Este trabalho descreve a modelagem computacional de dispersão atmosférica decorrente de acidente radiológico hipotético em reator modular de pequeno porte (SMR), cuja potência é de 16 MWe (50 MWt). Utilizou-se o software SCALE para modelar o núcleo com três regiões de enriquecimento do combustível, a 4%, 5% e 20%, e obter atividades dos radionuclídeos oriundos de reações nucleares durante o burnup, após 2 anos de operação. Foi escolhida uma localidade de interior para instalação do SMR, onde informações sobre condições meteorológicas foram coletadas para identificação da classe de estabilidade atmosférica predominante. Dentre os radionuclídeos do inventário, considerou-se a contribuição do Cs-137 para simulação, usando-se o código HotSpot, da concentração e das doses totais efetivas (TEDE) recebidas, ambas em função da distância do evento. Os resultados sugerem que a TEDE máxima calculada foi de 3,6 Sv, a 34 m do reator, diminuindo com o tempo e distância, e seguindo o modelo Gaussiano de dispersão, e que a pluma de contaminação é dependente dos critérios de Pasquill-Gifford e da atividade do Cs-137. Para doses entre 1 mSv e 10 mSv e entre 10 mSv e 50 mSv, sugere-se a abrigagem da população nas construções existentes na localidade, e para valores acima de 50 mSv, a abrigagem nessas condições ou a evacuação do pessoal das proximidades do reator em movimento contrário ao de propagação da pluma. A relevância dessa investigação mostra a importância do planejamento de respostas em situação de emergência e a influência das condições meteorológicas, considerando-se os dados assumidos na
A importância da proteção contra radiação ionizante está aumentando em paralelo com a evolução da medicina nuclear. O emprego de radiações na área da saúde inclui seções de diagnóstico e de radioterapia – desde que a sala de tratamento receba um nível de radiação que não seja deletério. Este trabalho ilustrará a eficácia do concreto como material de blindagem (ou barreira), para atenuação de raios gama monoenergéticos. Diante disso, foram traçadas as curvas da atenuação exponencial, do fator de crescimento (Buildup) e do fator de transmissão para diferentes energias do raio gama e espessuras do concreto. Obteve-se uma comparação entre métodos da Engenharia Nuclear para determinação dos fatores de Buildup – isto é, foi mostrado que ao calcular o fator de Buildup por Taylor, conseguem-se resultados próximos ao se utilizar o fator de Buildup de Berger. Diante deste contexto, o presente artigo tem como questão norteadora: Como o Engenheiro Civil pode projetar barreiras de proteção sabendo dos potenciais riscos de radiação, mantendo a segurança necessária? O objetivo geral é determinar os fatores de transmissão, em função da atenuação exponencial e do fator de Buildup, da radiação eletromagnética em blindagens de concreto, pois dessa maneira obtém-se uma equação de linha de tendência que possibilita ao engenheiro projetista determinar a espessura da barreira que assegure a devida proteção radiológica. Para o desenvolvimento deste estudo foi necessária uma pesquisa exploratória, através de revisão bibliográfica. Como houve a análise das informações obtidas, elucida-se uma pesquisa de forma qualitativa e quantitativa. Como conclusão deste estudo elaborou-se curvas dos fatores de transmissão de raios gamas em várias espessuras de concreto. Constatou-se que esses fatores de transmissão dependem da energia do raio gama e da espessura de concreto empregada. Finalmente, enfatiza-se a importância para o Engenheiro Civil obter os devidos conhecimentos técnicos ao se deparar com este tipo de projeto.
For designing a shielding, it is necessary, mainly, to determine or have access to the following parameters: transmission factors of the material used and type of radiation to be shielded. Cylindrical test specimens with different thicknesses were developed for experimentally obtaining the material transmission factor for shielding calculation. The cylindrical test specimens were made considering the geometric characteristics of the detector, the ease of production and the energy of 0.511 MeV from the 18 F-FDG decay. A type of concrete widely used in Brazil was used in the preparation of the cylindrical test specimens.
This study analyses the ambient dose equivalent around transmission full-body scanners used in Brazilian prisons and airports. In order to achieve this goal, three transmission full-body scanners of the same model assembled by a Brazilian manufacturer were evaluated. Ambient dose equivalent rates were measured at several positions around these screening devices with the help of an ionisation chamber made by Ludlum, model 9DP. These systems consist of an X-ray generator with three distinct modes of operation, each with a unique value for maximum energy (100, 150 and 160 keV) and current (0.4, 0.5 and 0.9 mA). Results show the integrated dose per scan at each of the measurement positions considered, presenting values for ambient dose equivalent with and without an individual being scanned, in order to take into account the scattering due to the presence of a human body.
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