Estudo de blindagem radiológica visando a implantação de um obturador do feixe de neutrons no canal de irradiação J-9 do reator argonauta do instituto de engenharia nuclear-ein cnen

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MINISTÉRIO DA DEFESA 
EXÉRCITO BRASILEIRO 
DEPARTAMENTO DE CIÊNCIA E TECNOLOGIA 
INSTITUTO MILITAR DE ENGENHARIA 
CURSO DE MESTRADO EM ENGENHARIA NUCLEAR 
 
 
 
 
 
LARISSA ROCHA PITTA XAVIER 
 
 
 
 
 
ESTUDO DE BLINDAGEM RADIOLÓGICA VISANDO A 
IMPLANTAÇÃO DE UM OBTURADOR DO FEIXE DE NÊUTRONS NO 
CANAL DE IRRADIAÇÃO J-9 DO REATOR ARGONAUTA DO 
INSTITUTO DE ENGENHARIA NUCLEAR – IEN/CNEN 
 
 
 
 
 
 
Rio de Janeiro 
2018
INSTITUTO MILITAR DE ENGENHARIA 
 
 
LARISSA ROCHA PITTA XAVIER 
 
 
ESTUDO DE BLINDAGEM RADIOLÓGICA VISANDO A 
IMPLANTAÇÃO DE UM OBTURADOR DO FEIXE DE NÊUTRONS NO 
CANAL DE IRRADIAÇÃO J-9 DO REATOR ARGONAUTA DO 
INSTITUTO DE ENGENHARIA NUCLEAR – IEN/CNEN 
 
Dissertação de Mestrado apresentada ao Curso de Mestrado em 
Engenharia Nuclear do Instituto Militar de Engenharia, como 
requisito parcial para a obtenção do título de Mestre em 
Ciências em Engenharia Nuclear. 
 
Orientadores: Domingos D’Oliveira Cardoso - D.Sc. 
 Francisco José de Oliveira Ferreira - D.Sc. 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
Rio de Janeiro 
2018
2 
 
c2018 
INSTITUTO MILITAR DE ENGENHARIA 
Praça General Tibúrcio, 80 – Praia Vermelha 
Rio de Janeiro – RJ CEP: 22290-270 
 
 
Este exemplar é de propriedade do Instituto Militar de Engenharia, que poderá incluí-lo em 
base de dados, armazenar em computador, microfilmar ou adotar qualquer forma de 
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É permitida a menção, reprodução parcial ou integral e a transmissão entre bibliotecas deste 
trabalho, sem modificação de seu texto, em qualquer meio que esteja ou venha a ser fixado, 
para pesquisa acadêmica, comentários e citações, desde que sem finalidade comercial e que 
seja feita a referência bibliográfica completa. 
 
Os conceitos expressos neste trabalho são de responsabilidade do(s) autor(es) e do(s) 
orientador(es). 
 
 
 
621.48 
 
Xavier, Larissa Rocha Pitta Xavier 
X3 Estudo de blindagem radiológica visando a implantação de um 
obturador do feixe de nêutrons no canal de irradiação J-9 do reator 
argonauta do Instituto de Engenharia Nuclear – IEN/CNEN / Larissa 
Rocha Pitta Xavier; orientada por Domingos D’Oliveira Cardoso; 
Francisco José de Oliveira Ferreira – Rio de Janeiro: Instituto Militar de 
Engenharia, 2018. 
 
 82p.: il. 
 
 Dissertação (Mestrado) – Instituto Militar de Engenharia, Rio de 
Janeiro, 2018. 
 
 
1. Curso de Engenharia Nuclear – teses e dissertações. 2. Radioproteção. 
3. Reator argonauta. I. Cardoso, Domingos D’Oliveira. II. Ferreira, 
Francisco José de Oliveira. III. Instituto Militar de Engenharia. 
 
 
3 
 
INSTITUTO MILITAR DE ENGENHARIA 
 
LARISSA ROCHA PITTA XAVIER 
 
ESTUDO DE BLINDAGEM RADIOLÓGICA VISANDO A 
IMPLANTAÇÃO DE UM OBTURADOR DO FEIXE DE NÊUTRONS NO 
CANAL DE IRRADIAÇÃO J-9 DO REATOR ARGONAUTA DO 
INSTITUTO DE ENGENHARIA NUCLEAR – IEN/CNEN 
 
Dissertação de Mestrado apresentada ao Curso de Mestrado em Engenharia Nuclear do 
Instituto Militar de Engenharia, como requisito parcial para a obtenção do título de Mestre em 
Ciências em Engenharia Nuclear. 
Orientadores: Prof. Domingos D’Oliveira Cardoso - D.Sc. 
 Prof. Francisco José de Oliveira Ferreira - D.Sc. 
 
Aprovada em 08 de Maio de 2018 à seguinte Banca Examinadora: 
 
 
Prof. Domingos D’Oliveira Cardoso - D.Sc. do IME - Presidente 
 
 
Prof. Francisco José de Oliveira Ferreira - D.Sc. do IEN 
 
 
 Prof. Dante Luiz Voi - D.Sc. do IEN 
 
 
Prof. Ademir Xavier Da Silva - D.Sc. do PEN - COPPE/UFRJ 
 
 
 Prof. Sérgio Gavazza - Ph.D. do IME 
 
 
Prof. Rudnei Karam Morales - M.Sc. do IME 
 
 
 
 
 
Rio de Janeiro 
2018 
 
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Dedico este trabalho ao meu pai Roberto, 
Minha fonte de amor, inspiração e orgulho. 
 
 
 
 
5 
 
AGRADECIMENTOS 
 
 
Aos meus pais Roberto e Adelia, pelos exemplos de vida, dedicação incansável, suporte 
espiritual e material, sem os quais eu nada teria alcançado na vida; 
Aos meus avós Aloysio, Dinea (in memoriam) e Iracema, que sempre confiaram em mim, 
e me sustentaram na fé, no amor e no exemplo; 
Ao meu companheiro da vida, Gustavo, que sempre esteve ao meu lado e torna minha 
experiência de vida muito mais leve e prazerosa; 
Aos meus orientadores Domingos D’Oliveira Cardoso e Francisco José de Oliveira 
Ferreira que me acolheram com carinho e amizade, me serviram com muitos ensinamentos e 
orientações, e que também foram meu apoio e força durante todo este trabalho; 
Ao Exército Brasileiro, ao Instituto Militar de Engenharia, e a Seção de Engenharia 
Nuclear, principalmente ao professor Ten Cel. Fiel e Mj. Fontes pela oportunidade, pelo 
conhecimento e pela confiança ofertada; 
Aos nobres professores da SE/7: Cel R1 Cláudio Oliveira, Cel R1 Rudnei Karam 
Morales, Dr. Rex Nazaré Alves, Cel R1 Sérgio Gavazza, e Dr. Sérgio de Oliveira Vellozo 
pelos ensinamentos, paciência e disponibilidade ao longo deste curso; 
Ao Ten. De Andrade, Sgt Rebello, Cb Alves e a toda a equipe da SE/7, pela amizade e 
transparência e pelas dicas e auxílios no que tange às questões administrativas relacionadas ao 
curso; 
À Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) e principalmente à Dra. Lilia 
Crissiuma Palhares pelo apoio e por tornar esse sonho possível; 
Aos queridos colegas da Coordenação de Salvaguardas da CNEN, Robson Ramos, Luiz 
Mello, José Guimarães, Vitório Nunes, Paulo Moitta e Vera Lima pela amizade e incentivos 
recebidos em fases deste trabalho; 
Ao Instituto de Engenharia Nuclear (IEN) que disponibilizou as instalações do reator 
Argonauta e a todo o time do Argonauta, especialmente ao Rogerio Chaffin, João Carlos 
Pereira, André Luis Barbosa, João Alberto Gadelha e Flavio Porto, que me deu apoio técnico; 
Às novas amizades que fiz no Mestrado, me acolheram e fizeram essa fase ser mais leve e 
bem humorada; 
A todos, minha sincera gratidão. 
 
6 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
“Se cheguei até aqui foi porque me apoiei no 
ombro dos gigantes.” 
 
Isaac Newton 
7 
 
SUMÁRIO 
 
 
LISTA DE ILUSTRAÇÕES .................................................................................................. 10 
LISTA DE TABELAS ............................................................................................................ 12 
LISTA DE ABREVIATURAS E SÍMBOLOS .................................................................... 13 
LISTA DE SIGLAS ................................................................................................................ 14 
 
1 INTRODUÇÃO .................................................................................................... 17 
1.1 O Reator Argonauta ............................................................................................... 19 
1.2 Motivação ............................................................................................................... 21 
1.3 Objetivo .................................................................................................................. 21 
1.4 Justificativa ............................................................................................................. 22 
 
2 REVISÃO BIBLIOGRÁFICA ............................................................................ 23 
 
3 FUNDAMENTOS TEÓRICOS .......................................................................... 27 
3.1 Interação do nêutron com a matéria ....................................................................... 27 
3.2 Fontes de nêutrons .................................................................................................. 29 
3.2.1 Aceleradores ........................................................................................................... 29 
3.2.2 Fontes isotópicas ...................................................................................................29 
3.2.3 Reatores .................................................................................................................. 30 
3.3 Detecção de nêutrons ............................................................................................. 31 
3.3.1 Detector proporcional a gás .................................................................................... 34 
3.4 O detector proporcional BF3 .................................................................................. 36 
3.4.1 Funcionamento BF3 ................................................................................................ 37 
3.4.2 O espectro de altura de pulsos do BF3 e o Efeito parede ....................................... 37 
3.4.3 O espectro de altura de pulsos do BF3 para um feixe colimado ............................. 38 
3.4.4 Sistema de medidas ............................................................................................... 39 
3.5 Blindagem para nêutrons ........................................................................................ 40 
3.6 Noções de Proteção Radiológica ............................................................................ 44 
3.6.1 Conceito de Proteção Radiológica ......................................................................... 44 
3.6.2 Conceito de Segurança Radiológica ....................................................................... 45 
8 
 
3.6.3 Princípios de Proteção Radiológica ........................................................................ 46 
3.6.4 Cuidados de Proteção Radiológica ......................................................................... 48 
3.7 O Reator Argonauta ............................................................................................... 49 
3.7.1 Descrição geral ....................................................................................................... 50 
3.7.2 Região do combustível .......................................................................................... 54 
3.7.3 O elemento combustível ......................................................................................... 54 
3.7.4 Coluna térmica externa .......................................................................................... 55 
3.7.5 Canais de irradiação ............................................................................................... 55 
3.7.6 Canal de irradiação J-9 ........................................................................................... 55 
3.7.7 Blindagem .............................................................................................................. 58 
3.7.8 Operação do reator ................................................................................................ 60 
3.7.9 Controle e segurança do reator ............................................................................... 61 
3.7.10 Radioproteção durante a operação do reator .......................................................... 63 
3.7.11 Aplicações com o reator ......................................................................................... 64 
 
4 METODOLOGIA ................................................................................................ 67 
 
5 APRESENTAÇÃO E ANÁLISE DOS RESULTADOS ................................... 71 
 
6 CONCLUSÕES .................................................................................................... 81 
6.1 Conclusões ............................................................................................................. 81 
6.2 Sugestões para trabalhos futuros ............................................................................ 81 
 
 
7 REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS . ............................................................. 83 
 
9 
 
LISTA DE ILUSTRAÇÕES 
 
 
FIG. 3.1 Reator Argonauta – IEN/CNEN [18] .................................................................... 20 
FIG. 3.2 Seção de choque de alguns moderadores em função da energa do nêutron incidente 
[20] ........................................................................................................................ 32 
FIG. 3.3 Esquema de funcionamento de um detector a gás [6] ........................................... 34 
FIG. 3.4 Regiões de operações para detectores à gás [30] ................................................... 35 
FIG. 3.5 Formação do pulso, em um detector BF3, pelos nêutrons [14] .............................. 37 
FIG. 3.6 Espectro de altura de pulsos do BF3 e Efeito parede [14] ...................................... 38 
FIG. 3.7 Espectro de altura de pulsos do BF3 para feixe colimado ...................................... 39 
FIG. 3.8 Sistema de medidas .............................................................................................. 39 
FIG. 3.9 Coeficientes de atenuação em massa para nêutrons térmicos e RX (100 keV) de 
alguns materiais [29] .............................................................................................. 44 
FIG. 3.10 Perspectiva em corte do reator Argonauta [1] ........................................................ 53 
FIG. 3.11 Os diferentes colimadores de grafita [1] ............................................................... 57 
FIG. 3.12 Arranjo colimador-moderador no J-9 para obtenção de neutrongrafias e 
tomografias [18] ..................................................................................................... 58 
FIG. 3.13: Corte do reator observando a blindagem de concreto e o tanque d’água 
[18]......................................................................................................................... 60 
FIG. 3.14 Mesa e painéis de controle do reator Argonauta ................................................... 61 
FIG. 3.15 Barras de controle (1-6) do reator Argonauta [1] ................................................... 62 
FIG. 3.16 Sistema tomográfico para obtenção de imagens de pequenos objetos instalado na 
saída do canal J-9[18] ............................................................................................. 65 
FIG. 4.1 Sistema experimental montado .............................................................................. 67 
FIG. 4.2 Alinhamento do espectrômetro com o fluxo de irradiação do canal J-9 ................ 69 
FIG. 5.1 Contagem média de nêutrons por grau, no fluxo direto do canal J-9 ..................... 72 
FIG. 5.2 Estruturas montadas para o experimento, com as diversas blidangens.................. 73 
FIG. 5.3 Espectro de altura de pulsos do BF3 sob irradiação do canal J-9 .......................... 74 
FIG. 5.4 Fluxo direto versus Fluxo transmitido pela Parafina ............................................. 76 
FIG. 5.5 Fluxo direto versus Fluxo transmitido pelo Parafina borada ................................. 76 
FIG. 5.6 Fluxo direto versus Fluxo transmitido pelo Cádmio .............................................. 76 
FIG. 5.7 Fluxo direto versus Fluxo transmitido pelo Gadolínio ........................................... 76 
10 
 
FIG. 5.8 Fluxo direto versus Fluxo transmitido pelo Concreto ............................................ 77 
FIG. 5.9 Fluxo direto versus Fluxo transmitido pelo Porta amostra com água .................... 77 
FIG. 5.10 Fluxo direto versus Fluxo transmitido pelo Porta amostra sem água .................... 77 
FIG. 5.11 Fluxo direto versus Fluxo transmitido pelo Aço inoxidável .................................. 78 
FIG. 5.12 Fluxo direto versus Fluxo transmitido pelo Grafite ............................................... 78 
FIG. 5.13 Fluxo direto versus Fluxo transmitido pelo Ferro .................................................. 78 
FIG. 5.14 Fluxo direto versus Fluxo transmitido pelo Porta amostra de Baquelite .............. 79 
FIG. 5.15 Fluxo diretoversus Fluxo transmitido pelo Chumbo ............................................ 79 
FIG. 5.16 Fluxo direto versus Fluxo transmitido pelo Alumínio ........................................... 79 
 
 
 
 
 
11 
 
LISTA DE TABELAS 
 
 
TABELA 3.1 Classificação dos nêutrons em função da energia [13]..................................... 28 
TABELA 3.2 Fontes Radioisotópicas de Nêutrons [22] ......................................................... 30 
TABELA 3.3 Limites primários anuais de dose efetiva [7] .................................................... 47 
TABELA 3.4 Características do fluxo de nêutrons na saída do canal J-9 [13] ....................... 58 
TABELA 4.1 Especificação da instrumentação utilizada ....................................................... 68 
TABELA 4.2 Parâmetros operacionais do sistema de medidas .............................................. 68 
TABELA 4.3 Características dos materiais que serviram como blindagem para o fluxo de 
nêutrons do canal de irradiação J-9 [31]................................................................ 70 
TABELA 5.1 Contagem média de nêutrons por grau ............................................................. 71 
TABELA 5.2 Média de contagens e desvio padrão para os diferentes materiais ................... 75 
TABELA 5.3 Transmissão dos diferentes materiais ................................................................ 80 
 
12 
 
LISTA DE ABREVIATURAS E SÍMBOLOS 
 
ABREVIATURAS 
 
ALARA - As Low As Reasonably Achievable 
BNCT - Técnica por Captura Nêutronica pelo Boro 
ENDF - Evaluated Nuclear Data File 
IOE - Indivíduo Ocupacionalmente Exposto 
MCNP - Monte Carlo N-Particle 
MCNPX - Monte Carlo N-Particle Extended 
ROI - Region Of Interest 
RX - Raio X 
P&D - Pesquisa & Desenvolvimento 
 
SÍMBOLOS 
 
cosᵠ - Ângulo de espalhamento no sistema de centro de massa 
E - Energia final 
E0 - Energia inicial 
x - Espessura do material 
I - Intensidade do feixe após passar pelo material 
I0 - Intensidade do feixe incidente 
A - Número de massa do material 
Pm - Poder de moderação 
L/D - Razão de colimação 
Rm - Razão de moderação 
Σ - Seção de choque macroscópica total 
Σa - Seção de choque macroscópica para absorção 
Σs - Seção de choque macroscópica para espalhamento 
ξ - “Slowing down” 
v - Velocidade 
Z - Número atômico 
13 
 
LISTA DE SIGLAS 
 
 
CNEN Comissão Nacional de Energia Nuclear 
ENIAC Electronic Numerical Integrator and Computer 
FINEP Financiadora de Estudos e Projetos 
IAEA International Atomic Energy Agency 
ICRP International Commission on Radiological Protection 
IEN Instituto de Engenharia Nuclear 
IPEN Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares 
ONU Organização das Nações Unidas 
UFMG Universidade Federal de Minas Gerais 
UNSCEAR United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic 
Radiation 
 
 
14 
 
RESUMO 
 
 
O Argonauta, único reator nuclear de pesquisa instalado no Rio de Janeiro, localizado no 
Instituto de Engenharia Nuclear (IEN), atende regularmente uma rede de usuários voltados 
para área de pesquisa e desenvolvimento, disponibilizando ainda sua infraestrutura para aulas 
experimentais e trabalhos de conclusão de curso. Devido a uma demanda crescente 
relacionada a ensaios não destrutivos com nêutrons térmicos e produção de radioisótopos, há 
uma busca por novos procedimentos e/ou dispositivos que otimizem os procedimentos de 
radioproteção de forma a minimizar a exposição dos usuários à nêutrons. 
A implementação de mecanismos que permitam o acesso aos canais de irradiação sem 
que o reator seja desligado e uma configuração de blindagem que limite as doses ocupacionais 
otimizarão os procedimentos operacionais do reator. Para alcançar isto, o presente trabalho 
sugere o estabelecimento de um obturador para o feixe de nêutrons emergente do canal de 
irradiação J-9 do reator Argonauta do IEN. 
Foram feitas medidas experimentais no próprio canal de irradiação do reator, utilizando 
um sistema de detecção de nêutrons baseado no detector BF3, o qual está acoplado a um 
espectrômetro. Em um primeiro momento realizou-se o alinhamento do feixe de nêutrons ao 
espectrômetro afim de obter a maior intensidade do fluxo direto de nêutrons. Em seguida, 
utilizaram-se diferentes materiais como blindagens, visando à atenuação deste feixe. 
Diante dos resultados obtidos e levando em consideração o custo, manuseio e 
disponibilidade, recomenda-se a utilização dos materiais hidrogenados, que poderia ser a 
parafina, a água ou o concreto. 
 
Palavras chaves: Radioproteção, Blindagem radiológica, Reator Argonauta, Fluxo de 
nêutrons, Blindagem de nêutrons. 
 
15 
 
ABSTRACT 
 
 
Argonauta, the only nuclear research reactor situated in Rio de Janeiro, located at the 
Institute of Nuclear Engineering (IEN), regularly serves a network of users focused on 
research and development, and also provides its infrastructure for experimental classes and 
completion work course. Due to increasing demand for non-destructive thermal neutron 
assays and radioisotope production, there is a search for new procedures and/or devices that 
optimize radioprotection procedures in order to minimize users' exposure to neutrons. 
The implementation of mechanisms that allow access to the irradiation channels without 
the reactor being turned off and with a shielding configuration that limits the occupational 
doses will optimize the operational procedures of the reactor. In order to achieve this, the 
present work suggests the establishment of a neutron beam shutter of the J-9 irradiation 
channel of the IEN’s Argonauta reactor. 
Experimental measurements were made in the irradiation channel of the reactor using a 
neutron detection system based on the BF3 detector, which is coupled to a spectrometer. At 
first, the neutron beam was aligned to the spectrometer in order to obtain the highest direct 
neutron flux intensity. Then, different materials were used as shields, aiming the attenuation 
of this beam. 
Considering the results obtained and taking into consideration the cost, handling and 
availability, it is recommended to use the hydrogenated materials, which could be paraffin, 
water or concrete. 
 
Keywords: Radioprotection, Radiological shielding, Argonauta reactor, Neutron beam, 
Neutron beam shutter. 
 
 
16 
 
1 INTRODUÇÃO 
 
 
 
A radioatividade e as radiações ionizantes não são percebidas naturalmente pelos órgãos 
dos sentidos do ser humano, diferindo-se da luz e do calor. Talvez seja por isso que a 
humanidade não conhecia sua existência e nem seu poder de dano até os últimos anos do 
século XIX. 
O pesquisador alemão Wilhelm Conrad Roentgen, em 1895, descobriu os raios X. Estes 
atravessavam o corpo humano, provocavam fluorescência em determinadas substâncias e 
impressionavam chapas fotográficas. Eles permitiam obter imagens do interior do corpo. Sua 
aplicação foi rápida, logo no ano seguinte, 1896, foi instalada a primeira unidade de 
radiografia diagnóstica nos Estados Unidos. 
Naquele mesmo ano, Antoine Henri Becquerel anunciou que um sal de urânio com que 
ele fazia seus experimentos emitia radiações espontaneamente. Mais tarde, mostrou que essas 
radiações apresentavam características semelhantes às dos raios X, isto é, atravessavam 
materiais opacos, causavam fluorescência e impressionavam chapas fotográficas. 
As pesquisas e as descobertas prosseguiram. O casal Pierre e Marie Curie foi responsável 
pela descoberta e isolamento dos elementos químicos naturalmente radioativos - o Polônio e o 
Rádio [15]. 
As idéias a respeito da constituição da matéria e dos átomos foram sendo elucidadas 
pelos estudos e experimentos que se seguiram às descobertas da radioatividade e das 
interações das radiações com a matéria. Os conhecimentos obtidos por muitos pesquisadores e 
cientistas contribuíram para o desenvolvimentoda física atômica e nuclear, mecânica quântica 
e ondulatória [23]. 
Pode-se citar Ernest Rutherford, Niels Bohr, Max Planck, Louis de Broglie, Albert 
Einstein, Enrico Fermi entre outros. 
Em 1939 já se sabia que o átomo podia ser rompido e que uma grande quantidade de 
energia era liberada na ruptura, ou seja, na fissão do átomo. Essa energia foi designada como 
"energia atômica" e mais tarde como "energia nuclear". Com estes conhecimentos científicos 
foi possível a construção de reatores nucleares e explosivos nucleares [16]. 
Lamentavelmente, ao final dos anos 30 e início dos anos 40, em vista da situação 
mundial, muitos países estavam envolvidos na 2ª Guerra Mundial. A busca da hegemonia 
17 
 
nuclear levou à construção da bomba atômica. Em 1945, a humanidade tomou conhecimento 
do poder destruidor das bombas atômicas lançadas nas cidades de Hiroshima e Nagasaki. O 
efeito das bombas não se restringiu à explosão propriamente dita e ao calor gerado por ela, 
mas também muitas pessoas atingidas morreram posteriormente pelos efeitos causados pelas 
radiações ionizantes [26]. 
Com o término da 2ª Guerra Mundial, houve uma preocupação na aplicação da energia 
proveniente do núcleo do átomo em benefício da humanidade. As alternativas eram a 
construção de usinas elétricas e a aplicação de materiais radioativos para melhorar as 
condições de vida da população. 
A história do desenvolvimento da energia nuclear foi acompanhada também por outros 
acontecimentos desagradáveis, além das explosões de Hiroshima e Nagasaki. Esses 
acontecimentos ocorreram quando não se tinha ainda o entendimento adequado sobre os 
efeitos biológicos das radiações ionizantes. Muitos radiologistas morreram ao redor de 1922 
em consequência dos danos causados pelas radiações. 
Operárias que trabalhavam pintando painéis e ponteiros luminosos de relógio em New 
Jersey, entre 1917 e 1924, apresentaram lesões nos ossos e muitas delas morreram. Essas 
lesões foram provocadas pelas radiações emitidas pelos sais de Rádio, ingeridos pelas 
operárias, durante o seu trabalho [23]. 
Estes fatos despertaram a atenção da comunidade científica e fez com que fosse criado 
um novo ramo da ciência, a proteção radiológica, com a finalidade de proteger os indivíduos, 
regulamentando e limitando o uso das radiações em condições aceitáveis. 
Em 1928, foi estabelecida uma comissão de peritos em proteção radiológica para sugerir 
limites de dose e outros procedimentos de trabalho seguro com radiações ionizantes. Esta 
comissão, a ICRP – International Commission on Radiological Protection, ainda continua 
como um órgão científico que elabora recomendações sobre a utilização segura de materiais 
radioativos e de radiações ionizantes. 
Posteriormente, outros grupos foram criados, com o objetivo de aprofundar os estudos 
neste campo. Como exemplos têm-se o UNSCEAR - United Nations Scientific Committee on 
the Effects of Atomic Radiation – criado em Assembléia Geral da ONU em 1955 e a IAEA – 
International Atomic Energy Agency – fundada em 1957 como órgão oficial da ONU, com 
sede em Viena. A IAEA promove a utilização pacífica da energia nuclear pelos países 
membros e tem publicado padrões de segurança e normas para manuseio seguro de materiais 
radioativos, transporte e monitoração ambiental. No Brasil, a utilização das radiações 
18 
 
ionizantes e dos materiais radioativos e nucleares é regulamentada pela Comissão Nacional de 
Energia Nuclear – CNEN [30]. 
Atualmente, a sociedade continua utilizando os materiais radioativos e a energia nuclear 
nas mais diversas áreas do conhecimento, porém com a consciência que para trabalhar com 
radiações ionizantes e com materiais radioativos, são necessários conhecimento e 
responsabilidade. 
Este trabalho é motivado, exatamente, pela preocupação com aspectos relacionados à 
radioproteção, com intuito de desenvolver procedimentos ou dispositivos que buscam 
minimizar a exposição dos indivíduos, alunos e pesquisadores que utilizam o reator 
Argonauta para suas formações acadêmicas, mas principalmente os IOEs que rotineiramente 
manipulam os arranjos experimentais instalados na saída do J-9, principal canal de extração 
do feixe de nêutrons no reator Argonauta. 
 
 
1.1 O REATOR ARGONAUTA 
 
 
O reator Argonauta (Figura 3.1) é um reator nuclear de baixa potência, sendo o único 
reator de pesquisa no Rio de Janeiro, instalado no Instituto de Energia Nuclear – IEN – da 
Comissão Nacional de Energia Nuclear – CNEN, localizado no campus da UFRJ na Cidade 
Universitária. 
O Reator Argonauta foi projetado no Argonne National Laboratory, originando o nome 
Argonauta da combinação do nome do Laboratório com as iniciais de “Nuclear Assembly for 
University – Trainning”. A empresa CBV Ltda através de contrato com a CNEN, em julho de 
1960, construiu o reator modificando e adaptando o projeto original a fim de possibilitar o uso 
dos componentes existentes no mercado brasileiro. O reator só foi montado no IEN a partir de 
1964, ficando crítico aos 20 de fevereiro de 1965 [24]. 
O reator utiliza urânio enriquecido a 20% do isótopo 235U (doado pelos Estados Unidos), 
moderado a água e tendo como refletor grafita nuclearmente pura, de origem francesa. Os 
elementos combustíveis foram fabricados em São Paulo, pelo Instituto de Pesquisas 
Energéticas e Nucleares – IPEN. 
19 
 
O Argonauta possui um núcleo com geometria bem flexível de disposição dos elementos 
combustíveis no anel e foi projetado para operar a baixa potência permitindo, portanto, fácil 
acesso para realização de experiências. 
Este reator destina-se a treinamento e pesquisa, em Física de Reatores e Física Nuclear 
Aplicada, visando especialização em ciência e tecnologia nuclear. Atualmente, entre as 
principais linhas de pesquisas estão ensaios não destrutivos com nêutrons térmicos nas áreas 
de biologia, indústria, meio ambiente e segurança pública nacional. Também são produzidos 
radioisótopos (Mn-56, La-140, Se-75 e Br-82) para serem utilizados como traçadores em 
pesquisas nas áreas do meio ambiente e indústria [18]. 
Cabe ressaltar que, nesse tipo de reator, a segurança é a principal característica. Devido a 
isto, este trabalho busca encontrar uma solução que vise a otimização da proteção radiológica, 
implementando novos dispositivos junto ao reator. 
 
 
FIGURA 3.1: Reator Argonauta – IEN/CNEN [18]. 
 
 
 
 
 
 
20 
 
1.2 MOTIVAÇÃO 
 
 
O Reator Argonauta apresenta entre as áreas de aplicação mais importantes os ensaios 
não destrutivos com nêutrons térmicos, os quais abrangem as áreas de biologia, indústria, 
meio ambiente e segurança pública nacional. Além disso, há a produção de radioisótopos 
(Mn-56, La-140, Se-75 e Br-82) com a finalidade de aplicá-los como radiotraçadores em 
pesquisas envolvendo o meio ambiente e a indústria. Também colabora com universidades e 
instituições de pesquisa, sendo utilizado na formação de alunos de graduação ao doutorado 
[18]. 
O Argonauta atende regularmente uma média de 50 alunos/ano de cursos de instituições 
de ensino do Rio de janeiro, através da disponibilização de sua infraestrutura para aulas 
experimentais e trabalhos de conclusão de curso. Existe uma demanda crescente relacionada à 
prestação de serviços com o reator. 
Além disso, recentemente o Argonauta foi contemplado com um projeto multiusuário da 
FINEP cujos recursos serão aplicados em adequação e modernização de suas instalações, 
visando um incremento de suas atividades, o que certamente irá atrair mais usuários. 
O iminente aumento de usuários implicará na adoção de medidas de radioproteção mais 
eficazes, com isso, a instalação de um obturador do feixe no canal de irradiação J-9 será um 
fator importante para a segurança radiológica dos usuários, minimizando a exposição crônica 
dos indivíduos ocupacionalmente expostos e demais usuários do reator. 
Ademais, este é o primeiro trabalho desenvolvido no âmbito decooperação IEN/IME, 
dentro da filosofia do Projeto Multiusuário. 
 
 
1.3 OBJETIVO 
 
 
Este trabalho tem como objetivo sugerir, através de medidas experimentais, uma 
configuração de blindagem radiológica capaz de atuar como obturador do feixe de nêutrons 
emergente do canal de irradiação J-9 do reator Argonauta do IEN e, por conseguinte otimizar 
os procedimentos de radioproteção aplicados aos IOEs e demais pesquisadores que o utilizam. 
 
21 
 
1.4 JUSTIFICATIVA 
 
 
A preocupação com aspectos relacionados à radioproteção dos IOEs é uma prática 
corrente da equipe responsável pela operação do Argonauta. A adoção de novos 
procedimentos ou dispositivos que visam diminuir a exposição às radiações geradas no reator 
é uma busca constante, e com o eminente aumento de usuários será necessário adoção de 
medidas de radioproteção mais eficazes. 
Também sob o ponto de vista operacional permitirá o acesso aos arranjos experimentais 
sem que o reator seja desligado, como ocorre hoje, dessa forma, permitindo o aprimoramento 
e a expansão das atividades de pesquisa junto ao reator, na medida em que tornará possível a 
implantação de novos dispositivos e técnicas experimentais. 
Considerando que o J-9 é o principal canal de extração dessas radiações o estudo de uma 
blindagem radiológica que possa funcionar como uma espécie de obturador é de fundamental 
importância para permitir a ampliação da utilização do reator. 
 
 
22 
 
2 REVISÃO BIBLIOGRÁFICA 
 
 
 
A finalidade desta revisão da literatura é mostrar o acervo já publicado que serviu de base 
de referência ao desenvolvimento deste trabalho. O tema e os principais resultados de cada 
trabalho consultado são descritos de forma sucinta. 
Em 1989, BAHETE, VANGANI e KUMAR apresentaram um trabalho que continha 
desenvolvimento de técnicas de otimização de parâmetros como: espessura de moderador, 
razão L/D, blindagem e outros, para sistemas neutrongráficos utilizando fontes isotópicas. 
Para diminuir o tempo de exposição ao feixe de nêutrons, devido à baixa intensidade das 
fontes, sugeriram a utilização de filmes pré-expostos. 
Em 1990, VOI em sua tese de doutorado, a fim de determinar a estrutura e a dinâmica 
molecular de amostras de baquelites calcinadas, estudou e determinou as seções de choque 
por medidas de transmissão e de espalhamento de nêutrons. As medidas de transmissão, com 
uma aproximação para compostos moleculares desenvolvida neste trabalho forneceram 
valores de seções de choque totais que difeririam menos que 5% das existentes na literatura. 
Posteriormente, prováveis fórmulas moleculares para a baquelite foram estimadas através de 
correlações das medidas de seções de choque com informações fornecidas por espectroscopia 
de infravermelho, análise elementar e outras técnicas. Com os espectros de frequências 
obtidos e os resultados fornecidos por todas as técnicas utilizadas foi possível estabelecer um 
modelo estrutural similar ao de hidrocarbonetos aromáticos policíclicos para a baquelite 
calcinada. 
CRISPIM (1993), em sua tese de doutorado, entitulada “Desenvolvimento de Ensaios 
Não destrutivos com Neutrongrafias”, concentrou-se na instalação de um sistema 
tomográfico, no canal de irradiação J-9 do reator Argonauta do IEN/CNEN, com o objetivo 
de detectar e localizar corrosões ocultas em ligas de alumínio AA 7075. Vários IQ’s 
(Indicadores de Qualidade) recomendados pela ASTM E 545 foram construídos, com o 
objetivo de caracterizar o arranjo neutrongráfico e analisar as imagens neutrongráficas 
obtidas. A partir dos limites observáveis, foram realizadas tomografias com seis diferentes 
projeções neutrongráficas, para as quais foi construído o algoritmo (ARIEM), baseado no 
princípio de entropia máxima. Foram realizadas simulações, variando-se o número de 
projeções e discretização, com o objetivo de se verificar o desempenho do algoritmo, que 
23 
 
demonstrou convergir em menos de três interações, reconstruindo satisfatoriamente imagens 
com apenas 6 projeções e 103 abscissas. 
CRISPIM e SILVA (1996) utilizaram a técnica neutrongráfica na realização de Ensaios 
Não-Destrutivos, tendo como fonte de nêutrons o reator de pesquisa Argonauta do 
IEN/CNEN. Obtiveram resultados bastante animadores nas detecções de: corrosões ocultas na 
liga de alumínio AA7075 utilizadas em aeronaves; impurezas espalhadoras e absorvedoras de 
nêutrons em diversas espessuras de aço e lucite; microfissuras em concreto de alta resistência; 
materiais radioativos; explosivos; inclusões metálicas e hidrogenadas ocultas por invólucros 
metálicos de altas densidades atômicas. Concluíram que, apesar do sucesso observado, ainda 
eram esperados avanços tecnológicos, no que concerne a: implantação de um sistema 
transportável de nêutrons térmicos, capaz de viabilizar a realização dos ensaios 
neutrongráficos no local da irradiação; ao desenvolvimento de um sistema neutrongráfico em 
tempo real; e a construção de uma câmera neutrongráfica portátil. 
MACGILLIVRAY e NRAY SERVICES INC (1996) divulgaram princípios e práticas 
aplicadas em projetos de colimadores utilizados em radiografia de nêutrons, e que apesar de 
todo o conhecimento que já se possui sobre essa técnica, algumas instalações têm sido 
projetadas fora das devidas recomendações de grupos experientes no assunto. Deram ênfase 
na escolha do material, alertando que este deve ser um bom espalhador de nêutrons e que o 
feixe colimado não seja contaminado com raios gama de alta energia. 
SILVA e CRISPIM (2001) apresentaram um trabalho sobre um estudo relativo à 
eficiência de blindagem do sistema neutrongráfico, com avaliação de desempenho de alguns 
materiais. Após as simulações realizadas com os materiais (krafton, polietileno borado e 
polietileno borado-chumbo), concluíram que o polietileno borado-chumbo foi o material que 
apresentou a melhor eficiência de blindagem para o sistema neutrongráfico proposto. 
Considerando-se a taxa de emissão da fonte de 1,17.1011 n/s e de modo que a taxa de dose 
equivalente total na superfície externa da blindagem não exceda 25 µSv.h-1, limite 
recomendado pelo ICRP-26, a espessura de blindagem mínima estimada foi de 70 cm. 
Visando melhorar a eficiência da blindagem neutrônica de polietileno borado, simularam uma 
blindagem composta de CH-B e SUS304 com a seguinte configuração geométrica: 
moderador, SUS304, blindagem, SUS304. Com isto, obtiveram uma significante redução na 
espessura da parede de blindagem e na taxa de dose equivalente total. Concluíram, assim, que 
a otimização do sistema de blindagem é necessária e relevante no aspecto econômico e 
principalmente em função da proteção radiológica. 
24 
 
SILVA, em 1999, demonstrou a potencialidade da neutrongrafia, aliada à tomografia 
computadorizada por transmissão, para a detecção de narcóticos e explosivos ocultos por 
diversos materiais. Foram reconstruídas imagens tomográficas, a partir de ensaios 
experimentais de neutrongrafias realizadas no arranjo instalado no reator Argonauta do 
IEN/CNEN, e também a partir de simulações realizadas com o código MCNP-4B. Na 
reconstrução das imagens tomográficas utilizou-se o algoritmo (ARIEM) baseado no 
princípio de entropia máxima, reconstruindo satisfatoriamente imagens com apenas 6 
projeções e 103 abscissas. A conclusão foi de que as reconstruções tomográficas com 
nêutrons térmicos, de uma forma geral, puderam caracterizar bem a presença de certa 
quantidade de droga e explosivo, quando submetidos a ocultação por alumínio, chumbo e 
tecido de algodão. 
MENEZES (2000), em sua tese de doutorado, entitulada “Radiografia com nêutrons em 
tempo-real”, utilizou o canal de irradiação 08 do reator nuclear de pesquisa IEA-R1 do 
IPEN/CNEN-SP e também um obturador de feixe para permitir o acesso dos pesquisadores às 
posições de irradiação. Este obturador foi constituído de duas partes: um cilindro de alumínio, 
instalado na parte interna do colimadorde nêutrons, e um dispositivo externo, junto à parede 
do reator, na saída do mesmo colimador, que se movimentava perpendicularmente ao feixe de 
nêutrons. O cilindro de alumínio possuía um sistema de tubos por onde podia enchê-lo de 
água para interromper o feixe de nêutrons, e também esvaziá-lo, quando se queria fazer uma 
radiografia. O dispositivo externo foi composto de camadas de gadolínio, cádmio, parafina 
borada e chumbo. Estes dois dispositivos foram capazes de reduzir a dose de radiação 
neutrônica e gama a níveis seguros na parte interna da blindagem, nas posições de irradiação. 
ANDRADE (2002), em sua dissertação de mestrado, entitulada “Caracterização de 
sistemas filme-conversor para radiografia com nêutrons”, utilizou o canal de irradiação 08 do 
reator nuclear de pesquisa IEA-R1 do IPEN/CNEN-SP, e visando aumentar a segurança do 
arranjo experimental em termos de proteção radiológica instalou um obturador contra 
radiação neutrônica (beam-stopper). Este constava de um cone de alumínio que se ajustava ao 
colimador e que, em sua extremidade de saída do feixe, possuía dois tubos soldados através 
dos quais água deionizada podia ser inserida ou retirada de seu interior mediante um sistema 
de bomba d’água e ar comprimido. Além disso, outro dispositivo “carrinho” confeccionado 
em chumbo com espessura de 15 cm foi utilizado para blindar radiação gama. 
FERREIRA (2003) realizou um trabalho visando a implantação de um sistema eletrônico 
para a aquisição de imagens neutrongráficas no reator Argonauta do IEN/CNEN. Foram feitas 
25 
 
análises e comparações entre ensaios neutrongráficos realizados no referido reator e no reator 
IEA-R1 do IPEN/CNEN-SP (Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares), que dispõe de 
um sistema em tempo real, e também estudos de diversos sistemas utilizados em outros 
laboratórios. Concluiu que o arranjo neutrongráfico do IEN estava qualificado em termos de 
resolução, sensibilidade e intensidade de fluxo de nêutrons para realizar ensaios 
neutrongráficos em tempo real, utilizando-se um sistema eletrônico de imageamento. 
Em 2010, CUNHA, realizou simulações computacionais de um reator nuclear de pesquisa 
utilizando o código de transportes de partículas, o Monte Carlo N-Particle (MCNPX). O 
reator modelado foi o Argonauta, localizado no IEN/CNEN. Foi totalmente modelado com 
fidelidade geométrica, incluindo a descrição pormenorizada dos materiais, blindagem e canais 
de irradiação. Além disso, programas adicionais foram utilizados para verificar a geometria, 
como o VisEd e Moritz. Durante o trabalho, quatro diferentes simulações foram feitas. A 
primeira simulação consistiu em estimar a reatividade máxima. Na segunda, as barras de 
controle foram dispostas num arranjo específico para deixar o reator crítico. A terceira 
consistiu na colocação de detectores em lugares pré-determinados, onde o reator é 
monitorado. Na quarta, os detectores foram posicionados ao longo do eixo de maior dimensão 
do combustível, abrangendo os meios multiplicativo e não-multiplicativo. Com base nestas 
simulações, o perfil de fluxo de nêutrons térmicos foi plotado. Todos os resultados foram 
comparados com dados experimentais e obteve-se boa concordância entre eles. Com isto, 
pode-se considerar que o modelo foi validado. 
 
26 
 
3 FUNDAMENTOS TEÓRICOS 
 
 
 
3.1 INTERAÇÃO DE NÊUTRONS COM A MATÉRIA 
 
 
Por não possuir carga elétrica a interação do nêutron com o campo elétrico dos átomos é 
desprezível. Sendo assim, a interação do nêutron com o meio material se dá essencialmente 
pela interação direta com os núcleos dos átomos constituintes do meio. Pela inexistência de 
repulsão coulombiana, nêutrons de baixa energia se aproximam e penetram no núcleo, 
iniciando reações nucleares [3]. 
No meio material o nêutron segue uma trajetória em movimento uniforme até colidir com 
um núcleo e interagir com o mesmo. Pode-se dividir a interação do nêutron com o núcleo da 
seguinte forma: 
1. Espalhamento – elástico e inelástico: 
No espalhamento o nêutron interage com o núcleo, mas continua livre, modificando, 
entretanto, a sua velocidade (energia) e direção da trajetória. Esta interação pode acontecer de 
duas formas: 
1.a. Espalhamento elástico (n,n): Na colisão com o núcleo estacionário, o nêutron 
transfere parte de sua energia cinética para o núcleo, como no choque de duas bolas de bilhar, 
sendo que o núcleo adquire uma velocidade de recuo e se mantém em seu estado fundamental. 
Trata-se de uma simples transferência de energia cinética e de quantidade de movimento, 
nenhuma energia é transformada em radiação eletromagnética. 
1.b. Espalhamento inelástico (n,n’), (n,n’γ): O nêutron incidente é capturado pelo 
núcleo, formando um núcleo composto num estado excitado, que decai em um outro nêutron 
de menor energia e emiti o restante de energia sob a forma de radiação gama. Logo, neste 
processo não há conservação de energia, pois parte da energia de movimento do nêutron 
inicial se converteu em energia gama. 
2. Na absorção o nêutron deixa de ser livre e forma com o núcleo um sistema composto 
em um estado energeticamente excitado que atinge a estabilidade pela emissão de um ou mais 
fótons ou de partículas. Nas reações de absorção, os processos mais importantes são: 
27 
 
2.a. Captura radioativa (n,p), (n,2n), (n, γ) ou (n,α): O núcleo composto é formado 
em um estado energeticamente excitado, que atinge a estabilidade emitindo um ou mais 
fótons ou partículas. Ocorre principalmente com nêutrons incidentes de energia intermediária. 
2.b. Fissão nuclear: As reações de fissão induzidas por nêutrons ocorrem com 
maior frequência em alguns núcleos pesados, como 233U, 235U e 239Pu. Estes são chamados de 
núcleos físseis. Existem outros núcleos, como o 232Th e 238U, denominados núcleos férteis, 
que ao capturarem um nêutron se transformam em 233Th e 239U, e decaem em 233U e 239Pu, 
que são físseis. O nêutron após ser absorvido pelo núcleo forma o núcleo composto que é 
instável. A separação dos fragmentos ocorre devido à crescente vibração da massa nuclear, 
onde a repulsão coulombiana entre as cargas dos futuros núcleos exerce um papel 
fundamental. Além dos fragmentos são emitidos, em média 2,5, nêutrons rápidos e uma 
quantidade de energia considerável (em média 200 MeV), que aparece na forma cinética dos 
produtos de fissão. 
Como resultado da particularidade de suas interações, os nêutrons podem ser 
classificados de acordo com sua energia cinética, conforme apresentado na Tabela 3.1. 
 
 TABELA 3.1: Classificação dos nêutrons em função da energia [13]. 
CLASSIFICAÇÃO FAIXA DE ENERGIA 
Nêutrons lentos 0 < E < 104 (eV) 
Nêutrons frios E < 0,01 (eV) 
Nêutrons térmicos 0,01 < E < 0,3 (eV) 
Nêutrons epitérmicos 0,3 < E < 104 (eV) 
Nêutrons rápidos 104 (eV) < E < 20 (MeV) 
Relativísticos E > 20 (MeV) 
 
Além disso, as probabilidades de interações de nêutrons com núcleos do meio são 
governadas pelas seções de choque, as quais, por sua vez, variam de acordo com a energia do 
nêutron. A seção de choque para nêutrons em relação a um dado material, nada mais é que a 
probabilidade de interagirem, por unidade de fluência de nêutrons e por centro de interação do 
material (núcleo). 
 
 
 
28 
 
3.2 FONTES DE NÊUTRONS 
 
 
As fontes de nêutrons são naturalmente separadas em três grupos: 
a) Aceleradores de partículas; 
b) Fontes isotópicas; 
c) Reator nuclear. 
 
3.2.1 ACELERADORES 
 
Os aceleradores de partículas produzem nêutrons a partir de algumas reações nucleares 
entre uma partícula acelerada (próton, deutério, alfa ou gama) e um núcleo alvo leve, tais 
como: deutério, trítio, lítio ou berílio; resultando em um núcleo composto o qual dá origem à 
emissão de nêutrons. A intensidade do fluxo alcançada é de 107 a 1010 n.cm-2.s-1. Abaixo tem-
se exemplos de algumas reações possíveis:(3.1) 
 
 (3.2) 
 
3.2.2 FONTES ISOTÓPICAS 
 
Fontes de nêutrons provenientes de radioisótopos são atrativas devido a portabilidade 
(podem ser levadas ao campo) e quanto a facilidade de operação. Seu uso é conveniente, pois 
essas fontes garantem um fluxo constante e na sua maioria apresentam uma meia-vida 
bastante longa. Um exemplo deste tipo de fonte de nêutrons é o bombardeamento com 
partículas alfa (α) proveniente do Polônio (Po) no Berílio (Be), produzindo assim um bom 
fluxo de nêutrons [29]. 
 
29 
 
 
 (3.3) 
 
Os nêutrons produzidos por esta reação possuem um espectro de energia entre 0-13 MeV, 
com energia média em torno de 5 MeV [32]. Outros exemplos com algumas de suas 
características são dados na Tabela 3.2. 
 
TABELA 3.2: Fontes Radioisotópicas de Nêutrons [22]. 
FONTE REAÇÃO FAIXA DE ENERGIA EMédia (MeV) 
241Am-Be (α, n) 0 – 10 MeV 4,5 
124Sb-Be (γ, n) Monoenergética 0,024 
24Na-D2O (γ, n) Monoenergética 0,22 
24Na-Be (γ, n) Monoenergética 0,83 
Fissão (n, f) 0 – 8 MeV 2 
226Ra-Be (α, n) 0 – 8 MeV 5 
239Pu-Be (α, n) 0 – 8 MeV 4,5 
252Cf Fissão 0 – 10 MeV 2,3 
2H-2H(D-D) (d, n) Monoenergética 3,24 
2H-3H(D-T) (d, n) Monoenergética 14,1 
 
3.2.3 REATORES 
 
Os reatores são dispositivos que produzem nêutrons em grande quantidade, devido às 
reações nucleares em cadeia ocasionadas pelas fissões dos núcleos, uma média de 2 a 3 
nêutrons por fissão. Os reatores como os aceleradores dão origem a nêutrons de alta energia 
(entre 2 MeV, nos reatores e 14 MeV nos aceleradores tipo cíclotron). Devido a grande 
quantidade de material termalizante nos reatores os nêutrons perdem energia, resultando em 
um espectro térmico. A vantagem da utilização de reatores está na intensidade do fluxo de 
nêutrons que se consegue obter, que podem chegar a ordem de 1013 nêutrons/cm2.s. 
 
 
 
30 
 
3.3 DETECÇÃO DE NÊUTRONS 
 
 
Os nêutrons são partículas bem singulares e peculiares devido a sua quase insensibilidade 
a campos eletromagnéticos [32]. A detecção de nêutrons não é trivial devido à ausência de 
carga, por este motivo, a sua detecção não pode ser feita de forma direta, seu processo de 
detecção está ligado a efeitos secundários resultantes de suas interações com os núcleos, cujos 
mecanismos mais usuais são os seguintes [19]: 
a) Absorção de um nêutron com a fissão do núcleo composto resultante; 
b) Absorção de um nêutron com a formação de um nuclídeo radioativo cuja atividade 
pode ser medida; 
c) Absorção de um nêutron por um núcleo com a emissão imediata de uma partícula 
carregada rápida; 
d) Espalhamento de um nêutron por um núcleo leve, como um próton, resultando em 
uma ionização obtida através do recuo do núcleo leve. 
Na detecção dos nêutrons são utilizados vários tipos de detectores, como: câmaras de 
ionização, câmaras de fissão, cintiladores líquidos acoplados a fotomultiplicadoras, detectores 
proporcionais (BF3 e 
3He) e semicondutores. Os detectores mais utilizados para a monitoração 
ambiental são as câmaras de ionização, os detectores proporcionais a gás e os detectores 
cintiladores. Segundo BELL et al (2005) em termos de dispositivos, os detectores de nêutrons 
podem ser classificados em [5]: 
a) Baseados em danos por radiação: detectores sólidos de traços nucleares e de bolha; 
b) Baseados em partículas carregadas: BF3, 3He e cintiladores inorgânicos e orgânicos; 
c) Baseados em raios gama e radioatividade induzida: folhas de ativação e CdWO4. 
Partindo do princípio que a detecção dos nêutrons é feita de maneira indireta, faz-se 
necessário a utilização de materiais moderadores. Como as fontes de nêutrons também geram 
radiações gama, que podem interferir na medição, é necessário que o detector seja capaz de 
discriminar a presença dessa radiação. 
Grande parte dos monitores de área para nêutrons são construídos por três componentes 
fundamentais: moderador de nêutrons, detector e a componente eletrônica. O princípio básico 
de funcionamento destes detectores é através da conversão da energia do nêutron em uma 
partícula carregada: Nêutrons + moderador → Radiação ionizante [29]. 
31 
 
A maioria dos moderadores, de detectores gasosos, é feito de polietileno de alta 
densidade. O polietileno possui excelentes qualidades físicas devido a sua robustez, pois é 
constituído por hidrogênio sendo utilizado para gerar prótons de recuo, devido a função de 
termalizar os nêutrons rápidos incidentes através a perda de energia por choques elásticos, que 
é mais favorável nos núcleos leves [12]. 
O moderador é um material que apresenta alta seção de choque (probabilidade de 
interação) para nêutrons. Na Figura 3.2 é possível observar a seção de choque de alguns 
moderadores em função da energia do nêutron incidente. 
 
 
FIGURA 3.2: Seção de choque de alguns moderadores em função da energia do 
nêutron incidente [20]. 
 
Os moderadores mais utilizados na detecção de nêutrons são: 
a) Boro-10 (10B): Utilizado em vários detectores, principalmente os detectores BF3 e os 
detectores com paredes revestidas de Boro. Apresenta uma secção de choque de 3840 
b para nêutrons térmicos, e sua moderação é feita a partir da seguinte reação [29]: 
 
 
32 
 
 
 (3.4) 
 
* Probabilidade de ocorrência = 6%. 
** Probabilidade de ocorrência = 94%. A partícula alfa é emitida com 1,47 MeV e o 
núcleo de Li excitado decai emitindo um raio gama de aproximadamente 480 keV. 
b) Hélio-3 (3He): Utilizado em detectores gasosos, apresenta uma secção de choque de 
5330 b para nêutrons térmicos. Sua moderação é feita por meio da reação: 
 
 
 (3.5) 
 
c) Lítio-6 (6Li): Utilizado como conversor para nêutrons térmicos, apresenta uma seção 
de choque de 940 b para nêutrons térmicos. Sua moderação acontece a partir da 
reação: 
 
 
 (3.6) 
 
Como visto anteriormente, o método utilizado de detecção de nêutrons é o processo 
indireto de detecção, que envolve converter a energia liberada de tais reações em sinais 
elétricos. Este processo apresenta diferenças em relação ao utilizado na detecção de partículas 
eletricamente carregadas, devido a colisão do nêutron incidente no detector com algum núcleo 
que componha este material. 
 
3.3.1 DETECTOR PROPORCIONAL A GÁS 
 
É o mais utilizado na detecção de nêutrons, baseado na coleta de íons formados pela 
passagem da radiação, ionizando o gás. É um detector fácil de ser manipulado e operado, com 
poucos equipamentos adicionais e com variedade de gases. 
33 
 
O detector proporcional é um detector do tipo câmara de gás, operado em modo pulso. Os 
pulsos originados são muitas vezes maiores do que aqueles das câmaras de ionização e, por 
esse motivo, os detectores proporcionais são muito convenientes para as medições de radiação 
onde o número de pares de íons é muito pequeno para permitir uma operação satisfatória de 
uma câmara de ionização. 
Preenchido com gás, possui um filamento central, onde as paredes do tubo operam como 
catodo e o filamento como anodo, conforme apresentado na Figura 3.3. A presença do campo 
elétrico no detector e de alguns dispositivos serve para coletar os elétrons e íons positivos 
formados novolume sensível do detector e medir a radiação incidente no mesmo. 
 
 
FIGURA 3.3: Esquema de funcionamento de um detector a gás [6]. 
 
Os detectores proporcionais operam na Região III do gráfico da Figura 3.4. Após a 
interação da radiação ionizante no volume gasoso, e a formação dos pares de íons primários, 
devido ao aumento do campo elétrico, os elétrons acelerados têm energia suficiente para 
arrancar elétrons de outros átomos e, dessa forma, criar novos pares de íons. Ocorre então 
uma multiplicação, conhecida como fator constante M, que é linearmente proporcional ao 
número de pares de íons gerados pela radiação primária. Essa região é também chamada de 
região de proporcionalidade verdadeira, onde operam os detectores proporcionais. O sinal 
inicial é multiplicado por um fator de 102 a 104 vezes, dependendo do gás e da tensão 
aplicada. O sinal coletado na maioria das vezes precisa ser pouco amplificado, o que facilita 
seu processamento. 
 
34 
 
 
FIGURA 3.4: Regiões de operações para detectores a gás [30]. 
 
Na região I não é conveniente a operação de detectores, pois apesar de os pares de íons 
serem formados, como o campo elétrico é muito fraco, ocorre um processo de recombinação 
dos íons e somente parte das cargas geradas é coletada, e com isso a amplitude do pulso pode 
variar sem proporcionalidade com a quantidade ou a energia da radiação incidente. 
Na região II, onde operam as câmaras de ionização, após um determinado valor do campo 
elétrico todos os íons formados são coletados, e o sinal é então proporcional à energia da 
radiação incidente. O valor do sinal permanece o mesmo para um intervalo de variação do 
campo elétrico, em que a coleta das cargas não traz nenhum processo adicional. 
Já na região IV não há a operação de detectores, pois com o aumento do campo elétrico, a 
multiplicação do gás passa a sofrer efeitos não-lineares, não guardando mais a relação de 
proporcionalidade com o número de pares de íons gerados inicialmente. Os elétrons criados 
pela multiplicação são rapidamente coletados no anodo, enquanto que os íons positivos se 
movem mais lentamente para o catodo. A concentração dessa nuvem de íons positivos tem 
como efeito criar uma carga espacial próxima ao catodo, alterando a forma do campo elétrico 
no detector. Como as multiplicações subsequentes dependem do valor do campo elétrico 
surgem as não-linearidades que afetam a proporcionalidade. 
35 
 
Como visto anteriormente, a região V é utilizada para operar os detectores do tipo 
Geiger-Müller. No momento em que a voltagem aplicada for suficientemente alta, a carga 
espacial criada pelos íons positivos passa a ser tão grande que a perturbação que cria no 
campo elétrico interrompe o processo de multiplicação. Nesse caso o número de pares de íons 
criados passará a ser sempre da mesma ordem, independentemente do número de pares 
criados originalmente, portanto o sinal será independente da energia da radiação. 
E por último, tem-se a região VI, a qual não pode haver a operação de detectores, caso 
isso ocorra pode danificá-los. Um aumento ainda maior no valor do campo elétrico irá 
ocasionar o surgimento de centelhas, não havendo mais relação com o número de íons 
formados [30]. 
 
 
3.4 O DETECTOR PROPORCIONAL BF3 
 
 
O mais bem conhecido detector de nêutrons é o proporcional BF3 que consiste de um 
tubo cilíndrico (geralmente de alumínio, latão ou cobre) preenchido com o gás Trifluoreto de 
Boro com pressão de 0,5 a 1,0 atm, que atua como gás de preenchimento proporcional. O 
alumínio é tipicamente usado como parede do detector (catodo) devido à sua pequena seção 
de choque para nêutrons. O ânodo é quase sempre um único fio fino que corre pelo eixo do 
tubo. Para melhorar a eficiência de detecção, o BF3 é enriquecido no B-10. Os 
enriquecimentos típicos aumentam o componente B-10 para 96% (o boro comum é 20% B-10 
e 80% B-11). 
Uma característica importante dos detectores BF3 é sua capacidade em discriminar raios 
gamas. Uma simples discriminação de amplitude pode eliminar facilmente esses raios gamas 
sem comprometer a eficiência na detecção de nêutrons. Essa amplitude pode ser obtida 
através do espectro integral dos nêutrons detectados, assinalando a partir de qual ponto o 
espectro está constante após o decaimento inicial. 
 
3.4.1 FUNCIONAMENTO BF3 
 
Quando um nêutron é absorvido pelo componente B-10 do gás, produz-se uma partícula 
alfa e um núcleo Li-7 de recuo que se deslocam em direções opostas, assim como mostra a 
36 
 
Figura 3.5. O movimento da partícula alfa e do núcleo de Li-7 criam pares de íons primários 
no gás. O tamanho do impulso resultante depende se o núcleo de Lítio foi deixado no estado 
fundamental ou em estado excitado. Quando o núcleo de Lítio é deixado no estado 
fundamental (cerca de 6% do tempo), o pulso é maior do que se o núcleo fosse deixado em 
estado excitado (cerca de 94% do tempo), porque a partícula alfa e o núcleo Li-7 têm mais 
energia cinética (2,79 MeV x 2,31 MeV) para criar pares de íons. 
 
 
FIGURA 3.5: Formação do pulso, em um detector BF3, pelos nêutrons [14]. 
 
3.4.2 O ESPECTRO DE ALTURA DE PULSOS DO BF3 E O EFEITO PAREDE 
 
Em um detector de grande diâmetro, quase toda a energia cinética da partícula alfa e do 
núcleo Li-7 é depositada no gás detector. O espectro de altura de pulso, portanto, mostra dois 
picos: um grande a 2,31 MeV (os núcleos de Lítio foram deixados em estado excitado) e um 
pequeno a 2,79 MeV (os núcleos de Lítio foram deixados no estado fundamental), como é 
possível observar na Figura 3.6. 
Para tubos de tamanho típico (de 2 a 5 cm de diâmetro), são produzidos frequentemente 
pulsos menores, porque a partícula alfa ou o núcleo Li-7 depositam parte da sua energia na 
parede do detector ao invés de depositar no gás. O "efeito parede" resultante cria duas etapas 
no lado esquerdo do pico de 2,31 MeV, como é mostrado também na Figura 3.6. O degrau 
inferior na esquerda é produzido como resultado da partícula alfa atingindo a parede e o Li-7 
depositando toda a sua energia (0,84 MeV) no gás. O degrau superior na direita resulta do 
núcleo Li-7 atingindo a parede e a partícula alfa depositando toda a sua energia (1,47 MeV) 
no gás. 
37 
 
A Figura 3.6 apresenta o espectro de altura de pulso de um detector BF3 [14]. Em 
particular, os dois degraus à esquerda do pico de 2,31 MeV são mais difíceis de distinguir do 
que o mostrado aqui. 
 
 
FIGURA 3.6: Espectro de altura de pulsos do BF3 e Efeito parede [14]. 
 
3.4.3 O ESPECTRO DE ALTURA DE PULSOS DO BF3 PARA UM FEIXE COLIMADO 
 
Neste caso os nêutrons incidem sobre o detector na direção do fio central e todas as 
partículas alfa e Li-7 depositam inteiramente suas energias cinéticas no gás formando íons, e 
portanto, não aparecem os degraus no espectro, somente os picos relativos as reações 
principais, como mostrado na Figura 3.7. 
 
38 
 
 
FIGURA 3.7: Espectro de altura de pulsos do BF3 para feixe colimado. 
 
3.4.4 SISTEMA DE MEDIDAS 
 
O sistema de medidas, além do próprio detector BF3, é composto de: pré-amplificador e 
multi channel analyzer, que incorpora a fonte de alta tensão, amplificador e buffer multicanal, 
conforme apresentado na Figura 3.8 abaixo: 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
FIGURA 3.8: Sistema de medidas. 
 
Detector BF3 Pré amplificador 
 Multi Channel Analyzer 
HV Amplificador 
Buffer multicanal 
39 
 
Os ajustes de alta tensão (HV), ganhos do amplificador, nível de discriminação são 
realizados através do software de gerenciamento do multicanal. 
 
 
3.5 BLINDAGEM PARA NÊUTRONS 
 
 
As blindagens para nêutrons envolvem três processos: moderação, captura dos nêutrons 
térmicos e absorção das radiações secundárias. 
Na moderação a quantidade de energia perdida por um nêutron em cada colisão depende 
da massa do núcleo e do ângulo de espalhamento. Um nêutron pode perder cerca de somente 
2% de sua energiaao colidir com um núcleo de 238U, mas perde cerca de 28% dela ao colidir 
com o núcleo de carbono e, com o ferro, pode reduzi-la de 0,5 MeV, por choque inelástico 
[9]. 
Para nêutrons que sofrem espalhamentos elásticos em um meio não absorvedor, a relação 
entre a energia antes (E0) e após é dada por [11]: 
 
 (3.1) 
 
onde A é o número de massa do material moderador e φ o ângulo de espalhamento no 
sistema de centro de massa. Se assumirmos um espalhamento isotrópico no moderador, a 
perda média de energia do nêutron por colisão elástica, no sistema de centro de massa, é dada 
por [11]: 
 
 (3.2) 
 
onde 
 
Há uma forma mais conveniente de expressar o processo de perda de energia do nêutron 
(slowing-down), visto que não depende de sua energia. Este pode ser representado através do 
decréscimo médio do logaritmo da energia do nêutron por colisão, ξ, dado por [11]: 
40 
 
 
 (3.3) 
 
O conhecimento de ξ permite determinar o número médio de colisões necessárias para 
moderar um nêutron da energia E0 para E, por espalhamento elástico. Este número é dado por 
[11]: 
 
 (3.4) 
 
As duas últimas equações expostas acima mostram que quanto menor o número de massa 
do material, melhor o moderador, do ponto de vista da quantidade de moderação por colisão. 
No entanto, o valor de n sozinho não mede a eficiência do moderador. Outros aspectos, tais 
como probabilidades de absorção do nêutron e a densidade de núcleos, influenciam na escolha 
de um ótimo material moderador. Pequena seção de choque macroscópica para absorção (Σa) 
– caso contrário, muitos nêutrons são perdidos por absorção – e a alta seção de choque 
macroscópica para espalhamento (Σs) são duas propriedades de um ótimo moderador. 
Reunindo-se esses fatores com ξ, podemos definir o poder de moderação, que nada mais é que 
a perda média do logaritmo da energia por centímetro de trajetória do nêutron, e a razão de 
moderação, que é uma medida relativa sobre a capacidade de um moderador espalhar 
nêutrons sem absorvê-los em grande quantidade: 
 
 (3.5) 
 
 
 (3.6) 
 
A razão de moderação deve ser a maior possível para que ocorra uma boa moderação. 
Para que os nêutrons fiquem termalizados é necessário que ele sofra colisões ao 
atravessar a matéria, perdendo parte de sua energia até que atinja a faixa térmica. Para que 
isso ocorra são utilizados materiais moderadores, que tem a função de diminuir a sua 
41 
 
velocidade. Materiais hidrogenados, por exemplo, a parafina e o polietileno, são ricos em 
hidrogênio e são considerados bons moderadores. 
Após a atenuação de uma grande parcela de nêutrons rápidos pelo material moderador, 
um fluxo considerável de nêutrons térmicos, epitérmicos e rápidos, e de raios gama (primários 
e secundários) escapam do sistema, expondo o trabalhador a uma dose indesejável. A 
espessura de blindagem para os nêutrons de alta energia pode ser estimada, após 
primeiramente moderá-los. Para os nêutrons térmicos, uma espessura de material absorvedor 
com alta seção de choque para captura deve ser usada. Dentre as opções, o uso de um 
absorvedor enriquecido com boro-10 é eficiente, pois, além de possuir uma alta seção de 
choque de captura na faixa térmica, incorpora-se bem aos materiais moderadores, tais com a 
parafina e o polietileno. A reação predominante é: 
 
 
 (3.7) 
 
o fóton gama resultante dessa reação é de baixa energia (0,48 MeV) e pode ser facilmente 
blindado. Os núcleos de lítio (0,84 MeV) e as partículas alfa (1,47 MeV) são altamente 
ionizantes e têm poder de penetração extremamente limitados e, portanto, são facilmente 
blindados. 
O 113Cd também possui alta seção de choque para captura de nêutrons térmicos, mas um 
fóton gama de 9,05 MeV acompanha a reação, originando uma fonte considerável de raios 
gama que precisa ser blindada. Outra contribuição intensa de radiação gama é a decorrente da 
interação dos nêutrons térmicos com os átomos de hidrogênio constituintes do moderador e da 
blindagem, que liberam raios gama de 2,2 MeV, provenientes do processo de captura 
radioativa, que contribui significativamente para a taxa de dose total. 
A atenuação de um feixe de nêutrons para um dado material é do tipo exponencial. 
 
 
 (3.8) 
 
onde: 
x - é a espessura do material; 
42 
 
I - intensidade do feixe após o material; 
I0 - intensidade do feixe incidente; 
Σ – seção de choque macroscópica total para nêutrons com energia E. 
 
Com isso é possível observar a atenuação dos nêutrons dependem da seção de choque e 
da espessura do material. 
A seção de choque para nêutrons não possui uma regra estabelecida como ocorre no caso 
dos fótons, que está aqui simplificado pelo raio x, aonde o coeficiente de atenuação aumenta, 
com o aumento do número atômico, como é possível observar na Figura 3.9. Para nêutrons 
isso é muito aleatório. Às vezes materiais leves tem alta seção de choque (exemplo do Boro), 
já um elemento vizinho a ele na tabela periódica tem baixa seção de choque (exemplo do 
Alumínio). O mesmo acontece para os elementos pesados. Elementos com alto número 
atômico podem apresentar alta seção de choque (exemplo do Gadolínio), assim como em 
outros casos podem apresentar seção de choque baixa (exemplo do Chumbo). 
 
 
FIGURA 3.9: Coeficientes de atenuação em massa para nêutrons térmicos e RX 
(100 keV) de alguns materiais [29]. 
 
 
 
 
43 
 
3.6 NOÇÕES DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA 
 
 
3.6.1 CONCEITO DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA 
 
A Proteção Radiológica, ou Radioproteção, pode ser definida como um conjunto de 
medidas que visam proteger o homem e o ecossistema de possíveis efeitos indesejáveis 
causados pelas radiações ionizantes. Para isso ela analisa os diversos tipos de fontes de 
radiação, as diferentes radiações e modos de interação com a matéria viva ou inerte, as 
possíveis consequências e sequelas à saúde e riscos associados. 
Para avaliar quantitativa e qualitativamente esses possíveis efeitos definiram-se grandezas 
radiológicas, suas unidades, os instrumentos de medição e detalhados procedimentos do uso 
das radiações ionizantes. 
O estabelecimento de normas regulatórias, os limites permissíveis e um plano de 
Proteção Radiológica para as instalações que executam práticas com radiação ionizante, têm 
por objetivo garantir o seu uso correto e seguro. Procedimentos para situações de emergência 
também devem ser definidos para o caso do desvio da normalidade de funcionamento de uma 
instalação ou prática radiológica. 
Os conceitos, procedimentos, grandezas e filosofia de trabalho em proteção radiológica 
são continuamente detalhadas e atualizadas nas publicações da International Commission on 
Radiological Protection, ICRP. Além disso, existe também a International Commission on 
Radiation Units and Measurements, ICRU, que cuida das grandezas e unidades, seu processo 
de aperfeiçoamento e atualização [30]. 
Os conceitos contidos nas publicações da ICRP e ICRU constituem recomendações 
internacionais. Cada país pode ou não adotá-los parcial ou totalmente, quando forem 
estabelecidas suas Normas de Proteção Radiológica. Tudo depende do estágio de 
desenvolvimento do país, da capacidade ou viabilidade de execução, em cada área de 
aplicação. 
 
3.6.2 CONCEITO DE SEGURANÇA RADIOLÓGICA 
 
A Segurança constitui uma parte importante da Proteção Radiológica. Sem o 
estabelecimento de uma Cultura de Segurança,que inclua estrutura, organização, prática, 
44 
 
habilidade, treinamento e conhecimento, fica difícil estabelecer um nível de proteção 
adequado. 
A estrutura de um sistema de segurança permite o exercício apropriado da proteção 
desejada. Por exemplo, num sistema de blindagem multicamadas de um reator nuclear, a 
proteção dos usuários fica mais fácil de ser garantida. Obviamente ela depende da correta 
execução dos procedimentos, do treinamento e engajamento dos operadores da instalação. A 
consciência coletiva para a execução rigorosa das tarefas programadas e estabelecidas pelo 
programa de qualidade de operação, unifica e expressa a cultura de segurança dos 
trabalhadores da instalação. 
Em muitas situações, as medidas de segurança coincidem com as de proteção radiológica. 
Mas existem outras como, por exemplo, de segurança física e segurança do trabalho que 
ultrapassam as exigidas em proteção radiológica. Obviamente, constatam-se outras situações 
em que exigências de proteção radiológica são mais rigorosas que as de segurança, como por 
exemplo, a filosofia de estabelecimento dos limites de doses máximas permissíveis, para as 
diversas práticas e situações que, embora seguros, a proteção radiológica exige uma ordem de 
grandeza abaixo em seus valores, para tranquilizar as pessoas sobre o risco do uso da radiação 
nuclear, que muitos temem [30]. 
Em segurança do trabalho e de operação de muitas instalações, os níveis de insalubridade 
e periculosidade, quando ultrapassados podem já causar danos perceptíveis nos indivíduos. 
Em Proteção Radiológica, quando os limites máximos permissíveis são ultrapassados 
dificilmente algum dano é constatado; somente a probabilidade de ocorrência é que aumenta 
de valor. 
A segurança utilizada na Proteção Radiológica está bem detalhada na publicação da 
Agência Internacional de Energia Atômica [17]. 
 
3.6.3 PRINCÍPIOS DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA 
 
Em geral, as atividades de proteção radiológica seguem os seguintes princípios 
fundamentais [30]: 
• Justificação: 
Os objetivos da proteção contra as radiações são a prevenção ou a diminuição 
dos seus efeitos somáticos e a redução da deterioração genética dos povos, onde o 
problema das exposições crônicas adquire importância fundamental. Considera-se que 
45 
 
a dose acumulada num período de vários anos seja o fator preponderante, mesmo que 
as doses intermitentes recebidas durante esse período sejam pequenas. Assim, 
qualquer atividade envolvendo radiação ou exposição deve ser justificada em relação a 
outras alternativas e produzir um benefício líquido positivo para a sociedade. 
• Otimização: 
O princípio básico da proteção radiológica ocupacional estabelece que todas 
as exposições devem ser mantidas tão baixas quanto razoavelmente exequíveis 
(ALARA: As Low As Reasonably Achievable). Isto porque, estudos epidemiológicos 
e radiobiológicos em baixas doses mostraram que não existe um limiar real de dose 
para os efeitos estocásticos. Assim, qualquer exposição de um tecido envolve um risco 
carcinogênico, dependendo da radiossensibilidade desse tecido por unidade de dose 
equivalente (coeficiente de risco somático). Além disso, qualquer exposição das 
gônadas pode levar a um detrimento genético nos descendentes do indivíduo exposto. 
O princípio ALARA estabelece, portanto, a necessidade do aumento do nível 
de proteção a um ponto tal que aperfeiçoamentos posteriores produziriam reduções 
menos significantes do que os esforços necessários. 
A aplicação desse princípio requer a otimização da proteção radiológica em 
todas as situações onde possam ser controladas por medidas de proteção, 
particularmente na seleção, planejamento de equipamentos, operações e sistemas de 
proteção. 
Os esforços envolvidos na proteção e o detrimento da radiação podem ser 
considerados em termos de custos; desta forma uma otimização em termos 
quantitativos pode ser realizada com base numa análise custo-benefício. 
• Limitação da dose individual 
As doses individuais de Indivíduos Ocupacionalmente Expostos (IOE) e de 
indivíduos do público não devem exceder os limites anuais de doses estabelecidos na 
Tabela 3.3 de acordo com [7]. 
 
 
 
 
 
 
46 
 
TABELA 3.3: Limites primários anuais de dose [7]. 
Grandeza 
Indivíduo 
Ocupacionalmente 
Exposto (mSv) 
Indivíduo 
do 
Público 
(mSv) 
Aprendiz 
ou 
estudante* 
(mSv) 
Visitante ou 
acompanhante 
(mSv) 
Dose efetiva ou de corpo 
inteiro 
20 1 6 5 
Dose 
equivalente 
Cristalino 150 15 50 - 
Extremidades** 
Pele 
500 50 150 - 
 * De 16 a 18 anos 
 ** Mãos e pés 
 
Os valores dos limites variam com o tempo. Eles dependem do estado de 
desenvolvimento da prática de proteção radiológica no mundo ou num determinado 
país, dos limites de detecção dos equipamentos que medem as grandezas operacionais 
vinculadas às grandezas primárias estabelecidas em norma e das prioridades 
estabelecidas pelos grupos humanos em determinada época. 
Por exemplo, os limites estabelecidos na Basic Safety Series 115 da Agência 
Internacional de Energia Atômica são coerentes com os recomendados pela Comissão 
Internacional de Proteção Radiológica, na publicação 60 (ICRP 60) e foram acatados 
pela Norma NN-3.01, cuja revisão pela CNEN, foi concluída em 2014. 
Na Tabela 3.3 acima que resume os limites estabelecidos pela Norma NN-
3.01 percebe-se a preocupação social com os aprendizes, estudantes e acompanhantes 
de pacientes em hospitais. 
Em condições de exposição rotineira, nenhum IOE pode receber, por ano, 
doses efetivas ou equivalentes superiores aos limites primários estabelecidos pela 
Norma CNEN-NN-3.01 [7], mostrados na Tabela 3.3. 
 
3.6.4 CUIDADOS DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA 
 
As radiações externas podem ser controladas operando três parâmetros: tempo, distância 
e blindagem [30]: 
47 
 
• Tempo: 
A dose acumulada por uma pessoa que trabalha numa área exposta a uma 
determinada taxa de dose é diretamente proporcional ao tempo em que ela permanece 
na área. Essa dose pode ser controlada pela limitação desse tempo. 
Como o tempo de permanência em áreas de trabalho nas quais existem 
materiais radioativos ou fontes de radiação, conforme o tipo de tarefa a ser realizada, 
deve ser empregado procedimentos de redução na dose do IOE. Os recursos mais 
utilizados são: o aumento da distância ou a introdução de material de blindagem entre 
o homem e a fonte de radiação. 
Deve-se sempre ter em mente que quanto menor o tempo de exposição, 
menores serão os efeitos causados pela radiação. 
• Distância: 
Para uma fonte puntiforme, emitindo radiações em todas as direções, o fluxo, 
que é proporcional à taxa de dose numa determinada distância r da fonte, é 
inversamente proporcional ao quadrado dessa distância. 
Logo, duplicando a distância entre a fonte e o detector, reduz-se a taxa de 
dose a 1/4 de seu valor inicial. Dessa forma, o modo mais fácil de evitar exposição às 
radiações ionizantes é ficar longe da fonte. 
• Blindagem: 
As pessoas que trabalham com fontes ou geradores de radiação ionizante 
devem dispor de procedimentos técnicos bem elaborados de modo que o objetivo da 
tarefa seja concretizado e sua segurança esteja garantida contra exposições 
desnecessárias ou acidentais. 
Em certas situações, principalmente quando se opera com fontes intensas ou 
níveis elevados de radiação é necessário introduzir outro fator de segurança: a 
blindagem. A escolha do material de blindagem depende do tipo de radiação, atividade 
da fonte e da taxa de dose que é aceitável fora do material de blindagem. 
O cálculo e construção de uma blindagem para uma instalação devem levar 
em consideração a localização dos geradores de radiação, as direções possíveis de 
incidência do feixe, o tempo de ocupação da máquina ou fonte, a carga de trabalho, os 
locais e áreas circunvizinhas, a planta da instalação. Além do cálculo da barreira 
primária, deve-se calcular a barreira secundáriadevido ao espalhamento da radiação 
nas paredes, equipamentos e no ar. 
48 
 
Após a escolha dos materiais da construção da instalação e da blindagem, 
calculam-se as espessuras e escolhem-se as geometrias que otimizam a redução do 
nível de radiação estabelecidos por normas, específicas e gerais, de proteção 
radiológica. 
 
 
3.7 O REATOR ARGONAUTA 
 
 
O reator Argonauta destina-se a treinamento e pesquisa, em Física de Reatores e Física 
Nuclear Aplicada, de pessoal visando especialização em ciência e tecnologia nucleares. Cabe 
ressaltar que, nesse tipo de reator, a segurança é a sua principal característica. 
A potência máxima de projeto do reator é de 10 kW para carregamento em 2 lâminas de 
combustível e 5kW para 1 lâmina. Na atual configuração, de uma só lâmina de combustível, o 
reator pode atingir a uma potência de pico de 1 kW, para 1 hora de operação e de até 500 W 
para operação contínua. 
O reator possui um núcleo com geometria bem flexível de disposição dos elementos 
combustíveis no anel e foi projetado para operar a baixa potência permitindo, portanto, fácil 
acesso para facilidades experimentais. 
Ressaltando-se que devido a sua baixa potência e, consequentemente, à baixa temperatura 
atingida pelo combustível, a água que serve de moderador e refrigerante, é totalmente retirada 
quando ocorre um SCRAM intencional ou emergencial, sem que ocorra problemas nos 
elementos combustíveis [1]. 
O reator possui coeficiente de reatividade negativo, tanto de temperatura como de vazio, 
o que o torna inerentemente seguro. 
O Argonauta é um reator de pesquisa que utiliza urânio enriquecido a 20% do isótopo 
235U (doado pelos Estados Unidos), moderado a água e tendo como refletor grafita 
nuclearmente pura, de origem francesa. Os elementos combustíveis foram fabricados em São 
Paulo, pelo IPEN. 
A operação do reator está a cargo do Serviço do Reator Argonauta (SEREA), ligada a 
Divisão de Engenharia Nuclear (DENN) do Instituto de Engenharia Nuclear (IEN), que é um 
órgão da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN). 
 
49 
 
3.7.1 DESCRIÇÃO GERAL 
 
O reator é constituído de dois cilindros de alumínio colocados concentricamente de modo 
a formar uma coroa cilíndrica ou anel cilíndrico. O cilindro de menor diâmetro é preenchido 
com grafita e é denominada coluna térmica interna. 
No anel formado entre os dois cilindros estão localizados os elementos combustíveis que 
são constituídos de placas formadas por uma mistura sinterizada de óxido de urânio (U3O8) 
com alumínio em pó, mistura essa necessária para a ligação "cermet"/revestimento. As placas 
são revestidas de alumínio, espaçadas de modo que a água entre elas sirva de moderador dos 
nêutrons e refrigere os elementos combustíveis. 
O núcleo é envolvido por blocos de grafita empilhados e possui uma região de maior 
comprimento, denominada coluna térmica externa, contendo várias gavetas para introdução 
de amostras no reator. 
Lâminas de cádmio revestidas de alumínio são os absorvedores de nêutrons térmicos, 
deslocam dentro de canais na grafita refletora, paralelamente à geratriz do cilindro maior e 
tem a função de controlar o fluxo de nêutrons. São em número de seis. Três destas barras 
funcionam como barras de segurança e três, tem a função de controle. 
Envolvendo todo o conjunto acima descrito existe a blindagem biológica de concreto e 
um tanque contendo água para experiências, e que possibilita o acesso às câmaras de 
ionização e serve também como blindagem. Blindagens removíveis são colocadas na parte 
superior do reator permitindo um fácil acesso ao núcleo. 
Detectores de nêutrons estão distribuídos em torno do núcleo constituindo os sistemas de 
pulsos e os canais de potência. O sistema de pulsos utiliza dois detectores BF3 que são 
eficientes para baixos níveis de nêutrons. Um deles é envolvido com cádmio para ser ligado 
quando o nível de contagens de nêutrons aumenta evitando a saturação. 
Os canais de potência utilizam quatro câmaras de ionização de 10B, sendo duas delas 
compensadas de modo a indicar apenas a corrente devida aos nêutrons, eliminando a 
originada pelos raios gama. As correntes elétricas originadas nestas câmaras são 
proporcionais aos fluxos de nêutrons do reator e são indicadas na mesa de controle. 
O Reator Argonauta é extremamente seguro, possuindo coeficiente de reatividade 
negativa, tanto de temperatura como de vazio, o que lhe dá uma característica de segurança 
inerente. 
50 
 
O seu Sistema de Intertravamento, atua de maneira que, por falha, abre a válvula de dreno 
e o moderador é retirado do núcleo, imediatamente, retornando ao tanque de dreno por 
gravidade. Simultaneamente, as barras de controle e segurança são introduzidas por gravidade 
podendo-se, ainda, injetar nitrogênio para produzir "bolhas" no moderador. O sistema de 
introdução de nitrogênio também serve para demonstrar que o reator possui um coeficiente de 
vazio negativo, isto é, nos vazios formados pelas "bolhas de vazio". A perda do 
moderador/refrigerante não implica em problemas para o reator, tendo em vista a sua pequena 
potência de operação. 
Detectores localizados em áreas do salão do reator indicam na mesa de controle o nível 
de radiação gama, desligando o reator quando este nível atinge valores pré-fixados. 
O desligamento manual é realizado por cinco botões de emergência, sendo dois deles 
localizados na mesa de controle e os demais nos seguintes locais: coluna térmica externa, 
poço do reator e topo do reator. 
A água utilizada como moderador fica armazenada no tanque de dreno localizado no 
poço do reator, juntamente com a bomba principal, que é utilizada para bombear água para o 
núcleo, e a secundária que faz a circulação pelo deionizador, trocador de calor e aquecedor 
[1]. 
A seguir é possível observar as principais partes do Argonauta através da Figura 3.10, a 
qual mostra a perspectiva em corte do reator: 
51 
 
/ 
1
 
FIGURA 3.10: Perspectiva em corte do reator Argonauta [1]. 
 
52 
 
3.7.2 REGIÃO DO COMBUSTÍVEL 
 
O anel formado entre os dois tanques interno e externo é denominado região do 
combustível. 
A distribuição dos elementos combustíveis é bastante flexível sendo quatro as maneiras 
mais usuais: em anel, isto é, distribuídos em toda a região (utilizando oito ou nove placas por 
elemento); em dois segmentos de anel iguais e simétricos; em apenas um segmento de anel ou 
em seis conjuntos de dois elementos distribuídos simetricamente. O fluxo de nêutrons e a 
massa crítica são fortemente afetados pelas diferentes distribuições. 
Denomina-se carregamento em "uma lâmina", o carregamento em um segmento de anel. 
Considera-se, com um pequeno erro, como lâmina plana, este tipo de arranjo (aproximação 
para cálculo teórico simplificado). O arranjo de duas lâminas simétricas uniformiza o fluxo. 
O núcleo possui 24 posições nas dimensões dos elementos combustíveis (72,5mm x 
150mm de seção e 609,6mm de altura), espaçados por vinte e quatro cunhas de grafita para 
completá-lo geometricamente. Blocos de mesma dimensão dos elementos combustíveis foram 
usinados e servem para substituição dos mesmos nos diversos arranjos [1]. 
 
3.7.3 O ELEMENTO COMBUSTÍVEL 
Atualmente existem três tipos de elementos combustíveis, a saber: 
• 4 elementos (normal) com 17 placas (≈ 20,0 g 235U); 
• 2 elementos (EMX) com 11 placas (≈ 20,0 g 235U) + 6 placas (≈10,0 g 235U); 
• 2 elementos (EGP) com 7 placas (≈ 10,0 g 235U) + ½ prisma de grafita. 
 
Todos os três tipos de combustíveis formam um conjunto de dimensões externas de 
72,5mm x 149,6mm de seção e 609,6mm de altura. 
As placas dos elementos combustíveis contêm uma mistura de alumínio e de U3O8, 
ambos em pó, sendo o urânio enriquecido a 19,91%. Esta mistura é prensada para 
compactação e pré-sinterização em forno elétrico de mufla, em uma atmosfera de Argônio a 
520°C. O "cermet" (miolo) assim obtido é colocado em uma moldura de alumíniode 12mm 
de espessura e, então, soldado uma de cada lado, a duas chapas de alumínio de 2mm de 
espessura. O conjunto assim formado é laminado inicialmente a quente para caldeamento e 
difusão e, em seguida, a frio, para obter as dimensões de 2,43mm x 72,2mm x 610mm, 
conforme especificação [1]. 
53 
 
 
3.7.4 COLUNA TÉRMICA EXTERNA 
 
Em uma das faces do refletor se justapõe à coluna térmica externa com 1559mm x 
1572mm e altura de 1257mm. É constituída de peças longas de grafita empilhadas em 
camadas cruzadas. A coluna térmica possui treze peças longitudinais removíveis que dão 
acesso ao refletor, com exceção de uma que tangencia o tanque externo. 
 
3.7.5 CANAIS DE IRRADIAÇÃO 
 
A coluna térmica interna possui quatro canais em forma de paralelepípedos. Estes podem 
ser removidos e neles inseridas amostras para irradiação. Enquanto a coluna térmica externa, 
situada na parte frontal do reator, contém treze blocos de grafita que podem ser removidos 
para montagem de arranjos experimentais, exceto o canal J-9 que alcança o núcleo na altura 
média dos elementos combustíveis, e por isso, disponibiliza uma maior intensidade de fluxo 
de nêutrons. 
 
3.7.6 CANAL DE IRRADIAÇÃO J-9 
 
É o principal canal de irradiação e o mais utilizado. Está situado exatamente à meia altura 
do elemento combustível e a 575 mm do piso do reator. Dispõe de um fluxo de nêutrons 
térmicos de 1,522 x 109 n/cm2s no início do canal e razão de cádmio 2,3 ± 0,12 com o plug 
padrão introduzido, à potência de 170 watts. O seu plug padrão é constituído de dois blocos 
de grafita. Um deles é o bloco exterior com 1252 mm de comprimento, o qual contem cinco 
orifícios, sendo quatro com 20 mm de diâmetro e 5 mm de profundidade e um com 38,1mm 
de diâmetro e 50,8mm de profundidade. O outro é o bloco interior com 600 mm de 
comprimento, contando com três orifícios cilíndricos de 38,1mm de diâmetro e 50,8mm de 
profundidade. Um tampão padrão de 600 mm de comprimento preenchido com parafina e 
intercalado por placas de chumbo de 3 mm de espessura é utilizada para complementar a 
blindagem na região exterior do canal. 
Existem ainda outros plugs e blindagens opcionais: um bloco interior opcional de 600 
mm de comprimento com quatro furos cilíndricos de 65 mm de diâmetro e profundidade de 
60 mm para irradiações de amostras; um bloco interior opcional de 600 mm de comprimento 
54 
 
com um orifício central de 25 mm de diâmetro, o qual é utilizado como colimador para 
espectrometria de nêutrons, e onde se pode introduzir tarugos de grafita, berílio ou outros 
moderadores. Isto possibilita a complementação da moderação de nêutrons oriundos do 
núcleo, com considerável incremento na intensidade de nêutrons térmicos. Há também uma 
blindagem opcional preenchida com parafina com 640 mm de comprimento com um orifício 
retangular para colocação de colimadores tipo “soller slit” para espectrometria e ainda um 
segmento exterior opcional de forma cônica, em acrílico, e recoberto por alumínio que 
permite arranjos bem definidos para uso em neutrongrafia com nêutrons térmicos [1]. 
Além disso, no canal J-9 existem várias possibilidades de colimação, como é possível 
observar na Figura 3.11, permitindo ajustar o feixe de nêutrons de acordo com o experimento 
que se vai realizar. São os colimadores de grafita, paralelo, divergente, blocos de grafite 
(termalizador), tipo gaveta e “beam-role”, que definem a intensidade e a divergência do fluxo 
de nêutrons na saída J-9 [5]. 
 
55 
 
/1
 
FIGURA 3.11: Os diferentes colimadores de grafita [1]. 
56 
 
Na saída do canal J-9 encontra-se instalado um espectrômetro de cristal utilizado para 
medidas de seção de choque de materiais e compostos. Ademais, através de técnicas de 
transmissão, espalhamento e de difração de nêutrons por cristais é feita a análise de pureza 
nuclear de elementos e compostos e também a medida do espectro de nêutrons térmicos do 
reator e perfil de fluxo do canal. Por último, na saída deste canal também são instalados os 
sistemas para obtenção de imagens por tomografia e neutrongrafia, como mostra a Figura 
3.12. 
 
 
FIGURA 3.12: Arranjo colimador-moderador no J-9 para obtenção de 
neutrongrafias e tomografias [18]. 
 
As principais características do fluxo de saída deste canal estão apresentadas abaixo na 
Tabela 3.4 [13]: 
 
TABELA 3.4: Características do fluxo de nêutrons na saída do canal J-9 [13]. 
POTÊNCIA DO REATOR: 340 W 
Fluxo térmico (n.cm2.s-1) 4,46 x 105 
Razão de colimação L/D 70 
Razão Nêutron/Gama (n.cm2.mrem-1) 3 x 106 
Energia Média (meV) 30 
 
3.7.7 BLINDAGEM 
 
Blocos de concreto comum empilhados em torno do refletor têm a função de blindagem, 
como é possível observar na Figura 3.13, possuindo espessura mínima de 1800 mm. 
57 
 
Uma parede de concreto de 914 mm de espessura foi construída em frente à coluna 
térmica, possuindo aberturas normalmente blindadas por tarugos de concreto, que permitem a 
retirada da peça de grafita removíveis da coluna. 
No lado oposto à coluna térmica, encontra-se o tanque d’água removível (tanque de 
blindagem) para permitir acesso às câmaras de ionização localizadas em canais existentes no 
refletor externo. Este tanque (Figura 3.13), de dimensões 1219 mm x 2133 mm e altura 1067 
mm, além de servir de blindagem, constitui uma disponibilidade experimental. O tanque está 
apoiado em um carro que possui rodas que se deslocam sobre trilhos. É movimentado usando-
se cabos de aço que se deslocam em um sistema de roldanas, sendo um dos cabos para 
introduzi-lo no túnel existente na blindagem e o outro para retirá-lo. 
Na parte superior do reator, uma placa de alumínio está apoiada sobre uma estrutura de 
vigas de alumínio rebitadas. Nesta chapa, que é vazada de maneira a permitir o acesso ao 
núcleo do reator, ficam apoiadas as barras de controle, os espigões de centralização do escudo 
superior e os "micro-switch" que indicam a existência de blindagem no topo do reator. 
A blindagem do topo é constituída de um escudo construído em concreto de 1537 mm x 
1537 mm x 305 mm revestido com chapa de aço, possuindo no centro uma abertura de 1009,7 
mm de diâmetro permitindo o acesso ao núcleo. Nesta abertura é colocado um tampão 
circular, construído em chapa de aço e preenchido com concreto e minério de ferro, de mesmo 
diâmetro (990,6 mm), e espessura de 305 mm, possuindo dois bujões: um central circular, que 
permite acesso ao orifício central da coluna térmica interna, e o outro radial, que permite a 
carga e descarga dos elementos combustíveis no núcleo. O tampão circular pode girar e 
possui furos permitindo posicionar a abertura do tampão radial acima da posição do elemento 
combustível correspondente ao furo no tampão, posicionando-o no pino do escudo. 
Blindagens adicionais, em número de quatro, constituídas de camadas alternadas de ferro, 
fenolite e concreto, de dimensões 1680 mm x 1680 mm x 210 mm, são colocadas no topo do 
reator, no caso de operações em níveis de potência elevada. Estas blindagens possuem furos 
para acesso ao orifício central da coluna térmica interna e para acesso à cunha especial de 
grafita. 
O reator, no eixo central (tanque de blindagem e coluna térmica externa), possui partes 
em que as blindagens de concreto não são sobrepostas. Tal fato gerou a necessidade de se 
projetar uma estrutura formada de chapas de alumínio, ligadas por parafusos de aço, para 
sustentar o peso das blindagens fixas e removíveis [1]. 
 
58 
 
 
FIGURA 3.13: Corte do reator observando a blindagem de concreto e o tanque 
d’água [18]. 
 
3.7.8 OPERAÇÃO DO REATOR 
 
Para colocar o reator em operação, através da mesa de controle do operador (Figura 3.14), 
a primeira ação a ser feita é a introdução abaixo do núcleo de uma fonte de nêutrons que tem 
como finalidade fornecer um fluxo de nêutrons suficiente para atingir a sensibilidade dos 
instrumentos, uma vez que no início do funcionamentodo reator não existem muitos nêutrons 
para darem uma indicação precisa ao operador do estado do reator. 
 Após a introdução da fonte de nêutrons, são retiradas as três barras de segurança do 
reator. A seguir é fechada a válvula de dreno e ligado a bomba principal, lançando a água do 
tanque de dreno no núcleo. 
Como operação final, as barras de controle são retiradas até a posição conveniente para o 
carregamento de combustível que está sendo usado, mantendo o reator crítico na potência 
desejada. Uma vez crítico o reator, ficam à disposição dos pesquisadores os diversos canais 
experimentais para a realização de seus ensaios [24]. 
 
59 
 
 
FIGURA 3.14: Mesa e painéis de controle do Reator Argonauta. 
 
3.7.9 CONTROLE E SEGURANÇA DO REATOR 
 
Como visto anteriormente, a partida do reator é feita manualmente por uma fonte móvel 
de nêutrons e este é operado através das três barras de controle, como mostra a Figura 3.15. 
Estas são recolhidas por uma embreagem magnética que se, desacopladas, caem por 
gravidade. A reatividade é controlada a partir da posição das barras de controle. Enquanto o 
controle de fluxo é feito por barras de cádmio que deslizam em orifícios existentes no refletor. 
 
60 
 
 
FIGURA 3.15: Barras de controle (1-6) do reator Argonauta [1]. 
61 
 
Os detectores de nêutrons são localizados em torno do núcleo, detectores BF3, e nos 
canais de potência, câmaras de ionização. Além disso, existem detectores de radiação gama 
localizados no salão do reator, que caso atinjam um nível pré-fixado de radiação, desligam 
automaticamente o reator. 
O sistema do reator é extremamente seguro. Qualquer eventual falha, pelo processo de 
gravidade, desencadeia o dreno da água e a queda de todas as barras. Assim, os nêutrons 
deixam de ser moderadores e passam a ser absorvidos pelas barras de cádmio provocando o 
desligamento do reator. 
Para aumentar a segurança do reator, foi instalado um sistema de intertravamento, de 
forma que todas as operações necessárias para colocar o reator em operação tenham que ser 
realizadas em uma determinada ordem, como se indica por uma chave seletora na mesa de 
controle. Desta forma, é impossível efetuar uma operação sem que todas as operações 
anteriores a ela tenham sido realizadas, sendo qualquer tentativa de pular uma das operações 
irrealizável [24]. 
 Quando ocorre alguma falha ou um disparo em qualquer instrumento ou quando é 
acionado um dos botões de emergência, a válvula de dreno é aberta, retirando o moderador do 
núcleo, que imediatamente retorna ao tanque de dreno por gravidade, logo desligando o 
reator. 
 
3.7.10 RADIOPROTEÇÃO DURANTE A OPERAÇÃO DO REATOR 
 
De acordo com o Procedimento 04 de controle de acesso a instalação do reator 
Argonauta, do Manual de Procedimento de Proteção Radiológica do IEN [1], só é possível 
acessar o reator portando um dosímetro de leitura individual para nêutron e gama. Além disso, 
durante a operação, a equipe de proteção radiológica acompanha a atividade realizando 
monitoramento nos locais onde os trabalhos são efetuados [23]. 
Visto que não há uma blindagem separando o salão da saída do canal J-9, o procedimento 
orienta também os usuários a não passarem na frente do canal, visto que o fluxo de nêutrons 
em sua saída é alto, assim obrigando o usuário a dar a volta no salão todo. 
Além disso, qualquer atividade próxima da saída do canal, tais como, troca de amostras, 
ajuste do ângulo do espectrômetro, troca de filmes radiológicos, remoção/colocação de 
amostras para serem irradiadas dentro do canal, só podem acontecer com as barras de controle 
do reator completamente inseridas, ou seja, praticamente desligá-lo. Isto implica em uma 
62 
 
nova partida no reator, operação essa que retarda o desenvolvimento da pesquisa, visto que o 
reator demora por volta de 30 minutos para atingir a criticalidade novamente. 
 
3.7.11 APLICAÇÕES COM O REATOR 
 
Uma das principais aplicações do reator é em fins didáticos, o qual colabora com 
universidade e instituições de pesquisa, ministrando disciplinas e aulas diversas, 
complementando a formação de alunos da graduação ao doutorado. Na última década, cerca 
de 10 trabalhos de pesquisa associados a cursos de mestrado e 11 a cursos de doutorado foram 
obtidos fazendo uso das instalações e das irradiações com nêutrons. Devido à grande 
utilização de técnicas nucleares, o reator tem contribuído muito para o desenvolvimento de 
pesquisas em biologia, meio ambiente, indústria e outras. 
 Além de fins didáticos, o feixe de nêutrons do reator é utilizado em P&D de física 
nuclear aplicada. Estas se tratam de análises não-destrutivas para obter informações sobre a 
construção interna de um objeto ou sobre quais materiais o constituem. Essas técnicas de 
grafia valem-se das propriedades que os nêutrons possuem de apresentarem seções de choque 
que variam aleatoriamente em relação aos elementos e não estabelecerem nenhuma 
dependência com o número atômico ou densidade, como acontece no caso dos raios x e gama. 
 A radiografia pode ser feita por transmissão, reflexão, emissão ou espalhamento de 
nêutrons, como mostra a Figura 3.16. No caso do Reator Argonauta, as imagens são geradas 
por transmissão. Um detector é colocado atrás da amostra, a qual se deseja observar, para 
medir a intensidade da radiação de nêutrons que o atinge. Essa intensidade medida no detector 
é função da seção de choque e espessura do material que o feixe atravessou. O detector 
registra e armazena essa informação em um computador, sendo a imagem bidimensional 
reconstruída posteriormente por métodos computacionais. 
 
 
63 
 
 
FIGURA 3.16: Sistema tomográfico para obtenção de imagens de pequenos 
objetos instalado na saída do canal J-9 [18]. 
 
A produção de radioisótopos é outra aplicação do reator, são feitas por ativação com 
nêutrons térmicos, sendo possível verificar a presença e/ou quantidade de elementos que 
constituem amostras geológicas, arqueológicas, ambientais, de alimentos, de plantas, de 
vegetais e outras. A amostra se torna radioativa após o bombardeio com nêutrons. Em 
seguida, os isótopos radioativos criados são identificados e as concentrações dos elementos 
são determinados pelos raios gama que são emitidos. A vantagem desta sobre as técnicas 
analíticas convencionais é a sensibilidade para detectar pequenas concentrações de muitos 
elementos químicos. Devido ao fluxo do reator Argonauta nos principais locais de irradiação, 
são verificados elementos com concentrações da ordem de ppm (parte por milhão). 
Para realizar a análise por ativação com nêutrons, a amostra é preparada em um recipiente 
selado de plástico ou quartzo. Em seguida, é exposta ao feixe de nêutrons por um tempo 
adequado. Durante a irradiação são criados radioisótopos, geralmente instáveis, que irão 
decair com o tempo. Uma parte dessa energia liberada no decaimento é, na maioria das vezes, 
sob a forma de radiação gama, a qual consegue atravessar para fora do recipiente onde está a 
amostra. Como os raios gamas possuem energias específicas que são característicos do 
radioisótopo, ao serem detectados é possível caracterizar a presença de cada radionuclídeo. 
Devido ao fato de os nêutrons ao atingirem o núcleo do átomo não interferirem nas 
camadas eletrônicas, este método consegue detectar a concentração total de cada elemento, 
independente do estado de oxidação, forma química ou localização física [10]. 
Além disso, ultimamente são realizados experimentos realizados com um espectrômetro 
de cristal ou um espectrômetro de tempo de vôo, os quais se aplicam técnicas como da 
difração para obtenção de nêutrons monocromáticos dentro do espectro térmico do reator e, 
da técnica de transmissão para a obtenção de seções de choque. O método analítico do 
64 
 
agrupamento e parcelamento permite a obtenção de seções de choque para nêutrons de 
moléculas e compostos químicos e a construção debibliotecas de dados de nêutrons, que não 
são disponíveis nas bibliotecas padrões internacionais. 
Trabalhos com aminoácidos também permitem a obtenção de dados de seções de choque 
para aplicação em proteínas e outras moléculas grandes. Estes dados podem ser utilizados, por 
exemplo, para confrontar dados dos fabricantes tanto de aminoácidos como das proteínas. 
Estudos mais profundos com o espalhamento de nêutrons sobre as estrutura e dinâmica 
moleculares de proteínas permitem detectar erros de dobramento que são motivos de diversas 
doenças no ser humano. 
65 
 
4 METODOLOGIA 
 
 
 
A metodologia empregada nesse estudo baseou-se na medida experimental da intensidade 
do fluxo de nêutrons emergentes do canal J-9, quando blindados por diferentes tipos de 
materiais. Para isso utilizou-se um sistema de medidas nucleares baseado no detector BF3, que 
normalmente é utilizado para medidas de seção de choque, e neste trabalho foi adaptado para 
o estudo de eficiência de blindagem. O sistema de medidas encontra-se instalado no 
espectrômetro de cristal, arranjo experimental frontal ao canal J-9, e é composto de: pré 
amplificador, multichannel analyzer, que engloba a fonte de alta tensão, amplificador, e buffer 
multicanal, e eletrônica associada e o software WinSpec, como exposto na Figura 4.1. Tanto o 
multichannel analyzer como o software foram incorporados a instrumentação de medidas já 
existentes no reator Argonauta. 
 
 
FIGURA 4.1: Sistema experimental montado. 
 
Na Tabela 4.1 a seguir está apresentada a especificação da instrumentação utilizada: 
 
66 
 
 TABELA 4.1: Especificação da instrumentação utilizada. 
Equipamento Especificação 
Detector BF3 Wood Counter Laboratory – Modelo 12543 
Pré amplificador Oxford TC 175 
Multi channel analyzer GBS Elektronik GmbH Rossendorf – MCA 166 
WinSpec Versão 2.04.0000 
 
Os parâmetros operacionais do sistema de medidas são apresentados na Tabela 4.2, os 
quais já foram historicamente usados [31]. 
 
TABELA 4.2: Parâmetros operacionais do sistema de medidas. 
Equipamento Parâmetro operacional Valor 
Fonte de alimentação High Voltage (HV) 2000 V 
Amplificador 
Ganho Grosso 1000 
Ganho Fino 1,0 
Buffer multicanal Número de canais 1024 
WinSpec ROIs 
18 a 44 
100 a 828 
 
Para realizar as medidas, o canal J-9 foi preparado utilizando-se os colimadores de grafita 
internos, paralelo e divergente, e na saída do canal instalada a gaveta com colimador de barras 
paralelas, conforme apresentados na Figura 3.11, com os objetivos de intensificar a 
componente térmica e diminuir a divergência e o espalhamento de nêutrons [27]. 
 Na entrada do espectrômetro também foram instalados colimadores e blindagens 
adicionais de cádmio e parafina borada também com o objetivo de evitar a detecção de 
nêutrons espalhados, e assim assegurar a contribuição apenas de nêutrons oriundos do J-9. 
O trabalho experimental dividiu-se em duas etapas. A primeira foi responsável por 
alinhar o feixe de nêutrons do canal J-9 com o detector BF3, de modo a se obter a melhor 
posição para o espectrômetro que seria o ponto em que o feixe direto fosse mais intenso e, 
consequentemente, conseguir obter uma melhor estatística de contagem. A segunda etapa foi 
referente à comparação das medidas do feixe direto e da transmissão do feixe interceptado 
pelas diferentes blindagens. 
67 
 
Na primeira etapa, para obter o posicionamento adequado, o espectrômetro foi montado 
em um sistema de trilhos que possibilita a rotação deste equipamento em até 360 graus, com 
variações mínimas de 0,1 grau. 
Foram realizadas medições entre as posições de θ de -6 a 6 graus, passando pelo zero, 
com intervalo de 1 grau. Na Figura 4.2 é possível observar como foi feita a rotação do 
espectrômetro. Para cada ângulo θ foi calculada uma média simples para um total de três 
medidas, cada uma de 30 segundos. 
 
FIGURA 4.2: Alinhamento do espectrômetro com o fluxo de irradiação do canal 
J-9. 
 
Para a segunda parte experimental foram selecionados diversos materiais, alguns citados 
na literatura especializada, tais como baquelite [31], parafina borada e chumbo [25], alumínio 
e água [2] usualmente utilizados como blindagens para nêutrons e outros em função da alta 
seção de choque (Figura 3.9), como cádmio, gadolínio e elementos hidrogenados, com intuito 
de verificar suas capacidades de blindar o feixe de nêutrons, e assim sugerir qual material será 
mais apropriado para ser empregado como obturador do feixe de nêutrons emergente do canal 
J-9. 
68 
 
Os materiais disponíveis e que foram utilizados e suas características podem ser 
observados na Tabela 4.3 a seguir [31]: 
 
TABELA 4.3: Características dos materiais que serviram como blindagem para o fluxo 
de nêutrons do canal de irradiação J-9 [31]. 
MATERIAL ESPESSURA (cm) DENSIDADE (g/cm3) 
Parafina 1,80 0,90 
Parafina borada 1,25 * 
Cádmio 0,05 8,65 
Gadolínio 0,005 7,90 
Concreto (alta densidade) 2,23 3,60 
Água 2,35 1,00 
Aço inoxidável 0,85 8,00 
Grafite 1,50 2,16 
Ferro 0,85 7,87 
Baquelite (porta amostra) 0,20 1,38 
Chumbo 1,07 11,34 
Alumínio 1,33 2,70 
* Em determinação. 
 
A medida da intensidade do feixe de nêutrons emergentes do canal J-9, feixe direto, foi 
realizada sem nenhum material entre a saída do canal e o detector. Em seguida, posicionou-se 
um a um os materiais descritos acima, de forma a blindar o fluxo oriundo do canal J-9, 
conforme Figura 5.2. Para cada condição descrita acima foram realizadas 3 medidas de 300 
segundos cada. 
 
 
 
69 
 
5 APRESENTAÇÃO E ANÁLISE DOS RESULTADOS 
 
 
 
Seguindo a metodologia, iniciou-se pelo alinhamento do feixe emergente do canal J-9 
com o espectrômetro, onde se encontra o detector BF3. 
Para realização desta etapa, o reator operou a 34 W, sendo realizadas medições entre as 
posições -6 a 6 graus, passando pelo zero, com intervalos de 1 grau. Como é possível observar 
nos resultados apresentados na Tabela 5.1 e no Gráfico 5.1 o alinhamento representado pelo 
maior fluxo de nêutrons ocorreu na posição (-1) grau. Nesta condição foi verificada, através 
do espectro obtido, a relação entre a área sob o pico atribuído a detecção de nêutrons com a 
área sob o pico obtida com a detecção de gama, sendo encontrada a razão de 28,4. 
 
TABELA 5.1: Contagem média de nêutrons por grau. 
Ângulo θ (º) Média 
6 242 
5 231 
4 455 
3 714 
2 976 
1 1876 
0 7773 
-1 15490 
-2 8286 
-3 1342 
-4 1047 
-5 536 
-6 321 
70 
 
 
FIGURA 5.1: Contagem média de nêutrons por grau, no fluxo direto do canal J-
9. 
 
Com espectrômetro alinhado na posição (-1°), iniciou-se a segunda etapa de medidas. A 
potência do reator foi ajustada para 170 Watts, com a finalidade de aumentar a estatística de 
contagem nas condições em que o feixe de nêutrons oriundo do J-9 fosse blindado pelos 
diferentes materiais utilizados. 
Para esse novo nível de potência foi novamente verificada a relação entre a área sob o 
pico de nêutron com a de gama, através do espectro obtido, como mostra a Figura 5.3. 
Obtendo-se uma razão de 28,6, bastante próxima da relação citada anteriormente, 
confirmando assim que não ocorreu a saturação do detector. 
Na Figura 5.2, é possível observar a estrutura montada para as seguintes barreiras: (1) 
Parafina borada; (2) Chumbo; (3) Gadolínio; (4) Concreto; (5) Parafina comum; (6) Ferro; (7) 
Grafite; (8) Alumínio; (9) Cádmio; (10) Porta amostra de Baquelite; (11) Aço inox; (12) Porta 
amostra com água. 
 
71 
 
 
FIGURA 5.2: Estruturas montadas para o experimento, com as diversas 
blindagens. 
 
Iniciando-se pelo feixe direto a média das contagens encontradas para os fluxos de 
nêutrons foi de 348014, com um desvio padrão de 6%. 
Na Figura 5.3 pode ser observado um dos espectros do feixe direto, obtidos no buffer 
multicanal: 
 
72 
 
 
FIGURA 5.3: Espectro de altura de pulsos do BF3 sob irradiação do canal J-9. 
 
Observandoo espectro é possível ver que este foi dividido em duas regiões principais. A 
primeira localizada a esquerda (ROI 18 a 44) encontra-se o pico referente à radiação gama e 
ruídos. A segunda ROI de (100 a 828) é a principal para o estudo em questão, pois representa 
o pico referente às contagens de nêutrons. 
Repetiu-se o mesmo procedimento utilizado para o feixe direto para cada um dos 
materiais em estudo separadamente. Na tabela 5.2 estão dispostos as contagens médias e o 
desvio padrão para as diversas blindagens: 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
73 
 
TABELA 5.2: Média de contagens e desvio padrão para os diferentes materiais. 
Material Média de contagens Desvio padrão (%) 
Parafina 6686 4 
Parafina borada 18909 3 
Cádmio 24992 3 
Gadolínio 93186 5 
Concreto 131429 7 
Porta amostra com água 2496 7 
Porta amostra sem água 151313 2 
Água 148818 2 
Aço inoxidável 169914 2 
Grafite 198425 3 
Ferro 199702 8 
Baquelite 211973 3 
Chumbo 276259 8 
Alumínio 282927 5 
 
Em particular, para determinar a medida para o material água realizou-se uma medida do 
porta amostra com água e uma medida do porta amostra vazio. Dessa forma a medida 
exclusiva para o material água foi determinada pela diferença entre os dois valores. 
Para uma melhor apresentação dos resultados obtidos estão dispostos, a seguir, 
conjuntamente o espectro obtido com o feixe direto e com o material de blindagem em estudo, 
possibilitando assim uma melhor análise na blindagem dos nêutrons provenientes do canal J-
9. 
 
 
FIGURA 5.4: Fluxo direto versus Fluxo transmitido pela Parafina. 
74 
 
 
FIGURA 5.5: Fluxo direto versus Fluxo transmitido pela Parafina borada. 
 
 
FIGURA 5.6: Fluxo direto versus Fluxo transmitido pelo Cádmio. 
 
 
FIGURA 5.7: Fluxo direto versus Fluxo transmitido pelo Gadolínio. 
 
FIGURA 5.8: Fluxo direto versus Fluxo transmitido pelo Concreto. 
 
75 
 
 
FIGURA 5.9: Fluxo direto versus Fluxo transmitido pelo Porta amostra com 
água. 
 
 
FIGURA 5.10: Fluxo direto versus Fluxo transmitido pelo Porta amostra sem 
água. 
 
 
FIGURA 5.11: Fluxo direto versus Fluxo transmitido pelo Aço inoxidável. 
 
 
76 
 
 
FIGURA 5.12: Fluxo direto versus Fluxo transmitido pelo Grafite. 
 
 
FIGURA 5.13: Fluxo direto versus Fluxo transmitido pelo Ferro. 
 
 
FIGURA 5.14: Fluxo direto versus Fluxo transmitido pelo Porta amostra de 
Baquelite. 
 
 
FIGURA 5.15: Fluxo direto versus Fluxo transmitido pelo Chumbo. 
77 
 
 
 
FIGURA 5.16: Fluxo direto versus Fluxo transmitido pelo Alumínio. 
 
Observando as medidas experimentais representadas pelos espectros foi possível calcular 
a transmissão do feixe quando blindados pelos materiais. 
A seguir, na Tabela 5.3, é apresentada a transmissão para cada um dos materiais em 
estudo: 
 
TABELA 5.3: Transmissão dos diferentes materiais. 
Material Espessura (cm) Transmissão 
Parafina 1,80 0,019 
Parafina borada 1,25 0,054 
Cádmio 0,05 0,072 
Gadolínio 0,005 0,268 
Concreto 2,23 0,378 
Água 2,35 0,428 
Aço inoxidável 0,85 0,488 
Grafite 1,50 0,570 
Ferro 0,85 0,574 
Baquelite 0,20 0,609 
Chumbo 1,07 0,794 
Alumínio 1,33 0,813 
 
78 
 
6 CONCLUSÕES E SUGESTÕES 
 
 
 
6.1 CONCLUSÕES 
 
 
Os resultados obtidos pelas medidas experimentais estão em acordo com a literatura, isto 
é, os materiais que apresentam menor transmissão de nêutrons são os hidrogenados, a 
parafina, a parafina borada, a água e o concreto, assim como, o cádmio e o gadolínio. E por 
isso são os mais indicados para serem utilizados no obturador do feixe. Por outro lado, 
também pode se observar que os metais, tais como alumínio, chumbo, ferro e aço inoxidável 
apresentam uma grande transmissão. Além disso, para a escolha do melhor material a ser 
utilizado como obturador do feixe deve-se levar em consideração o custo, manuseio e 
disponibilidade. 
Diante dos resultados obtidos recomenda-se a utilização dos materiais hidrogenados, que 
poderia ser a parafina, a água ou o concreto. Porém, devido as considerações relacionadas a 
construção do obturador recomenda-se um estudo complementar para determinar a melhor 
geometria do mesmo. 
Destaca-se ainda o emprego da metodologia de medida da transmissão do feixe de 
nêutrons, normalmente utilizada em estudos para medidas de seção de choque, para obtenção 
dos resultados obtidos nesse estudo. 
Ressalta-se ainda, a utilização de instrumentação de medidas nucleares, existentes no 
reator Argonauta que foi adaptada para a utilização de equipamentos modernos, com controle 
operacional via software, o que facilitou a interpretação, análise e conclusões dos resultados. 
 
 
6.2 SUGESTÕES PARA TRABALHOS FUTUROS 
 
 
 Fica como principal sugestão para futuros trabalhos realizar simulações com o código 
MCNPX para as mesmas condições das medidas experimentais feitas nesse trabalho. Uma 
vez as medidas da simulação validadas, estas poderão ser utilizadas na análise de outros 
79 
 
materiais não disponíveis durante a execução deste trabalho ou em uma blindagem composta 
por vários materiais ou na variação das espessuras e na determinação das seções de choque 
totais dos materiais. 
Também é um tópico interessante para ser desenvolvido em futuros trabalhos, o estudo 
do deslocamento dos espectros de altura de pulso observado para os materiais absorvedores. 
Outro trabalho que também poderia ser desenvolvido a partir das medidas obtidas nessa 
dissertação seria um estudo verificando a influência da radiação gama emitida do canal J-9 
nas questões radiológicas do reator Argonauta. 
80 
 
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