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PROTEÇÃO RADIOLÓGICA OCUPACIONAL NO CENTRO TECNOLÓGICO DA MARINHA EM SÃO PAULO
Ricardo d’Utra Bitelli e Rodemir de Oliveira
Centro Tecnológico da Marinha – CTMSP / Aramar - Divisão de Radioproteção
Rodovia Sorocaba-Iperó Km 12,5 – CEP 18560-000 - Iperó SP.
RESUMO
O presente trabalho define as atividades desenvolvidas pela Divisão de Radioproteção do
Departamento de Segurança Nuclear, responsável pela proteção radiológica ocupacional e ambiental
no Centro Experimental Aramar, pertencente ao Centro Tecnológico da Marinha em São Paulo CTMSP.
A Divisão de Radioproteção do CTMSP atua em locais onde se manipula material radioativo,
através da implementação e manutenção de programas de radioproteção de caráter preventivo e
confirmatório. As atividades de prevenção englobam o controle de acesso e as de medidas de
radiação em atmosferas e superfícies de áreas restritas e livres, por métodos diretos e indiretos, que
informam com antecedência os riscos a que os trabalhadores estarão sujeitos. Já as atividades de
caráter confirmatório envolvem as monitorações da exposição à radiação e eventuais incorporações a
que os trabalhadores estiveram sujeitos, fazendo uso de dosímetros termoluminescentes, análises “in
vivo” e “in vitro”, após acesso e realização de trabalhos em áreas restritas.
Existe também uma preocupação contínua da Divisão com relação à dose de radiação em
indivíduos do público, que é controlada através de procedimentos que visam impedir que
contaminações radioativas possam ser levadas ao meio ambiente através de efluentes gasosos,
líquidos ou rejeitos nucleares.
Keywords: radiological protection, cccupational monitoring program
I. INTRODUÇÃO
O Centro Experimental Aramar é um importante
centro de pesquisas na área nuclear, mantido pelo Comando
da Marinha, que está localizado na cidade de Iperó a 90 km
da cidade de São Paulo, e que tem como objetivo o domínio
das etapas do ciclo do combustível nuclear, visando a
construção de um reator nuclear do tipo PWR, destinado à
propulsão naval.
Atualmente o Centro conta com instalações
nucleares para o enriquecimento isotópico de UF6
(Laboratório de Enriquecimento Isotópico), instalação para
reconversão de UF6 e produção de pastilhas de UO2,
(Laboratório de Materiais Nucleares), e armazenamento
temporário dos rejeitos gerados.
O Departamento de Segurança Nuclear é o
responsável pela proteção radiológica de trabalhadores e
público, e pela minimização de impactos ao meio ambiente
relativos às operações desenvolvidas.
A Divisão de Radioproteção é subordinada ao
Departamento de Segurança Nuclear, e atua diretamente nas
áreas onde se manipulam materiais radioativos, com o
objetivo de garantir a segurança do ponto de vista
radiológico.
II. ATIVIDADES DA DIVISÃO DE
RADIOPROTEÇÃO
O principal objetivo da Divisão de Radioproteção
é garantir que os trabalhos desenvolvidos nas instalações
nucleares do CTMSP sejam conduzidos de forma segura e
satisfatória do ponto de vista radiológico, de acordo com o
previsto nas normas da Comissão Nacional de Energia
Nuclear (CNEN)[1].
A Divisão de Radioproteção desenvolve, nos
locais onde são manipuladas fontes de radiação, programas
de monitoração de caráter preventivo e confirmatório, além
de estabelecer procedimentos, garantindo que os princípios
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básicos de radioproteção e que os limites de radiação
previstos na legislação sejam respeitados.
Os programas de monitoração desenvolvidos
baseiam-se nas medidas de radiação nos locais de trabalho e
monitorações individuais.
A monitoração do local de trabalho abrange as
medidas dos níveis de radiação externa, da contaminação de
superfície e da contaminação do ar, tendo como objetivo
avaliar as condições radiológicas, a fim de prevenir
contaminações ou exposições desnecessárias.
A monitoração individual tem como objetivo
avaliar as doses externa e interna recebidas pelo indivíduo,
através de diferentes dispositivos, confirmando se os
procedimentos e equipamentos de radioproteção atuam
conforme planejados.
Em paralelo aos programas de monitoração, a
Divisão de Radioproteção estabelece uma série de
procedimentos, baseados nas normas vigentes, a serem
seguidos pelos trabalhadores, que incluem operações de
controle de acesso a áreas restritas, acompanhamento de
operações com risco radiológico, minimização de rejeitos e
controle da liberação de materiais, que visam diminuir o
risco de contaminação em áreas restritas e livres da
instalação[1,2].
III. MATERIAIS E MÉTODOS
As monitorações do local de trabalho são
realizadas periodicamente e dividem-se em:
Medidas de contaminação em superfícies – Realizadas
periodicamente através de medidas indiretas em esfregaços
realizados nas superfícies das áreas restritas das instalações,
que são posteriormente analisados em cintiladores de
ZnS:Ag para determinação da contaminação alfa, e em
detetores geiger-müller de bancada para determinação da
contaminação beta. Os resultados encontrados são
comparados com os valores estabelecidos na norma CNEN
3.01 [1].
Medidas dos níveis de radiação gama – Realizadas com
medidores portáteis geiger-müller sensíveis a radiação
gama, em locais que apresentam fontes de radiação que
fazem parte do processo de produção; e também através de
dosímetros termoluminescentes TLD100 (LiF:Mg,Ti) e
TLD200 (CaF2:Dy), que são dispostos nas áreas restritas e
substituídos trimestralmente.
Medidas de contaminação do ar – Tem a finalidade de
estimar a concentração de urânio no ar para avaliar as
condições dos locais de trabalho e auxiliar na determinação
da incorporação de material radioativo pelo trabalhador. As
medidas são realizadas sempre que linhas de processo com
contaminantes de urânio são abertas, através da passagem
de ar atmosférico por um filtro de micro fibra de vidro, com
auxílio de uma bomba de sucção com uma vazão média de
50 L/min. Os filtros são posteriormente analisados para
determinação de particulados de urânio em cintiladores de
ZnS:Ag, e os resultados comparados com valores
estabelecidos na norma CNEN 3.01 [1].
A monitoração individual verifica a dose de radiação
ou contaminação recebida por um trabalhador, e também é
um importante informativo para confirmar se os métodos
preventivos utilizados estão sendo satisfatórios. Divide-se
em:
Monitoração da contaminação externa – É verificada
sempre após execução de trabalhos que envolvem manuseio
de material radioativo onde o trabalhador é monitorado
externamente, no local de trabalho, com auxílio de detetores
portáteis para medidas de contaminação alfa e beta/gama; e
sempre que os trabalhadores saem de áreas restritas, quando
são obrigados a passar por detetores proporcionais de pés e
mãos para verificar possível contaminação alfa e beta/gama.
Se
for
detectada
contaminação
externa,
imediatamente
o
trabalhador
passa
por
uma
descontaminação antes de deixar a área restrita [3].
Monitoração da contaminação interna – É realizada por
meio de medidas “in vitro”, com análise de urina pelo
método da fluorimetria, quando o objetivo é verificar
contaminantes na forma solúvel; e através de medidas “in
vivo”, com análise dos pulmões na Unidade de Contador de
Corpo Inteiro do Instituto de Radioproteção e Dosimetria
(IRD/CNEN), quando o contaminante for um composto
insolúvel.
As medidas para contaminantes solúveis são
realizadas para compostos de urânio que são encontrados
principalmente no processo de enriquecimento isotópico de
UF6. Já os compostos insolúveis de urânio são encontrados
a partir da fase de reconversão para UO2 [4].
Monitoração da exposição externa – É realizada
mensalmente para se avaliar o nível de radiação gama
recebido pelo trabalhador, através do uso de dosímetros
termoluminescentes de CaSO4:Dy que são analisados no
Laboratório de Dosimetria do Instituto de Pesquisas
Energéticas e Nucleares (IPEN/CNEN-SP).
IV. RESULTADOS E DISCUSSÃO
Os resultados médios anuais de monitoração de local
de trabalho encontrados no período de 1998 a 2001, são
mostrados nas figuras 1 e 2 para contaminação alfa e beta,
respectivamente, em áreas restritas do Laboratório de
Enriquecimento Isotópico e Laboratório de Materiais
Nucleares.
Verificamos nos gráficos que os níveis de
contaminação nas áreas restritas estão cerca de 10 vezes
menores que os limites derivados para contaminação de
superfície definidos na legislação, que é de 3 Bq/cm2 para
alfa e 30 Bq/cm2 para beta [1]. Os resultados médios
apresentam um pequeno crescimento a partir de 2000,
porém este fato não justifica ações no sentido de revertê-lo,
uma vez que esses níveis são valores permitidos para
superfícies de áreas livres, e que são refletidos no índice
quase nulo de contaminações nas saídas de áreas restritas,
quando os trabalhadores se monitoram nos contadores
proporcionais de pés e mãos, que operam com limites de
alarme pouco acima dos valores de background.
Na figura 3 são apresentados resultados médios
anuais de taxas de dose absorvida no ar para radiação gama
em três pontos do Laboratório de Enriquecimento Isotópico,
onde são concentrados cilindros de UF6 utilizados no
processo, e no Laboratório de Materiais Nucleares em um
ponto próximo à área de estocagem de urânio.
Index
0 ,45
0 ,4
Bq/cm 2
0 ,35
0 ,3
0 ,25
0 ,2
0 ,15
0 ,1
0 ,05
0
1998
1999
2000
2001
Labo rató rio E nrique c imento Is o tó pic o
Labo rato rio de M ateriais N u c le a re s
Figura 1 – Contaminação alfa em áreas restritas - média
anual
monitorações rotineiras, quando detectado, situa-se em 0,06
± 0,03 Bq/m3, bem abaixo do CAD (Concentração no Ar
Derivada) de 20 Bq/m3 [1].
Os baixos valores de concentração de urânio no ar
também são confirmados no programa de monitoração
individual interna, quando os exames rotineiros de análises
“in vitro” e “in vivo” de urina e pulmão são realizados.
Todos os resultados obtidos nas monitorações
rotineiras para avaliação de incorporação de compostos
solúveis de urânio estão abaixo dos limites de detecção do
método utilizado, que é de 1 µg U/L pela análise por
fluorimetria em urina [5].
No caso dos compostos insolúveis de urânio, todos
os resultados também estão abaixo da atividade mínima
detectável (AMD) do método utilizado, realizado através de
monitoração de corpo inteiro [6].
V. CONCLUSÃO
4
3 ,5
Bq/cm 2
3
2 ,5
2
1 ,5
1
0 ,5
0
1998
1999
2000
2001
Labo rató rio E nrique c imento Is o tó pic o
Os resultados apresentados permitem concluir que as
instalações nucleares do CTMSP apresentam baixo risco
radiológico, e que os procedimentos e programas de
monitoração implementados pela Divisão de Radioproteção
não apenas atendem aos dispositivos legais, como
contribuem para minimizar os níveis de contaminação e
exposição de trabalhadores e público, e liberações para o
meio ambiente, de forma que as mesmas se mantenham bem
abaixo do permitido.
Labo rató rio de M ateriais N u c le a re s
Figura 2 – Contaminação beta em áreas restritas - média
anual
REFERÊNCIAS
[1] COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR
(CNEN). Diretrizes Básicas de Radioproteção. Norma
CNEN 3.01, RJ, Julho 1988
2 ,5
Gy / h
2
[2] COMISSÃO NACIONAL DE ENERGIA NUCLEAR
(CNEN). Serviços de Radioproteção. Norma CNEN 3.02,
RJ, Julho 1988
1 ,5
1
0 ,5
0
2000
Labo rató rio de
Labo rató rio de
Labo rató rio de
Labo rató rio de
B a c k g ro und
2001
Enrique c imento Is o tó pic o A 1
Enrique c imento Is o tó pic o A 2
Enrique c imento Is o tó pic o A 3
M ateria is N ucle a re s
Figura 3 – Taxa de dose absorvida no ar para radiação gama
Considerando-se os limites primários de dose
equivalente para trabalhadores [1], verifica-se que os
valores mostrados, se integrados para 2000 horas anuais de
trabalho, são aproximadamente 25 vezes menores, o que é
normalmente confirmado através da monitoração individual
com dosimetria termoluminescente, que apresenta somente
resultados abaixo do nível de registro (0,2 mSv).
Com relação à monitoração do ar em áreas
restritas, na maioria das amostragens realizadas (90%) os
valores encontrados estão abaixo do limite de detecção do
método, que é de 0,02 Bq/m3 para um tempo de coleta de ar
de 30 min. O valor médio de concentração de urânio nas
[3] CENTRO TECNOLÓGICO DA MARINHA, Prática
Operacional N° SPR/PGO/001 – “Descontaminação de
Trabalhadores”, Junho 1999
[4]
INTERNATIONAL
COMMISSION
ON
RADIOLOGICAL PROTECTION, Limits for intakes of
radionuclides by workers – Publication Nº 30, part I,
Oxford, 1978.
[5] ARINE, D.R.; SARTORATTO, M.; PEREIRA, R.F,
Otimização do nível de detecção de urânio por
fluorimetria em amostras de urina, V ENAN, R.J.,
Outubro 2000.
[6] DANTAS, B.M.; AZEREDO, A.G.M.F.; HUNT, J.G.;
LUCENA, E.A.; JUNIOR, J.M.; SPITZ, H.B., Utilização
de técnicas in vivo para monitoração de actinídios e Ra226 em seres humanos, V ENAN, R.J., Outubro 2000.
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ABSTRACT
This work shows some activities developed by the Division
for Radiation Protection of the Department for Nuclear
Security, responsible for occupational and environmental
radiological protection.
The Division for Radiation Protection at CTMSP controls
access in areas where radioactive materials are handled, by
means of procedures and implementing preventive and
corrective programs of radioprotection. The protective
actions include the access control in restricted areas and the
monitoring of radiation into the environment and indoor.
The corrective activities include the personal monitoring
and
potential
intakes
by
workers,
through
thermoluminescent dosimeters and “in vivo” and “in vitro”
measurements, after access in restricted areas.
Finally, this Division have demonstrated special attention in
relation to effective dose to member of the public, applying
appropriate procedures in protection and prevention of
accidents involving release of radioactive substances into
the environment in the form of gaseous and liquid
radioactive effluents and radioactive wastes.