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Claro et al.
DOSIMETRIA NA IRRADIAÇÃO DE COMPONENTES ELETRÔNICOS
Luiz H. Claro1, 2, Claudio A. Federico1, Marlon A. Pereira1, Heloísa H. C. Pereira1,
Suzy F. L. Nogueira2
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. 2011
Aceito em 27 set. 2011
1
Instituto de Estudos Avançados – IEAv
Faculdade de Tecnologia São Francisco – FATESF
[email protected]
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1 INTRODUÇÃO
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.
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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
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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 
(
(1)
Em que:

r = ponto onde a dose de radiação gama é calculada,

r  = ponto onde a fonte de radiação gama se localiza,
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.
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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)
3173,4
3527 ± 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.
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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
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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, 2009.
Rio de Janeiro, RJ. Anais... Rio de Janeiro:ABEN, 2009.
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,
2008.
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, 2008.
SHULTIS, J. K. e FAW, R. E., Radiation Shielding. American Nuclear Society Inc., 2000,
ISBN 0-89448-456-7.
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,
1954.
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: http://epicws.epm.ornl.gov/codes/ccc/ccc6/ccc-645.html e
http://www.nea.fr/databank/. Acessados em: 25 set. 2009 e 10 ago. 2010, respectivamente.
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