATERIALS AND THE GAMA
RADIATION IN DWELLINGS IN BELO HORIZONTE, BRAZIL
Ludmila Souza Marques1,2 and Zildete Rocha1
1
Serviço de Química e Radioquímica
Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN/ CNEN)
Caixa Postal 941 30123-970 Belo Horizonte, Brazil
[email protected]
2
Centro Federal de Educação Tecnológica de Minas Gerais
Avenida Amazonas, 7675, Nova Gameleira
30510-000, Belo Horizonte, MG, Brazil
[email protected]
ABSTRACT
Building materials are known to contain naturally occurring radioactive materials (NORM). The radionuclides
which contribute to the external exposure are 40K and the gamma emitters members of the natural decay series
238
U, 235U and 232Th. Samples of the statistically more important buildings materials utilized in the
Metropolitan area of Belo Horizonte were collected and their uranium and thorium concentration were
determined by INAA. The gamma emitters were spectrometrically determined by solid state detectors HPGe in
a very low background laboratory. A model room was used for calculating the indoor mean exposure in
dwellings. Due to the lack of regulation for radioactivity in buildings in Brazil, the measured activity
concentration was compared with those of other countries. A discussion about the utilization of building
material containing TENORM industrial residues is presented.
1. INTRODUCTION
O meio ambiente e os seres vivos, sofrem exposição a vários tipos de radiações naturais que
se manifestam nos elementos radioativos e nos isótopos que se encontram na natureza.
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O acrônimo NORM (Naturally Occurring Radioactive Material) é usado para abranger todas
as ocorrência naturais de radioatividade em materiais onde as atividades humanas têm
aumentado o potencial de exposição em comparação com a situação inalterada. Encontramos
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NORM em diversos materiais, desde ar, solo, alimentos e até no próprio corpo humano. A
considerado elevado e deve ser controlado; entretanto, a tarefa é complicada mais pelo fato
de que a relevância da exposição à NORM depende muito das circunstâncias locais ou
regionais e dos testes padrões comportamentais.[2]
A ocorrência natural de radiação em materiais compreende alguns radionuclídeos associados
com o decaimento do 238U e 232Th assim como 40K. Esses radionuclídeos apresentam grande
abundância na crosta terrestre e possuem uma ordem de grandeza considerável no que diz
respeito ao tempo de meia-vida, tendo inclusive alguns descendentes de vida longa, como o
226
Ra.[3]
Estabelecer regras mundiais quanto a materiais de construção civil é muito difícil já que os
materiais usados como matéria prima e os processos industriais de fabricação variam para
cada região. As moradias no Brasil, por exemplo, são comumente construídas por tijolos,
cerâmica, argamassa (cimento e areia) e cobertos por cerâmica, madeira, pedra e outros. Os
tetos são constituídos em laje de concreto, geralmente cobertos com telhas. Ao contrário de
países com clima temperado, as residências brasileiras não são feitas com porões e são rentes
ao solo. Diversos países já estabeleceram normas referente ao assunto. O Brasil realiza alguns
estudos na área e a CNEN (Comissão Nacional de Energia Nuclear) mostra interesse. No
entanto, até o presente momento, não existe regulamentação no país.[2]
2. MATERIALS AND METHODS
Os materiais de construção civil escolhidos para análise foram aqueles usados em uma casa
da Região Metropolitana de Belo Horizonte. Foram coletadas amostras dos seguintes
materiais: areia, brita, cimento, pó de pedra, telha, tijolo e tijolo de laje.
Em laboratório, os materiais foram triturados e peneirados. Alíquotas foram depositadas em
vasos chamados Marinelli de volume 1L, apresentados na figura 1, que permaneceram
fechados e intactos por 30 dias a fim de atingir o equilíbrio secular entre radionuclídeos das
séries do238U e 232Th e seus progenitores de meia-vida curta.[4].
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O principal contribuinte de exposição externa presente em materiais de construção civil é o
raio gama proveniente das séries do 238U e 232Th e do 40K [5]. As amostras foram contadas no
detector de Germânio Hiperpuro (HPGe), geometria coaxial e 15% de eficiência da marca
Canberra, por 86400 segundos em laboratório de baixo background. Os detectores HPGe
oferecem a maior resolução dentre os detectores de radiação gama atualmente disponíveis em
uma larga faixa de energias. [6] Foram obtidos espectros através do software Genie 2000 –
Gamma Aquisition & Analysis e as atividades calculadas. Na série do 238U, foram avaliados
os filhos 214Pb e 214Bi que representa o 226Ra [7]; na série do 232Th foram avaliados o 212Pb
que representa o 224Ra e o 228Ac [8].
Conhecidos a área líquida SL do pico obtido no espectro gama, o tempo t de contagem em
segundos, a eficiência å da energia, a frequência f de intensidade gama e a massa m da
amostra, a atividade A enfim foi calculada usando a equação 1.
A = SL / t
å . f . m.
(1)
Para obtenção de valores de concentração de Tório e Urânio, as amostras foram analisadas
também pelo método de ativação neutrônica no Laboratório de Ativação Neutrônica do
CDTN/CNEN, utilizando o reator TRIGA IPR-R1. Os métodos para obtenção de resultados
foram ativação neutrônica instrumental e ativação neutrônica com detecção de nêutrons
retardados.
3. RESULTS AND DISCUSSION
As atividades específicas foram calculadas para cada radionuclídeo selecionado de cada
amostra. O resultados são apresentados na tabela 1. Os desvios foram calculados levando em
consideração os possíveis erros devidos à área líquida selecionada e à eficiência.
Table 1. Atividades específicas dos radionuclídeos
Atividade específica (Bq kg-1)
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Amostra
214
Espectrometria
Gama
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212
Bi
Pb
228
214
Ativação Neutrônica
40
232
238
Haja vista que os radionuclídeos escolhidos das séries do 238U e 232Th para análise por
espectrometria gama apresentam mais de uma energia gama, foram escolhidos apenas os
elementos de maior frequência para cada radionuclídeo.
Entre o 238U e os seus progenitores considerados na análise por espectrometria gama, existem
alguns outros radionuclídeos intermediários de meia-vida longa. O mesmo ocorre na família
do 232Th. Na série do 238U, o 214Bi é filho do 214Pb e ambos possuem tempo de meia-vida
curto, apresentando valores de atividade próximos, confirmando assim o equilíbrio secular.
No Brasil até o momento atual as indústrias que envolvem a presença de NORM, não são
regulamentadas pela CNEN. Os resultados obtidos foram então comparados com valores
comumente encontrados em alguns países cujo controle de exposição à NORM é mais rígido.
Os resultados indicam que nenhuma atividade específica calculada apresenta discrepância
relevante dos valores esperados.
As amostras telha, tijolo e tijolo de laje apresentaram concentrações de
ainda assim dentro da normalidade.
232
Th elevadas, mas
5. CONCLUSIONS
A radioatividade presente em cada material de construção civil é geralmente muito pequena
do ponto de vista de exposição humana. No entanto, a exposição total devido a soma da
contribuição de cada material pode trazer algum risco.
O Brasil é uma das maiores reservas mundiais desses elementos. O trabalho comprovou isso
nos materiais analisados da Região Metropolitana de Belo Horizonte. Apenas a exposição
externa devido à radiação gama foi considerada, mas é importante ressaltar a exposição
interna devido a inalação do radônio, muito perigoso do ponto de vista radiológico. Este
radionuclídeo é um gás filho do 226Ra , considerado no trabalho.
As concentrações encontradas no trabalho são consideradas aceitáveis se comparadas a
valores internacionais de uma maneira geral. Os tipos de materiais usados bem como as
técnicas destes materiais variam para cada região. Por isso, é difícil um consenso
internacional e recomenda-se elaborar uma legislação para cada localidade.
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Existem alguns métodos para calcular
a dose de radiação total recebida pelos moradores da
casa devido aos materiais de construção. Para isso, deve-se levar em consideração ainda os
REFERENCES
1. IAEA – International Atomic Energy Agency, Technical reports series no. 419: Extent of
environmental contamination by naturally occurring radioactive material (NORM) and
technological options for mitigation, Vienna (2003).
2. IAEA – International Atomic Energy Agency, Regulatory and management approaches
for the control of environmental residues containing naturally occurring radioactive
material (NORM), Vienna (2006).
3. J. M. GÓMEZ-ROS et al “Estimation of internal and external exposures of terrestrial
reference organisms to natural radionuclides in the environment”, Journal of Radiological
Protection, pp. A79-A88 (2004).
4. E. M. EL-AFIFI et al, “Evaluation of U, Th, K and the emanated radon in some NORM
and TENORM samples”, Vol. 41, pp. 627-633 (2006).
5. E. STRANDEN, “Radioactivity of building materials and the gamma radiation in
dwellings”, Phys. Med. Biol, Vol. 24, pp. 921-930 (1979).
6. A. FORTINI et al, CINDR – Curso de instrumentação nuclear e detecção das radiações,
Centro de Desenvolvimento da tecnologia Nuclear – CDTN/CNEN, Belo Horizonte,
Brazil (2001).
7. M. CHOWDHURY et al, “Concentration of radionuclides in building and ceramic
materials of Bangladesh and evaluation of radiation hazard”, Journal of Radioanalytical
and Nuclear Chemistry, Vol. 231, pp. 117-122 (1998).
8. V. CUCCIA, et al, “Estudo da distribuição de radionuclídeos naturais na bauxita,
Processo Bayer e seus produtos e resíduos”, Belo Horizonte, Brazil (2006).
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