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Irradiadores industriais
e sua radioproteção
Ary de Araújo Rodrigues Júnior
Edição do autor
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
IRRADIADORES INDUSTRIAIS 
 E SUA RADIOPROTEÇÃO 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
ARY DE ARAÚJO RODRIGUES JÚNIOR 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
IRRADIADORES INDUSTRIAIS 
 E SUA RADIOPROTEÇÃO 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
1ª Edição 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
Maringá – PR 
Brasil 
Edição do Autor 
2014 
 
© 2014 Ary de Araújo Rodrigues Júnior 
 
Capa: Irradiador público do IPEN – Instituto de Pesquisas 
energéticas e Nucleares/ CNEN-SP: CALVO, W. A. P.; 
RELA, P. R.; SPRENGER, F. E.; COSTA, F. E.; OMI, N. 
M.; VIEIRA, J. M. A Small Size Continuos Industrial 
Gamma Irradiator. Radiat. Phys. Chem, v. 71, p. 563-565, 
2004. 
 
Revisão de Texto: Marta Yumi Ando 
 
 
_______________________________________________ 
 
Rodrigues Júnior, Ary de Araújo 
Irradiadores industriais e sua radioproteção/ Ary de Araújo 
Rodrigues Júnior – Maringá-PR: edição do autor, 2014. 
 
 
ISBN 978-85-916385-1-2 
 
 
1. Física Nuclear 2. Radioproteção 3. Irradiadores gama 4. 
Aceleradores de elétrons 5. Irradiação industrial I. Título. 
_______________________________________________ 
 
 
i 
Sumário 
Sobre o autor V 
Agradecimentos V 
Pequeno glossário VI 
Introdução IX 
1. Um pouco de Física das radiações e de radioproteção 1 
1.1. Grandezas e unidades da Física das radiações 1 
1.1.1 O elétron volt (eV) 1 
1.1.2 Exposição 1 
1.1.3 Dose absorvida 2 
1.1.4 Dose equivalente 3 
1.1.5 Atividade 5 
1.1.6 Meia-vida 5 
1.1.7 Decaimento radioativo 7 
1.2 Radioproteção 9 
1.2.1 Irradiação e contaminação radioativa 9 
1.2.1.1 Irradiação 9 
1.2.1.2 Contaminação 10 
1.2.2 Radiação de fundo 10 
1.2.3 Limites de dose para Indivíduo Ocupacionalmente Exposto 
(IOE) e para indivíduos do público 
12 
2. Irradiadores 15 
2.1 Irradiadores gama 17 
2.1.1 Irradiador gama de categoria I (autoblindado) 17 
2.1.2 Irradiador gama de categoria II (panorâmico e com 
armazenagem da fonte a seco) 
20 
2.1.3 Irradiador gama de categoria III (autoblindado com água) 24 
2.1.4 Irradiador gama de categoria IV (panorâmico e de 
armazenagem da fonte em água) 
26 
2.1.4.1 Fonte de irradiadores gama de categoria IV 28 
2.1.4.2 Mecanismos de transporte dos materiais a serem 
processados em irradiadores gama de categoria IV 
33 
2.1.4.3 Blindagem de irradiadores gama 39 
2.2 Aceleradores 40 
2.2.1. Aceleradores de categoria I (irradiador blindado) 41 
2.2.2 Aceleradores de categoria II (irradiador dentro de uma sala 
blindada) 
42 
3. Segurança 47 
3.1 Responsabilidades 48 
3.2 Defesa em Profundidade 49 
ii 
3.3 Sistemas de segurança pela SSG-8 51 
3.4 Conceito de Falha Segura (Fail Safe) 89 
3.5 Como aprender estes conceitos 90 
4 Manutenções 97 
4.1 Semanalmente 97 
4.2 Mensalmente 98 
4.3 Semestralmente 100 
4.4 Testes de vazamento das fontes radioativas 100 
4.5 Modificações da instalação 100 
4.6 Levantamento radiométrico (Shield survey) 101 
4.7 Auditorias 102 
5 Treinamento 103 
5.1 Inicial 103 
5.2 Periódico 104 
5.2.1 Periódico para cargos abaixo do operador 105 
5.2.2 Periódico para operadores 106 
5.3 Formação de operadores 107 
5.4 Registro dos treinamentos 109 
5.5 Cultura de segurança 110 
6 Acidentes 111 
6.1 Stimos (Itália – maio de 1975) 113 
6.1.1 O irradiador 113 
6.1.2 Entrada no irradiador pelo procedimento regular 114 
6.1.3 O acidente 115 
6.1.4 Causas do acidente 115 
6.1.5 Atualização do irradiador 116 
6.2 San Salvador (El Salvador – 05 de fevereiro de 1989) 116 
6.2.1 O irradiador 116 
6.2.2 Situação em fevereiro de 1989 118 
6.2.3 O acidente 122 
6.2.4 Desdobramentos 126 
6.2.5 Lições gerais aprendidas 128 
6.3 Soreq (Israel – 21 de junho de 1990) 129 
6.3.1 O irradiador 129 
6.3.2 Operação supervisão e treinamento 133 
6.3.3 O acidente 135 
6.3.4 Lições e ações 138 
6.3.4.1 Administração da planta 138 
6.3.4.2 Fabricante 138 
6.3.4.3 Autoridades competentes 139 
6.3.4.4 Complementares 139 
6.4 Nesvizh (Bielo Rússia – 26 de outubro de 1991) 139 
iii 
6.4.1 O irradiador 139 
6.4.2 Sistema de transporte dos produtos 142 
6.4.3 Sistema de segurança 145 
6.4.4 Sequência de entrada no irradiador 146 
6.4.5 Sequência para sair do irradiador 147 
6.4.6 Operação e manutenção 148 
6.4.7 Perfil do operador 149 
6.4.8 O acidente 149 
6.4.9. Lições aprendidas 151 
6.5 Illinois (EUA – fevereiro de 1965) 152 
6.5.1 O irradiador 152 
6.5.2 O acidente 152 
6.5.3 Causas do acidente 153 
6.6 Maryland (EUA – 11 de dezembro de 1991) 153 
6.6.1 O irradiador 153 
6.6.2 Perfil do operador e do seu assistente 154 
6.6.3 O acidente 154 
6.6.4 Lições aprendidas ou causas do acidente 155 
6.7 Hanói (Vietnam – 17 de novembro de 1992) 156 
6.7.1 O irradiador 156 
6.7.2 Sistemas de segurança e controle 157 
6.7.3 O acidente 159 
6.7.4 Lições aprendidas ou causas do acidente 162 
6.8 Fleurus (Bélgica – 11 de março de 2006) 162 
6.8.1 O irradiador 162 
6.8.2 O acidente 163 
6.8.3 Causas do acidente 164 
6.8.4 Lições gerais 164 
6.9 Considerações finais sobre acidentes 164 
7. Transporte e carga do material radioativo 167 
7.1 Licença de importação 167 
7.2 Transporte 167 
7.3 Carga 171 
8. Reflexão final sobre segurança 181 
9. Questões de exames específicos da CNEN 185 
9.1 Questões 185 
9.2 Sugestões de resposta 188 
Referências 207 
Seção de apêndices 
Interação da radiação gama e X com a matéria 
Exemplo de manual e de planilha da manutenção semanal 
Exemplo de manual e de planilha da manutenção mensal 
 
iv 
Exemplo de manual e de planilha da manutenção trimestral, 
semestral e anual 
88888 
Planilha para levantamento radiométrico de um irradiador JS 
9600, fornecida pelo fabricante, a MDS Nordion (Canadá) 
 
Exemplo de planilha de acompanhamento da água 
Artigo: Adaptação de um jogo comercial de perguntas para o 
auxílio no ensino de radioproteção 
 
Artigo: Relembrando os conceitos de radioproteção por meio 
de um jogo comercial adaptado 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
v 
Sobre o autor: 
Bacharel em Física pelo Instituto de Física da Universidade de São Paulo 
(IFUSP, 1991), é mestre e doutor em Ciências na área de Tecnologia Nuclear-
Aplicações, pela Universidade de São Paulo/ Instituto de Pesquisas Energéticas e 
Nucleares (USP/IPEN), títulos adquiridos, respectivamente, em 2000 e 2005. Trabalhou 
na iniciativa privada por 13 anos no setor de esterilização de materiais médicos por 
radiação e irradiação de alimentos. Foi professor na Universidade Estadual de Maringá 
– campus de Umuarama (2004-2005), na Universidade Estadual de Londrina (2005-
2006), na Unicentro – campus de Guarapuava (2009-2010) e desde 2010 é professor na 
Universidade Estadual de Maringá – campus sede. É consultor de empresas na área de 
irradiadores industriais, de dosimetria de alta dose e de radioproteção. Também é autor 
dos livros: Um pouco do cotidiano dos cientistas (divulgação científica) e Small 
ionization chamber for high dose measurements (técnico). Contatos para críticas, 
sugestões ou esclarecimentos: aryarj@ig.com.br. 
 
Agradecimentos 
A todos os colegas que aceitaram o trabalho de analisar esta obra e forneceram 
valiosos comentários, críticas e sugestões, em especial a: 
Adaugoberto Soares de Pinho _ Instituto de Radioproteção e Dosimetria (IRD)/ 
CNEN-RJ; 
Gilberto Ribeiro Furlan _ Centro de Energia Nuclear na Agricultura (CENA)/ 
USP; 
Manoel Gomes _ REGAFFAssessoria em Vigilância Sanitária; 
Nelson Minoru Omi _ Instituto de Pesquisas Energéticas e Nucleares (IPEN)/ 
CNEN-SP. 
 
 
 
 
 
 
 
 
vi 
Pequeno glossário 
Área controlada: área sujeita a regras especiais de proteção e segurança, com a 
finalidade de controlar as exposições normais, prevenir a disseminação de contaminação 
radioativa e prevenir ou limitar a amplitude das exposições potenciais. 
Área livre: qualquer área que não seja classificada como área controlada ou área 
supervisionada. 
Área supervisionada: área para a qual as condições de exposição ocupacional 
são mantidas sob supervisão, mesmo que medidas de proteção e segurança específicas 
não sejam normalmente necessárias. 
Atividade (de uma quantidade de radionuclídeo em um determinado estado de 
energia em um instante de tempo): grandeza definida por A=dN/dt, onde dN é o valor 
esperado do número de transições nucleares espontâneas daquele estado de energia no 
intervalo de tempo dt. A unidade no sistema internacional é o recíproco do segundo (s-
1), denominada becquerel (Bq). 
CNEN: Comissão Nacional de Energia Nuclear. 
Dose: dose absorvida ou dose equivalente, dependendo do contexto. 
Dose absorvida: grandeza dosimétrica fundamental expressa por D = dε /dm, 
onde dε é a energia média depositada pela radiação em um volume elementar de matéria 
de massa dm. A unidade no sistema internacional é o joule por quilograma (J/kg), 
denominada gray (Gy). 
Dose equivalente: HT - grandeza expressa por HT = DTwR, onde DT é a dose 
absorvida média no órgão ou tecido e wR é o fator de ponderação da radiação. A 
unidade no sistema internacional é o joule por quilograma (J/kg), denominada sievert 
(Sv). 
Efeito Cherenkov: quando uma partícula carregada eletricamente (como o 
elétron) atravessa um meio isolante (como a água deionizada) a uma velocidade 
superior à da luz nesse meio, ela emite radiação eletromagnética que vai do visível ao 
ultravioleta, sendo que, no primeiro caso, será um brilho azulado porque a intensidade 
será maior nas altas frequências. 
Efeitos determinísticos: efeitos para os quais existe um limiar de dose 
absorvida, necessário para sua ocorrência e cuja gravidade aumenta com o aumento da 
dose. 
 
vii 
Efeitos estocásticos: efeitos para os quais não existe um limiar de dose para sua 
ocorrência e cuja probabilidade de ocorrência é uma função da dose. A gravidade desses 
efeitos é independente da dose. 
Empregador: pessoa física ou jurídica com responsabilidades e deveres 
reconhecidos com relação a seu empregado, estagiário, bolsista ou estudante, no seu 
trabalho ou treinamento, devido a um contrato ou outro acordo formal. Um autônomo é 
considerado empregador e empregado. 
Exposição: ato ou condição de estar submetido à radiação ionizante. 
Fonte: equipamento ou material que emite, ou é capaz de emitir, radiação 
ionizante ou de liberar substâncias ou materiais radioativos. 
Grade de fontes: contém módulos, que, por sua vez, contêm as fontes 
individuais. 
IAEA: Agência Internacional de Energia Atômica. 
Instalação: estabelecimento ou parte de um estabelecimento ou local destinado à 
realização de uma prática. A instalação pode ser classificada como instalação nuclear ou 
instalação radiativa. 
Instalação radiativa: estabelecimento ou instalação onde se produzem, utilizam, 
transportam ou armazenam fontes de radiação. Excetuam-se dessa definição: as 
instalações nucleares e os veículos transportadores de fontes de radiação, quando estas 
não são partes integrantes dos mesmos. 
IOE: Indivíduo Ocupacionalmente Exposto, ou seja, indivíduo sujeito à 
exposição ocupacional. 
Isótopo: elemento químico que possui o mesmo número de prótons e diferente 
número de nêutrons. 
Labirinto: corredor em formato tortuoso, que liga o meio externo à sala de 
irradiação; sua finalidade é absorver a radiação espalhada, de forma a atenuá-la a 
valores da radiação de fundo ou abaixo. 
Processamento: ato de irradiar materiais em série. 
Proteção radiológica ou Radioproteção: conjunto de medidas que visam a 
proteger o ser humano e seus descendentes contra possíveis efeitos indesejados 
causados pela radiação ionizante. 
Radiação ionizante ou Radiação: qualquer partícula ou radiação 
eletromagnética que, ao interagir com a matéria, ioniza seus átomos ou moléculas. 
Radionuclídeo: núcleo de átomo que emite radiação. 
 
viii 
Radisótopo: isótopo instável de um elemento químico. 
Shroud: placas de metal paralelas aos lados da fonte, quando ela se encontra na 
posição de exposição, formando uma capa protetora. 
Situação de Emergência: situação envolvendo exposição temporária de 
pessoas, em decorrência de acidente, terrorismo ou sabotagem, que implique 
intervenção. 
SS-107: Safety Series 107 – Radiation safety of gamma and electron irradiation 
facilities, publicação da IAEA de 1992; foi substituída pela SSG-8. 
SSG-8: Specific Safety Guide No. 8 – Radiation safety of gamma, electron and X 
ray irradiation facilities, publicação da IAEA de 2010, dentro da Safety Standards 
Series. 
Supervisor de proteção radiológica (SPR) ou supervisor de radioproteção 
(SR): indivíduo com habilitação de qualificação emitida pela CNEN, no âmbito de sua 
atuação, formalmente designado pelo titular da instalação para assumir a condução das 
tarefas relativas às ações de proteção radiológica na instalação relacionada àquela 
prática. 
Passivação: cinética eletroquímica, que resulta da formação de películas 
protetoras sobre a superfície de metais por imposição de correntes. A passivação presta-
se para assegurar a resistência à corrosão do componente ou peça e, consequentemente, 
sua durabilidade. 
Supervisor de proteção radiológica ou supervisor de radioproteção: 
indivíduo com habilitação de qualificação emitida pela CNEN, no âmbito de sua 
atuação, formalmente designado pelo titular da instalação para assumir a condução das 
tarefas relativas às ações de proteção radiológica na instalação relacionada àquela 
prática. 
Switch (plural: switches): interruptor ou chave de energia elétrica, com formato 
e forma de acionamento específico, para a função para a qual foi projetado. 
Titular: responsável legal pela instituição, estabelecimento ou instalação para a 
qual foi outorgada, pela CNEN, uma licença, autorização ou qualquer outro ato 
administrativo de natureza semelhante. 
 
 
 
 
 
ix 
Introdução 
Apesar do foco deste livro ser irradiadores gama, 90% do exposto aqui também 
pode ser aplicado aos aceleradores de elétrons e aos de produção de raios X, pois todos 
seguem a mesma recomendação internacional emitida pela IAEA (Agência 
Internacional de Energia Atômica), órgão da Organização das Nações Unidas (ONU), 
ou seja, a SSG-8 (Specific Safety Guide – Radiation Safety of Gamma, Electron and X 
Ray Irradiation Facilities) emitida em 2010, em substituição à SS-107 (Safety Series 
107 - Radiation Safety of Gamma and Electron and Irradiation Facilities) de 1992. 
Ambas estão disponíveis para serem copiadas gratuitamente no formato pdf no sítio da 
IAEA. As normas da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) também estão 
disponíveis gratuitamente no respectivo sítio (www.cnen.gov.br). 
Aqui você poderá saber como funcionam os irradiadores gama e aceleradores 
para fins industriais e de pesquisa e toda a parte de segurança radiológica que deve 
acompanhar o trabalho com eles. O texto foi pensado, principalmente para os que 
pretendem se tornar supervisores de radioproteção para irradiadores gama, mas também 
é útil aos empresários que pensam em enveredar por essa área e aos que são 
simplesmente curiosos. Aviso que este livro é apenas uma introdução ao assunto e está 
longe de ser exaustivo. 
Tanto faz o título: Supervisor de Radioproteção (SR) ou Supervisor de ProteçãoRadiológica (SPR), ambos têm o mesmo significado e adotarei a primeira denominação. 
O processo de certificação varia de país para país. No Brasil, a CNEN rege todo o 
processo e um candidato a SR deve preencher alguns requisitos (Resolução CNEN-No 
111 de 24 de agosto de 2011; Certificação da Qualificação de Supervisores de Proteção 
Radiológica, publicada no Diário Oficial da União em 5 de setembro de 2011): 
 
� Possuir diploma de curso de nível superior de graduação (Bacharel, Tecnólogo 
ou Licenciado) reconhecido pelo Ministério da Educação, nas áreas biomédica, 
científica ou tecnológica; 
� A formação acadêmica do candidato deve ser compatível com a área de atuação 
pretendida; 
� O candidato deve possuir experiência operacional na área de atuação pretendida, 
abrangendo a familiaridade com atividades de proteção radiológica durante a 
operação da instalação por um tempo mínimo descrito na resolução; 
 
x 
� A experiência operacional deve ter sido adquirida nos últimos cinco anos 
anteriores à data de solicitação da certificação; 
� O tempo de experiência operacional deve ser comprovado mediante declaração 
do supervisor de proteção radiológica da instalação na qual a experiência 
operacional foi adquirida, do titular da instalação ou do chefe do serviço de 
proteção radiológica. 
 
Depois de preencher o requerimento de inscrição, de anexar os certificados 
exigidos e de pagar a taxa de inscrição (é claro), toda essa documentação deve ser 
enviada para a CNEN. Sendo a inscrição aceita, o candidato está apto a realizar os 
exames do processo de certificação. São em número de três e cada um deles 
corresponde a um exame de conhecimento. Em cada um, a nota mínima necessária 
para passar para o próximo exame é “7 (sete)”; portanto, o candidato estará 
automaticamente eliminado se não alcançar essa nota em um deles. O programa de 
cada exame é descrito no “Manual do Candidato”, assim como na bibliografia, que 
pode ser copiado do sítio da CNEN. Resumidamente, são: 
 
Primeiro exame: 
� Sobre tópicos básicos de energia nuclear (que, há muitos anos, é de múltipla 
escolha). 
 
Observação: Este livro não cobre esta parte, mas há boa bibliografia 
disponível nas livrarias, bibliotecas e na internet, além de cursos oferecidos por 
instituições particulares. Apenas o capítulo 1 é dedicado à parte básica de física das 
radiações, mas contém somente a informação necessária, para permitir uma melhor 
compreensão do funcionamento dos irradiadores. 
 
Importante: Quem já possui uma certificação de SR válida, não importa a 
área, pode ser dispensado desse primeiro exame*. 
 
Segundo exame (em minha opinião, o mais difícil): 
� Questões dissertativas sobre tópicos específicos da área, em que se deseja obter 
a certificação (neste caso, irradiadores gama de categoria I a IV e aceleradores 
de categoria I e II). 
 
xi 
 
Terceiro e último exame: 
� Prático. Em geral, ele é realizado em um irradiador industrial de grande porte. 
Atualmente, a CNEN não qualifica SR para cada uma das quatro categorias de 
irradiador gama, mas ela foca na IV (no caso de aceleradores ela foca na II), que é a 
mais completa (ver capítulo 2). Com essa certificação, a pessoa estará, 
automaticamente, qualificada para todas as categorias. O fato de uma empresa possuir 
outros tipos de irradiadores que não o gama de categoria IV não importa. Espera-se que, 
no futuro, a CNEN qualifique SR para as diferentes categorias de irradiadores; nesse 
meio tempo, o candidato deve ter conhecimento em todas elas e, principalmente, na IV. 
O número de supervisores de radioproteção exigido pela CNEN, para autorizar o 
funcionamento de uma instalação que possua um irradiador gama industrial, nunca é 
inferior a dois. Se houver mais de um irradiador no mesmo local, certamente, esse 
número será maior. 
Como a ideia já pode ter ocorrido a alguém, vale ressaltar que, pelo 
entendimento da CNEN, o titular da instalação (dono, acionista majoritário, presidente, 
etc.) não pode acumular a função de supervisor de radioproteção. Isso não significa que 
ele não possa obter a certificação, significa simplesmente que ele não pode exercê-la na 
própria empresa. 
 
Boa leitura! 
 
Fís. Ary de Araujo Rodrigues Junior, Dr. – SR: GP 0018 
 
*Caso você seja um empresário que pretende montar uma empresa de irradiação, 
ao invés de treinar um funcionário da estaca zero, há a opção de procurar um supervisor 
de radioproteção ou ex-supervisor de outras áreas (medicina nuclear, radioterapia, 
medidores nucleares, perfilagem de poços de petróleo, radiografia industrial, traçadores 
radioativos, etc.) que possua certificação válida. Esse profissional tem o direito de pedir 
a dispensa do primeiro exame, o que é uma etapa a menos. Outra vantagem é que ele ou 
ela já terá familiaridade com as aplicações da radiação, o que facilitará em muito o 
treinamento específico. 
 
 
1 
1. Um pouco de Física das radiações e de radioproteção 
Neste capítulo, serão apresentadas algumas grandezas e unidades, bem como 
conceitos básicos de radioproteção, necessários para o entendimento deste livro. Caso o leitor 
já esteja familiarizado com esses tópicos, pode pular este capítulo sem nenhum prejuízo. No 
sentido contrário, se houver necessidade de se aprofundar no tema, recomendo consultar as 
referências utilizadas. 
 
1.1. Grandezas e unidades da Física das radiações 
1.1.1 O elétron volt (eV) 
Trata-se de uma unidade de medida de energia, sendo definida como: a energia gasta 
pelo elétron para atravessar um campo de 1 V. Sua correspondência em joules (J) é: 
 
1eV = 1,602 x 10-19 J 
 
A energia da radiação emitida por uma fonte é fornecida nessa unidade. Por exemplo, 
a luz visível tem energia da ordem de eV, o raio X diagnóstico da ordem de keV, o polônio-
214 emite partículas alfa da ordem de 7,8 MeV e o berílio-7 emite um fóton de 478 keV 
[Biral, 2002; Dimenstein e Hornos, 2001; Okuno, 1998; Okuno e Yoshimura, 2010]. 
 
1.1.2 Exposição 
Foi a primeira grandeza da área da Física das Radiações. A primeira tentativa de sua 
definição ocorreu em 1928, mas somente em 1962 é que se chegou à atual. Ela é aplicada 
apenas para caracterizar as radiações ionizantes eletromagnéticas (raios X e gama) em termos 
da carga elétrica que estas produzem em uma massa de ar. É simbolizada pela letra "x" 
maiúscula (X): 
 
 dQ 
X =  C / kg 
 dm 
 
A unidade da grandeza exposição no S.I (Sistema Internacional) é o coulomb por 
quilograma (C / kg). A unidade anterior ao S.I é o röentgen (R), nome dado em homenagem 
2 
ao descobridor dos raios X, Wilhelm Röentgen. A equivalência de röentgens em C/kg 
[McLaughlin et al., 1989; Okuno, 1998; Okuno e Yoshimura, 2010] é: 
 
1 R = 2,58 x 10-4 C/kg. 
 
1.1.3 Dose absorvida 
Sua definição data de 1950 e é a grandeza dosimétrica mais importante na área de 
processamento por radiação. A dose absorvida (D) é definida como a energia média cedida 
pela radiação ionizante (dĒ) a um elemento de volume com massa (dm): 
 
 dĒ 
D = ——— 
 dm 
 
Importante notar que, ao contrário da exposição, a dose absorvida é aplicável para 
qualquer tipo de radiação e para qualquer tipo de material, mas adotando-se a água como 
meio de calibração e de referência. 
No Sistema Internacional, a energia é dada em joules (J) e a massa em quilos (kg), 
portanto a sua unidade é o joule por quilograma (J/kg). Por questões práticas, adotou-se um 
nome para a unidade de dose absorvida, que é o gray (Gy), também pertencente ao Sistema 
Internacional. Essa unidade foi adotada em 1975 para homenagear Louis Harold Gray (1905 
– 1965), um dos pioneiros da Medicina, da Biologia e da Física das Radiações. A 
equivalência do gray com a unidade anterior, o rad [McLaughlin et al., 1989 Okuno e 
Yoshimura,2010] é: 
 
1 Gy = 100 rad 
 
A dose absorvida por unidade de tempo é expressa como a taxa de dose absorvida: 
 
 . dD 
D = ——— 
 dt 
 
3 
No Sistema Internacional, a unidade da taxa de dose absorvida é o gray por segundo 
(Gy/s), mas ela também pode ser expressa em gray por minuto ou hora, dependendo da 
conveniência. 
 
Em termos comparativos, caso o material envolvido seja o ar, a correspondência entre 
a exposição e a dose absorvida [Biral, 2002; Okuno e Yoshimura, 2010] é: 
 
1R = 2,58 x 10-4 C/kg = 8,76 mGy = 0,876 rad 
 
1.1.4 Dose equivalente 
Essa grandeza foi definida em 1962 e sua tradução correta deveria ter sido: 
equivalente de dose [Okuno, 1998]. Ela foi criada devido ao fato de que, para uma mesma 
dose absorvida, o dano biológico poderá ser maior ou menor, dependendo do tipo de radiação 
[Biral, 2002; Okuno, 1998; Okuno e Yoshimura, 2010]. Isto porque, quanto maior o número 
de ionizações produzidas por unidade de comprimento, maior é o dano. Para um material 
inanimado, isso pode não fazer muita diferença. Por exemplo, se um pedaço de plástico for 
irradiado por partícula beta por longo tempo, isso pode não trazer maiores consequências, 
além de uma possível fragilização do local irradiado, mas se for a pele humana, essa 
irradiação pode provocar a indução de um câncer de pele no local, apesar de a dose ser a 
mesma. Portanto, essa grandeza leva em conta o dano biológico e é utilizada para fins de 
proteção radiológica. 
A definição de dose equivalente é: a dose absorvida multiplicada por um coeficiente 
de peso, que dependerá do tipo da radiação incidente, pois o número de ionizações 
produzidas por unidade de comprimento durante o trajeto varia para cada tipo de radiação. As 
mais ionizantes e as menos penetrantes são as compostas por partículas com carga e as menos 
ionizantes e as mais penetrantes são as eletromagnéticas (raios X e gama), sendo estas 
últimas as utilizadas no processamento por radiação. Matematicamente: 
H = D.Wr 
 
H = dose equivalente 
D = dose absorvida 
Wr = coeficiente de peso, que dependerá do tipo de radiação 
incidente 
 
4 
A Tabela 1.1 apresenta os valores aceitos de Wr para vários tipos de radiação. Por 
meio dessa tabela, pode-se observar que a dose absorvida e a equivalente, no caso da radiação 
eletromagnética (fótons), são numericamente iguais. 
 
Tabela 1.1: Coeficientes de peso (Wr) para os vários tipos de radiação [CNEN, 2011] 
 
Feixe de radiação ionizante Coeficiente de peso da radiação 
incidente (Wr) 
Fótons, todas as energias 1 
Elétrons e múons, de todas as energias 1 
Nêutrons 
Energia abaixo de 10 keV 
100 keV a 100 keV 
100 keV a 2 MeV 
2 MeV a 20 MeV 
Maior do que 20 MeV 
 
5 
10 
20 
10 
5 
Prótons com energia acima de 2 MeV (excetuando 
próton de recuo) 
5 
Partículas alfa, fragmentos de fissão, núcleos 
pesados 
20 
 
No Sistema Internacional, a unidade da dose equivalente é o sievert (Sv) e foi adotada 
em 1979, em homenagem ao físico Sueco Rolf Sievert (1896-1966). A unidade anterior se 
chamava rem (roentgen equivalent man ou equivalente em roentgen no homem) e a 
equivalência entre as duas é: 
1 Sv = 100 rem 
 
A taxa de dose equivalente será expressa pela dose equivalente aplicada por unidade 
de tempo (segundo, hora etc.) [Biral, 2002; Okuno, 1998]: 
 
. Sv Sv 
H =  ;  ; Etc. 
 S h 
 
Como cada órgão do corpo humano apresenta uma sensibilidade diferente à radiação, 
há outro fator que deve ser multiplicado à dose equivalente, cujo valor dependerá da parte do 
corpo sob irradiação. No caso da irradiação de humanos (por exemplo, na radioterapia), essa 
5 
informação é relevante, mas no caso da irradiação de materiais, ela é desnecessária e, 
portanto, não será abordada. 
 
1.1.5 Atividade 
É definida como o número de desintegrações nucleares dos átomos de uma amostra 
radioativa, na unidade de tempo. Por sua vez a desintegração é definida como: o processo, 
espontâneo ou provocado, em que um núcleo atômico emite uma partícula (dicionário 
Aurélio, 1994). Cada vez que há uma desintegração, há emissão de radiação. No Sistema 
Internacional, a unidade de medida dessa grandeza é o bequerel (Bq), cujo plural é bequerels. 
A sua definição é: 
1Bq = uma desintegração por segundo 
 
Portanto, se uma amostra tem 1000 Bq, ela apresenta 1000 desintegrações por 
segundo. A unidade anterior ao bequerel se chamava curie (Ci), em homenagem a Pierre e 
Maria Sklodowska Curie (Mme. Curie), que desenvolveram trabalhos pioneiros com 
materiais radioativos. Um curie é definido como o número de desintegrações por segundo 
presente em um grama de rádio-226, que perfaz 3,7 x 1010 desintegrações por segundo. 
Portanto, a correspondência entre a unidade antiga e a nova [Biral, 2002; Okuno, 1998; 
Okuno e Yoshimura, 2010] é: 
1 Ci = 3,7 x 1010 Bq 
1.1.6 Meia-vida 
Pelo princípio da conservação da energia, uma fonte de energia, seja ela qual for, não 
a emite indefinidamente com a mesma intensidade. No caso dos materiais radioativos, a 
emissão de energia, na forma de radiação, ocorre pela desintegração de átomos. Com o 
tempo, o número de radionuclídeos disponíveis diminui, assim como a atividade do material 
e, consequentemente, a emissão de energia1. Esse processo é totalmente aleatório, ou seja, há 
átomos que se desintegrarão em poucos segundos, enquanto outros só o farão depois de 
vários anos. Mas para uma amostra radioativa com um grande número de radionuclídeos 
(átomos que emitem radiação) essa diminuição de atividade com o tempo pode ser prevista. 
Esse parâmetro é característico para cada radionuclídeo e é chamado de meia-vida. Não há 
dois radionuclídeos com a mesma meia-vida e, medindo-a, o radionuclídeo pode ser 
 
1
 Por haver uma grande emissão de energia sem perda aparente de massa, a radioatividade parecia violar as leis 
da termodinâmica, mas isso não é verdade. Quando uma ligação nuclear é quebrada, a liberação de energia por 
unidade de massa é por volta de centenas de vezes maior do que a de uma ligação química. 
6 
identificado [Biral, 2002; Okuno, 1998; Okuno e Yoshimura, 2010]. A meia-vida é definida 
como: 
O tempo necessário para que a atividade de uma fonte radioativa diminua para a metade do 
valor anterior. 
 
Isso leva a um decaimento exponencial da atividade, como pode ser observado na 
Figura 1.1 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
Figura 1.1: Curva característica da diminuição da atividade de uma fonte radioativa em 
termos de meias-vidas. Também são mostradas as meias-vidas de alguns 
radionuclídeos. 
 
A Tabela 1.1 resume todas as grandezas e unidades vistas neste capítulo. 
 
Tabela 1.1: Grandezas da física de radiações, suas unidades antigas e no Sistema 
Internacional. 
 
Grandeza Unidade antiga Unidade nova no Sistema Internacional 
Exposição “roentgen” (R) “coulomb/quilograma” (C/kg) 
1R = 2,58 x 10-4 C/kg 
Dose absorvida “rad” “gray” (Gy) 
1 rad = 0,01 Gy 
Dose equivalente “rem” “siervet” (Sv) 
1 rem = 0,01 Sv 
Atividade “curie” (Ci) “bequerel” (Bq) 
1 Ci = 3,7 x 1010 s-1 
T 3T 2T 
Tempo 
T = tempo de meia vida 
 
Para o: Césio –137: 30 anos 
 Cobalto – 60: 5,27 anos 
 Iodo – 131: 8,05 dias 
 Tecnécio – 99: 6,01 horas 
3T 2T T 
A / 2 
A 
A / 4 
A / 8 
Atividade 
7 
1.1.7 Decaimento radioativo 
Quando o núcleo de um átomo se encontra em uma situação de excesso de energia, ele 
está em um estado instável. Para chegar a um estado estável, o núcleo emite energia sob a 
forma de radiação, resultando na sua desintegração, também chamada decaimento, em que o 
átomo original deixa de existir e dá origem a outro em um estado mais estável. As Figuras1.2 
e 1.3 mostram, respectivamente, as curvas de decaimento dos elementos césio-137 e cobalto-
60, bem como os radionuclídeos mais utilizados em irradiadores gama, sendo o último 
elemento o mais comum. 
 
 
Figura 1.2: Curva de decaimento do césio-137 [Johns and Cunnigham, 1974] 
 
 
Figura 1.3: Curva de decaimento do cobalto-60 [Johns and Cunnigham, 1974] 
 
O motivo da utilização preferencial desses radionuclídeos em irradiadores é devido 
aos seguintes fatores [Diehl, 1995; IAEA, após 2004]: 
60Ni28 
____ 
β- (0,12%) 
1,49 MeV 
____ 
60Co27 
β- (99,8%) 0,31 MeV 
_____ 
γ (99,8%) 1,17 MeV 
γ (100%) 1,33 MeV T1/2 = 
5,27 anos 
β- (5,4%) 
1,18 MeV 
____ 
137Cs55 
137Ba56 
β- (94,6%) 0,51 MeV 
_____ 
γ (85%) 0,66 MeV 
T1/2 = 
30 anos 
8 
• Energia da radiação gama emitida está na faixa do efeito Compton (para que a 
dose dependa apenas da densidade do material e não de sua composição, ver a 
seção de apêndices para entender em detalhes o que isso significa); 
• Meia-vida relativamente longa (cobalto-60: 5,27 anos e césio-137: 30 anos); 
• Ambos decaem para elementos estáveis: o césio-137 para o bário-137 (Figura 
1.2) e o cobalto-60 para o níquel-60 (Figura 1.3). 
 
A preferência pelo cobalto-60 não é só porque ele emite mais radiação gama por 
desintegração, o motivo principal é por questão de segurança. O césio não possui existência 
livre na natureza, isso quer dizer que ele está sempre ligado a outros elementos, ou seja, ele é 
reativo. Ele reage facilmente com água, sendo que, na sua forma pura, essa reação é muito 
violenta, reagindo explosivamente até com gelo a temperaturas extremamente baixas. Na área 
de irradiação, é utilizado o cloreto de césio (CsCl), que por se apresentar na forma de pó, 
deve ser misturado a um aglutinante [http://www.e-escola.pt/topico.asp?id=481&ordem=1; 
http://pt.wikipedia.org/wiki/C%C3%A9sio; Okuno, 1998]. Por sua vez, o cobalto não é 
reativo e a exemplo do ferro e do níquel, pode formar ligas metálicas, o que torna a sua 
utilização mais fácil e segura [http://pt.wikipedia.org/wiki/Cobalto; 
http://www.cdcc.sc.usp.br/elementos/cobalto.html]. 
 
Muitos radionuclídeos decaem para outros radionuclídeos, como ocorre com as séries 
naturais do urânio-238, do urânio-235 e do tório-232, mostradas na Figura 1.4, até atingirem 
um elemento estável. 
 
9 
 
 
Figura 1.4: Séries do urânio-238, do urânio-235 e do tório-232, mostradas na apostila 
educativa da CNEN, intitulada radioatividade, página: 13. 
 
1.2 Radioproteção 
1.2.1 Irradiação e contaminação radioativa [Biral, 2002; Okuno, 1998; Rodrigues 
Júnior, 2007] 
1.2.1.1 Irradiação 
Quando um objeto ou um ser vivo está sendo irradiado, ele está recebendo radiação de 
uma fonte emissora e sofrendo os efeitos que a radiação causa. À medida que ele se afasta da 
fonte, a intensidade da irradiação vai diminuindo. 
Esse efeito pode ser melhor visualizado pela analogia com uma fonte de luz, que é 
uma forma de radiação eletromagnética visível. Suponhamos que estamos à noite em um 
descampado no qual existe apenas um único poste de iluminação. Enquanto estivermos 
10 
próximos ao poste, conseguiremos ver tudo o que está ao nosso redor, mas à medida que nos 
afastamos, a dificuldade em ver os objetos próximos vai aumentando até que a intensidade da 
luz seja insuficiente para permitir a nossa visão. 
É importante frisar que um objeto ou ser vivo não fica radioativo ou acumula radiação 
por ter sido irradiado. Utilizando novamente a analogia com uma fonte luminosa, isso é tão 
absurdo quanto dizer que, após a exposição a uma fonte de luz, um objeto ou ser vivo sairia 
emitindo luminosidade ou que é possível guardar luz dentro de um recipiente qualquer, por 
exemplo, um saco de papel. 
 
1.2.1.2 Contaminação 
Quando um objeto ou ser vivo está contaminado, ele contém material radioativo na 
sua estrutura. Nesse caso, ele estará sendo continuamente irradiado, não importando o lugar 
para onde ele se desloque, pois a fonte estará indo junto com ele. Para a remoção desse 
material, é necessário um processo de descontaminação, ou seja, de retirada do contaminante 
radioativo. 
 
1.2.2 Radiação de fundo 
A radiação não foi inventada e sim descoberta, ou seja, ela já existia (e existe) na 
natureza. Essa radiação natural tem várias componentes e origens: ela vem do espaço (raios 
cósmicos), está presente, sob a forma de átomos radioativos (os radionuclídeos), no ar que 
respiramos (por exemplo, o carbono-14), na nossa comida (do potássio presente nos 
alimentos, como o leite, o feijão, a batata e a banana, pois 0,0118% é de potássio-40, que é 
radioativo), na água (gás radônio), na crosta terrestre e nos materiais que usamos para 
construir nossas moradias (gás radônio, urânio e tório) [Okuno, 1998]. 
Portanto, independente da profissão ou da localização, todo ser humano recebe certa 
quantidade de radiação natural, que compõe a chamada “radiação de fundo”, e ela varia de 
acordo com a localização geográfica e com a altitude. A média mundial anual por habitante é 
de 2,4 mSv, variando de 1 a 13 mSv/ano, e grupos populacionais consideráveis recebem entre 
10 e 20mSv/ano [UNSCEAR, 2010]. 
A radiação artificial, isto é, aquela que é produzida pelo homem, também contribui 
para a radiação de fundo, sendo a sua principal componente a exposição médica, que abrange, 
na maioria dos casos, o diagnóstico de doenças ou lesões e, em uma parcela significativa, os 
tratamentos para eliminar células cancerosas. 
11 
Como exemplos do primeiro caso, temos os raios X, a tomografia computadorizada, a 
introdução em pacientes de materiais radioativos de meia-vida curta e emissores de radiação 
gama de baixa energia, visando à obtenção de imagens específicas de órgãos do interior do 
corpo. O exemplo para o segundo caso são as técnicas de radioterapia, que consistem no uso 
de fontes intensas de radiação para matar tecidos doentes, irradiando-os externamente ou 
internamente (por meio de implantes de fontes). 
Outras fontes de radiação artificial são o material radioativo liberado no ambiente 
pelos testes nucleares, pelo acidente de Chernobyl e pelas usinas nucleares. A média mundial 
anual por habitante da contribuição da radiação artificial varia de essencialmente zero a 
algumas dezenas de mSv, dependendo basicamente da qualidade do sistema de saúde vigente 
no país ou de estar próximo de locais de testes ou de acidentes nucleares. 
De acordo com o Comitê Científico das Nações Unidas sobre os Efeitos da Radiação 
Atômica (UNSCEAR), a contribuição dos vários fatores pode ser visualizada na Tabela 1.2. 
 
Tabela 1.2: Contribuição das fontes naturais e artificiais de radiação para a dose média 
anual por habitante no ano de 2008 [UNSCEAR, 2010]. 
 
Radiação natural Dose média 
(mSv/ano) 
Exposição externa: 
Radiação cósmica 
Radiação gama externa (materiais radioativos 
presentes na crosta da Terra) 
 
0,39 
0,48 
Exposição interna: 
Inalação (principalmente radônio) 
Ingestão (principalmente potássio-40) 
 
1,26 
0,29 
Total radiação natural: 2,4 
 
Radiação artificial Dose (mSv/ano) 
Radiação diagnóstica 0,6 
Poeira radioativa (testes nucleares) 0,005 
Acidente de Chernobyl 0,002 
Usinas nucleares 0,0002 
Total radiação artificial: 0,61 
 
Total radiação artificial e natural: 3,01 
 
Como já foi dito, esse é o número médio; há lugares onde a dose anual é menor e 
lugares onde ela é maior, como na cidade litorânea de Guaraparí, no estado do Espírito Santo, 
12 
onde a presença da areia monazítica, rica em urânio e tório, provoca níveis de radiação que 
variam de 8 a 15 mSv/ano [Okuno, 1998]. 
Mesmo assim, os índices de incidência de câncer e outros problemas de saúde que 
podem ser decorrentes de exposição à radiação estãodentro da média de incidência de 
regiões onde o nível da radiação de fundo é considerado normal, como as cidades de São 
Paulo e Rio de Janeiro. 
 
1.2.3 Limites de dose para Indivíduo Ocupacionalmente Exposto (IOE) e 
para indivíduos do público [CNEN, 2011] 
Podemos definir o IOE como pessoas sujeitas à exposição à radiação ionizante em 
decorrência do seu trabalho, que (supõe-se) receberam instruções e orientações adequadas 
com relação aos riscos oferecidos pela exposição à radiação ionizante. E Indivíduos do 
público incluem qualquer membro da população quando não submetido à exposição 
ocupacional ou exposição médica. Na Tabela 1.3, são mostrados os limites de doses para 
essas duas categorias. 
 
Tabela 1.3: Limites de dose anuais (a) para Indivíduos Ocupacionalmente Expostos 
(IOEs) e para indivíduos do público* [CNEN, 2011]. 
 
Grandeza Órgão IOE Público 
Dose efetiva Corpo inteiro** 20 mSv (b) 1 msv (c) 
Dose equivalente Cristalino 20 mSv (b) 15 mSv 
Pele (d) 500 mSv 50 mSv 
Mãos e pés 500 mSv --- 
 
(a) Para fins de controle administrativo efetuado pela CNEN, o termo dose anual deve ser 
considerado como dose no ano calendário, isto é, no período vigente de janeiro a dezembro 
de cada ano. 
(b) Média aritmética em 5 anos consecutivos, desde que não exceda 50 mSv em qualquer 
ano. 
13 
(c) Em circunstâncias especiais, a CNEN poderá autorizar um valor de dose efetiva de até 5 
mSv em um ano, desde que a dose efetiva média em um período de 5 anos consecutivos, não 
exceda 1 mSv por ano. 
(d) Valor médio em 1 cm2 de área, na região mais irradiada. 
* Esses limites devem ser aplicados sem incluir a radiação de fundo, ou seja, somente deve 
ser levado em conta o acréscimo de dose, devido às atividades que utilizam radiação, e ele 
não pode ser superior aos valores mostrados nesta tabela. 
** Para irradiação uniforme no corpo todo, que é o caso em irradiadores de grande porte. 
 
Para medir a dose recebida pelos IOEs durante o trabalho, eles portam dosímetros 
pessoais, que, em geral, são lidos mensalmente. Em caso de acidente radiológico, o dosímetro 
do respectivo IOE deve ser enviado para o fornecedor o quanto antes para leitura. 
Se o dosímetro pessoal de um IOE acusar uma dose, o seu histórico dosimétrico dos 
últimos 12 meses, incluindo-se o atual, deve ser analisado, para verificar se a soma não 
ultrapassa o limite de dose aplicável ao seu caso. 
Os valores de dose efetiva se aplicam à soma das doses efetivas, causadas por 
exposições externas, com as doses efetivas comprometidas (integradas em 50 anos para 
adultos e até a idade de 70 anos para crianças), causadas por incorporações ocorridas no 
mesmo ano. 
Para mulheres grávidas ocupacionalmente expostas, suas tarefas devem ser 
controladas, de maneira que seja improvável que, a partir da notificação da gravidez, o feto 
receba dose efetiva superior a 1 mSv durante o resto do período de gestação. 
Indivíduos com idade inferior a 18 anos não podem estar sujeitos a exposições 
ocupacionais. 
 
IMPORTANTE: Esses limites de dose NÃO devem ser tomados como “limites” a 
serem tolerados. Quanto menor a dose recebida, melhor. 
 
 
 
 
15 
2. Irradiadores 
 
O objetivo dos irradiadores é análogo ao fazer um churrasco (os colegas mais 
ortodoxos que me desculpem). Você coloca uma fatia de carne na grelha para ser exposta a 
uma fonte de energia, neste caso, o calor vindo do carvão em brasa logo abaixo. Devido à 
espessura da carne, de vez em quando, há a necessidade de virá-la para assar o lado que não 
estava voltado para o calor; desse modo, os dois lados assarão aproximadamente por igual. 
Claro que, devido à propagação do calor, o meio da carne também estará assando, mas 
mesmo que se chegue a deixá-la bem passada, sempre as partes externas estarão mais assadas 
do que o meio. Pode-se chegar muito perto de deixá-la assada por igual, por exemplo, 
utilizando-se fatias de carne bem finas, mas um exame minucioso mostrará que existe 
diferença, apesar de pequena e, em termos práticos, pode ser desprezada. 
Todas as configurações de irradiadores que vamos estudar foram projetadas para 
expor os materiais à radiação, de modo que a dose absorvida seja a mais homogênea possível 
e todos eles podem ser divididos em três partes principais: 
 
1ª) Blindagem: Absorve a maior parte da radiação emitida, diminuindo o seu nível na parte 
externa para níveis abaixo da radiação de fundo local. 
2ª) Mecanismo de transporte: Conduz o material a ser irradiado para dentro do irradiador, 
onde será exposto à radiação durante o tempo necessário para acumular a dose 
desejada, e o retira sem a intervenção humana. 
3ª) Fonte de radiação: No caso de irradiadores gama, trata-se de um material radioativo (em 
geral, cobalto-60) e, no caso de aceleradores, um feixe de elétrons. Alguns modelos 
realizam a conversão do feixe de elétrons em raios X (como ocorre nos equipamentos 
de raios X hospitalares e de tomografia), mas devido à baixa eficiência dessa 
conversão (o que implica alto custo), são pouco utilizados na área industrial. 
 
Em irradiadores de batch (lote), a segunda parte está ausente. Nesse tipo de 
equipamento, que é destinado à pesquisa ou ao processamento em pequena escala, a fonte de 
radiação é recolhida ou desligada para que o material seja levado ou retirado pela ação de 
pessoas. 
 
 
16 
A CNEN classifica as instalações radiativas em sua norma de licenciamento [CNEN, 
2011a] pela finalidade desta e se a fonte é selada ou não selada. Para as fontes seladas, a 
classificação em grupos e subgrupos é: 
I - GRUPO 1: Instalações de grande porte que utilizam fontes seladas em processos 
industriais induzidos por radiação, incluindo os irradiadores de grande porte utilizados para 
esterilização de materiais, para preservação de alimentos ou para outras aplicações da 
irradiação. 
II - GRUPO 2: Instalações que utilizam fontes seladas em equipamentos, 
subdividindo-se em: 
a) SUBGRUPO 2A - Instalações que utilizam fontes seladas em equipamentos de 
grande porte autoblindados, que não permitem acesso às fontes nem à câmara de irradiação, e 
nos quais não há o deslocamento das fontes em operação rotineira; 
b) SUBGRUPO 2B - Instalações que utilizam fontes seladas em equipamentos para 
fins de radioterapia, nas modalidades de teleterapia e braquiterapia com altas taxas de dose, 
radiografia industrial e de outras práticas que requeiram blindagem externa para a utilização 
das fontes. 
III - GRUPO 3 - Instalações, incluindo aquelas para fins de comércio e prestação de 
serviços, nas quais se manipulam, utilizam ou armazenam fontes seladas que não se 
enquadram nos GRUPOS 1 e 2. 
As instalações radiativas que utilizam equipamentos geradores de radiação ionizante 
estão classificadas no GRUPO 7, compreendendo as instalações que utilizam aceleradores de 
partículas ou quaisquer outros aparelhos geradores de raios-X e são classificadas em um dos 
seguintes subgrupos, conforme o nível de energia de feixe gerado: 
I - SUBGRUPO 7A - Equipamentos geradores de radiação ionizante que produzem 
feixe com energia menor ou igual a 0,10 MeV; 
II - SUBGRUPO 7B - Equipamentos geradores de radiação ionizante que produzem 
feixe com energia maior que 0,10 MeV e menor ou igual a 0,60 MeV; 
III - SUBGRUPO 7C - Equipamentos geradores de radiação ionizante que produzem 
feixe com energia maior que 0,60 MeV e menor ou igual a 50 MeV; ou 
IV - SUBGRUPO 7D - Equipamentos geradores de radiação ionizante que produzem 
feixe com energia maior que 50 MeV. 
 
No caso de irradiadores industriais, as instalações seriam classificadas como: do 
grupo 1 ou do subgrupo 2A ou do subgrupo 7C. Por outro lado, a IAEA, por meio da Safety 
 
17 
Series 107 [IAEA, 1992] e da sua substituta, a Specific Safety Guide [IAEA, 2010], classificaos irradiadores pelas suas características, independentemente de sua finalidade. Os que 
utilizam radiação gama são divididos nas categorias I (autoblindado), II (panorâmico e com 
armazenagem da fonte a seco), III (autoblindado com água) e IV (panorâmico e de 
armazenagem da fonte em água) e os aceleradores nas categorias I (irradiador blindado) e II 
(irradiador dentro de uma sala blindada). Como o objetivo deste capítulo é apresentar os 
diversos tipos de irradiadores, será adotada a classificação da IAEA. 
 
2.1 Irradiadores gama 
2.1.1 Irradiador gama de categoria I (autoblindado) 
Trata-se de um irradiador em que a fonte está completamente encerrada em um 
contêiner seco, feito de material sólido, que a blinda e a encerra permanentemente, de tal 
modo que o acesso humano às fontes seladas e ao volume durante a irradiação não é 
fisicamente possível. O material a ser irradiado deve ser conduzido até a fonte [IAEA, 1992; 
1996a; 2010]. Alguns exemplos desse tipo de irradiador podem ser vistos nas Figuras 2.1, 
2.2, 2.4 e 2.5. 
 
 
 
 
Figura 2.1: Irradiador gama de categoria I: 
um irradiador autoblindado, com 
armazenamento da fonte a seco 
[IAEA, 1992]. 
 
Sample loading tube: Câmara de 
irradiação, onde o material a ser 
irradiado deve ser colocado para 
descer até a fonte. 
Shielding colar: Sistema de 
segurança e blindagem, que 
somente é liberado para abertura 
quando o sample loading tube 
está totalmente para cima. 
Shielding source container: 
Blindagem do conjunto de fontes. 
Sample loading drive: Painel de 
controle do irradiador. 
 
 
 
18 
 
 
Figura 2.2 Irradiador gama de categoria I adequado para irradiações de pesquisa e de 
pequena escala. Um suporte com amostra está sendo colocado na câmara 
de irradiação, quando ela está na posição de carga. Dependendo da taxa de 
dose do dia, o marcador de tempo no painel de controle (embaixo à 
direita) é ajustado para fornecer a dose desejada [IAEA, 2004]. 
 
 
Nos modelos mostrados nas Figuras 2.1 e 2.2, as fontes estão distribuídas na forma de 
anel e a câmara de irradiação com o material a ser exposto desce no meio dele, como mostra 
a Figura 2.3, o que fará com que tal material receba radiação de todas as direções, garantindo 
uma boa homogeneidade de dose. Esse tipo de disposição das fontes impõe restrições sobre o 
volume limite da amostra para algo em torno de 1 a 5 litros. Entretanto, esse volume é muito 
adequado para pesquisa de irradiações em pequena escala [IAEA, 2004]. 
 
 
 
 
 
 
Figura 2.3: Esquema do arranjo de fontes dentro dos irradiadores mostrados nas Figuras 
2.1 e 2.2 
 
Embora esse modelo de irradiador compacto seja muito popular, a sua produção foi 
descontinuada. Em seu lugar, foram introduzidos modelos cuja câmara de irradiação possui 
uma única fonte e o material é girado em torno do próprio eixo em frente a ela, com o 
objetivo de homogeneizar a dose [MacLaughlin et al., 1989]. Um esquema desse sistema é 
mostrado na Figura 2.4. Como o custo do material radioativo é significativo no preço final 
Fontes Câmara de irradiação com a amostra 
 
19 
desses irradiadores, a grande vantagem é a diminuição do seu valor, com a obtenção do 
mesmo efeito, embora haja um aumento do tempo de aplicação da dose. 
 
 
 
Figura 2.4: Vista superior em corte do esquema de funcionamento de irradiador gama 
de categoria I, com uma fonte e mesa giratória [baseado em MacLaughlin 
et al., 1989, p. 40 ]. 
 
Muitos pensam que irradiadores gama de categoria I são pequenos, mas isso não é 
verdade. Assim como qualquer equipamento, eles podem ser do tamanho necessário para 
atender aos requisitos do processamento. Um exemplo disso pode ser visto na Figura 2.5. 
Trata-se de um irradiador gama de categoria I de 17 toneladas e com 1,11 PBq (30 kCi) 
instalado em um navio para a irradiação de pescado no ano de 1968. Nessa época havia três 
navios pertencentes ao governo americano com esse tipo de irradiador instalado: o Delaware, 
mostrado na Figura 2.5, o Oregon e o Miller Freeman [AEC, 1968]. 
 
 
Fonte 
Blindagens de chumbo 
Blindagem 
giratória de 
chumbo Nicho para 
colocação 
da amostra 
Mesa 
giratória 
Posição de recebimento Posição de Irradiação 
 
20 
 
 
 
a 
b 
c 
 
Figura 2.5: 1968: Navio de pesquisa Delaware com um irradiador gama de categoria I de 
grandes dimensões, para o processamento de pescado; a) desenho do 
irradiador; b) foto do irradiador; c) navio Delaware, um dos três navios do 
governo americano, em que esse tipo de irradiador foi instalado [AEC, 1968]. 
 
2.1.2 Irradiador gama de categoria II (panorâmico e com armazenagem da 
fonte a seco) 
Trata-se de um irradiador em que o acesso humano à câmara de irradiação é possível 
e, por isso, deve ser controlado. Quando a fonte não está sendo utilizada ela é recolhida para 
um contêiner de armazenamento seco feito de material sólido, para blindá-la, o que permite a 
entrada para fins de manutenção, inspeção ou para a colocação ou a retirada de materiais a 
serem expostos ou que já foram expostos à radiação. Quando se deseja irradiar algo, a fonte 
deverá ser içada de sua blindagem, mas antes disso, há sistemas de segurança e 
procedimentos que visam à retirada de pessoas de dentro da câmara de irradiação e que a 
mantém inacessível durante o processamento. Para que as pessoas na parte externa do 
irradiador não sejam irradiadas, há uma blindagem externa de concreto para reduzir os níveis 
de radiação provenientes da fonte, quando esta estiver fora do contêiner de armazenamento, 
abaixo dos níveis da radiação de fundo local. [IAEA, 1992; 1996b; 2010]. 
 
21 
A Figura 2.6 mostra um irradiador gama de fluxo contínuo para a desinfestação de 
grãos (embora, o emprego de um acelerador de elétrons fosse mais apropriado). Os grãos são 
transportados por meio de dutos pneumáticos até a entrada do irradiador, onde eles são 
despejados em dutos, que envolvem uma fonte de cobalto-60, quando ela está na posição de 
exposição. Durante a queda, os grãos são irradiados. 
 
 
Entrance: Entrada do irradiador. 
 
Annular cylinders: dutos que envolvem a 
fonte. 
 
Radiation source: fonte de radiação 
(neste caso, cobalto-60). 
 
Interior, middle e exterior Field: Campo 
de irradiação interno, do meio e externo. 
 
Flow rate control valves: válvulas de 
controle da taxa de fluxo. 
 
Pneumatic transfer exit tube: Tubo 
pneumático de saída 
 
Figura 2.6: Irradiador gama de categoria II para grãos, que são despejados por cima do 
equipamento, descem por gravidade, passam por dutos que envolvem a fonte 
de cobalto-60 e, durante essa passagem, recebem a dose necessária para a 
eliminação de insetos [IAEA, 2002]. 
 
A figura 2.7 mostra um irradiador de um instituto na Hungria. O objetivo desse 
processamento é a inibição de brotamento de cebolas [MaClaughlin et al., 1989]. O método é 
similar ao do irradiador de grãos, mostrado na Figura 2.6. 
 
 
22 
 
 
Figura 2.7: Irradiador de cobalto-60 na Hungria, que opera por fluxo gravitacional, 
para a inibição do brotamento de cebolas [MaClaughlin et al., 1989]. 
1. Fonte de cobalto-60 na posição de irradiação. 
2. Fonte de cobalto-60 recolhida na sua blindagem seca. 
3. Blindagem do irradiador. 
4. Blindagem de chumbo. 
5. Blindagem da fonte. 
6. Esteira de carga. 
7. Mesa giratória. 
8. Esteira de saída. 
 
Um irradiador gama para exposições de materiais em geral é mostrado na Figura 2.8. 
Nesse equipamento, os materiais devem ser transportados manualmente até a sala de 
irradiação, onde são colocados em mesas giratórias, que estão distribuídas em torno da 
posição em que a fonte será exposta. Na sua posição de repouso, ela é alojada em uma 
blindagem abaixo do nível do piso.Após a acomodação do material, o operador e demais 
funcionários se retiram, fecham a porta de acesso e é dado o comando para erguer a fonte de 
sua blindagem. Quando a fonte chega à sua posição de exposição, as mesas começam a girar 
em torno de seus eixos. Durante todo o processamento, uma série de sistemas de segurança 
mantém a porta de acesso travada e qualquer tentativa de abri-la por meios escusos acarretará 
o imediato recolhimento da fonte. 
 
 
23 
 
 
Figura 2.8: Desenho do irradiador gama de categoria II GammaBeam-127, fabricado pela 
MDS Nordion. O Centro de Desenvolvimento da Tecnologia Nuclear (CDTN) 
em Belo Horizonte possui um [catálogo MDS Nordion] 
 
 
Um da mesma categoria, mas com mecanismo automático de transporte, existente na 
Bielorrússia [IAEA, 1996c], pode ser visto na Figura 2.9. 
 
A 
 
 
B 
 
 
C 
 
Figura 2.9: Irradiador gama de categoria II existente na Bielorrússia [IAEA, 1996c]: 
A) Desenho com vista em corte do irradiador, sendo possível notar a fonte 
(source rack) em sua posição de repouso abaixo do nível do solo e sob a sua 
blindagem (shielding plug). 
B) Foto do interior da sala de irradiação, com a fonte na posição de repouso. 
C) Mecanismo automático de transporte 
 
 
Pistão para elevar a fonte 
Sala de controle 
Blindagem do 
irradiador 
Sala de 
irradiação 
Cabo de 
elevação 
da fonte 
Fonte na 
posição de 
exposição 
Blindagem 
da fonte 
Corredor de acesso à sala de 
irradiação 
Porta de 
acesso 
Fonte na posição de 
repouso 
 
24 
2.1.3 Irradiador gama de categoria III (autoblindado com água) 
Trata-se de um irradiador em que a fonte é fixada no fundo de um tanque preenchido 
com água. Isso implica que o material a ser irradiado deve ir até a fonte. A função dessa 
coluna de água é tripla: a primeira e a mais importante é a de blindagem da radiação emitida; 
a segunda é a de restringir o acesso humano à fonte e ao volume sob irradiação; a terceira é a 
de funcionar como dissipadora do calor gerado pela fonte (por meio de correntes de 
convecção naturalmente formadas), permitindo que essa categoria de irradiador gama possa 
operar com atividades maiores do que os de categoria I e II cujas fontes são armazenadas a 
seco [IAEA, 2004]. 
Para se ter uma ideia do aquecimento gerado, a potência emitida por uma fonte de 
cobalto-60, que emite dois fótons com energia média de 1,25 Mev por desintegração, com 
atividade de 18,5 PBq (500 kCi), é dada por: 
 
2 x 1,25 x 106 x 1,602 x 10-19 J x 18,5 x 1015/s ≈ 7,4 kw 
 
Como parâmetro de comparação, um chuveiro elétrico comum tem entre 6 e 7 kw. 
Para fontes com atividades maiores, as correntes de convecção formadas não são suficientes 
para evitar perdas significativas de água por evaporação em curto espaço de tempo e o tanque 
assemelhar-se-á mais com um caldeirão de água quente. A blindagem não será 
comprometida, pois é exigido um sistema automático de reposição de água cujo acionamento 
deve ser pouco requisitado, pois, por questões de segurança, qualquer barreira deve exigir 
pouca manutenção. Caso contrário, é como manter um pedreiro de plantão para reparar o 
muro de barro da sua casa a cada intempérie; é melhor construir um de alvenaria. A solução é 
adicionar um sistema de resfriamento ao circuito da água. Ao redor da fonte, a radiação 
emitida por ela ao interagir com a água, produzirá o efeito Cherenkov, que é uma luz azul 
brilhante e inócua. 
Para retirar os íons e cátions formados pela irradiação das impurezas presentes na 
água e, dessa forma, minimizar o potencial de corrosão do tanque, da grade de fontes e das 
próprias fontes, a água é continuamente passada por um circuito fechado, que possui um 
sistema de deionização. Um benefício adicional é deixar a água translúcida, o que permite a 
inspeção visual da grade de fontes. Como se pode notar, esse tipo de irradiador opera da 
mesma maneira que os de categoria I, mas, neste caso, a blindagem é feita pela água 
[IAEA,1992; 1996a; 2010]. 
 
25 
Referências mostrando irradiadores gama de categoria III não são comuns na 
literatura; a própria IAEA mostra sempre o mesmo desenho [IAEA, 1992, 1996a, 2003 e 
2010], que pode ser visto na Figura 2.10a. A Figura 2.10b [McLaughlin et al. 1989] mostra o 
mesmo modelo de irradiador, mas com uma vista em corte. Nesse modelo, as amostras 
podem ser irradiadas tanto no centro dessa disposição anular, como podem ser colocadas em 
outras posições a certas distâncias das fontes. Nessa disposição anular, a taxa de dose é 
constante dentro do volume cilíndrico, desde que todas as fontes tenham atividades 
semelhantes [McLaughlin et al. 1982]. 
 
a 
 
b 
 
Figura 2.10: a) Irradiador gama de categoria III: Um irradiador autoblindado, com 
armazenamento da fonte no fundo de um tanque com água. O material a 
ser irradiado deve ir até a fonte em um recipiente hermético ou não 
(depende do material) [IAEA, 1992]. 
b) Vista em corte do recipiente na posição de irradiação cercado pelo anel 
de fontes. No detalhe, é possível observar o material a ser irradiado: um 
pequeno dosímetro colocado bem no meio do recipiente [McLaughlin et 
al. 1989]. 
 
Outro modelo encontrado é o GENESIS™, fabricado pela Gray*Star, mostrado na 
Figura 2.11. Trata-se de um equipamento destinado ao processamento em escala industrial de 
alimentos. O material a ser irradiado é colocado dentro de grandes campânulas de aço 
inoxidável, que são fechadas no topo, mas não são vedadas no fundo. A água é mantida do 
lado de fora pela injeção de ar comprimido durante o trajeto até o fundo do tanque. A dose 
 
26 
absorvida é determinada pelo tempo de permanência das campânulas, que são colocadas 
primeiramente de um lado e, então, do outro da grade de fontes [Sommers e Fan, 2006]. 
 
 
 
 
 
Figura 2.11: Desenho de um irradiador gama de cobalto-60 modelo GENESIS, 
fabricado pela Gray*Star (cortesia da Gray*Star) [Sommers e Fan, 
2006]. 
 
2.1.4 Irradiador gama de categoria IV (panorâmico e de armazenagem da 
fonte em água) 
Trata-se de um irradiador em que o acesso humano à câmara de irradiação é possível 
e, por isso, deve ser controlado. A grade de fontes possui duas posições: a de repouso e a de 
exposição. Na posição de repouso, ela está no fundo de um tanque com vários metros de 
profundidade cheio de água cuja função é a de blindar a radiação, no caso de haver a 
necessidade de entrar na câmara de irradiação, por exemplo, para efetuar algum reparo no 
sistema de transporte ou uma inspeção de rotina. Na posição de exposição, a grade de fontes 
está fora do tanque para irradiar os produtos dentro da câmara. Neste último caso, a câmara 
de irradiação é mantida inacessível durante o uso por um conjunto de sistemas de segurança 
[IAEA, 1992, 1996b, 2010]. A Figura 2.12 mostra um exemplo dessa categoria de irradiador 
e de seus componentes principais. 
 
27 
 
 
Figura 2.12: Irradiador gama de categoria IV: um irradiador panorâmico, com 
armazenamento da fonte em tanque com água [IAEA, 1992, 2010]. 
Hoist cable: cabo do guincho (ver observação para o Source hoist 
cylinder). 
2 m concrete shielding: blindagem de concreto de 2 metros de espessura 
(essa espessura pode ser maior ou menor, dependendo da atividade 
máxima licenciada para o irradiador). 
Source hoist cylinder: guincho da grade de fontes (alguns modelos 
possuem grades de fontes independentes e, por isso, possuem mais de um 
guincho, um para cada grade). 
Acess for source transport container: tampas de concreto para a entrada 
do contêiner de transporte de fontes (na maioria dos irradiadores dessa 
categoria, a entrada do contêiner blindado contendo as fontes individuais, 
para serem colocadas na grade de fontes, é feita por uma abertura no teto, 
que possui tampas de concreto, asquais devem ser removidas antes da 
operação e recolocadas após). 
Product conveyor: esteira de produtos (transporta o material para a 
câmara de irradiação, faz o mesmo percorrer um trajeto em torno da fonte 
e o retira). 
Personnel access door: Porta de acesso ou do labirinto. 
Control panel: painel de controle. 
Source transport container: contêiner blindado para o transporte de 
fontes individuais (não permanece dentro do irradiador durante a 
operação normal). 
Source array (safe position): grade de fontes (posição de repouso). 
Guide cable: cabos guias (para evitar que a grade de fontes gire em torno 
do próprio eixo). 
Shielding pool: tanque com água para a blindagem da fonte. 
 
28 
 
O tanque e a sua água seguem os mesmos cuidados destinados a um irradiador gama 
de categoria III (ver item 2.1.3) e, como no caso dos de categoria II (ver item 2.1.2), é 
necessária uma blindagem externa de concreto, para reduzir os níveis de radiação 
provenientes da grade de fontes a níveis inferiores aos da radiação de fundo local, quando ela 
estiver fora do tanque. 
Vamos analisar em maiores detalhes os componentes para essa categoria de 
irradiador, ou seja, a fonte de radiação, o mecanismo de transporte dos materiais a serem 
irradiados e a blindagem. O objetivo é facilitar a compreensão do porquê dos seus sistemas de 
segurança, que serão analisados no próximo capítulo. 
 
2.1.4.1 Fonte de irradiadores gama de categoria IV 
O radionuclídeo cobalto-60 (Co-60 ou 60Co27) é a fonte de radiação gama 
majoritariamente utilizada na tecnologia da radiação, tanto na indústria quanto na medicina. 
A produção de cobalto radioativo começa com o cobalto natural (metal) cuja predominância 
do isótopo estável cobalto-59 é de 100 %. Veios ricos em cobalto são raros e esse metal 
corresponde a somente 0,001% da crosta terrestre. Tarugos (pequenos cilindros) ou peletes 
feitos de 99,9 % de puro pó de cobalto sinterizado (unidos por alta temperatura, mas sem 
atingir a de fusão/derretimento) e, geralmente, soldados dentro de cápsulas de ZircaloyTM 
(Ligas de Zircônio) são colocados em reatores nucleares, onde eles permanecem por um 
determinado período de tempo (por volta de 18 a 24 meses), o que irá depender da 
intensidade do fluxo de neutros [IAEA, 2004]. Enquanto estão dentro do reator, os átomos de 
cobalto-59 absorvem um nêutron e se convertem em cobalto-60: 
 
Co-59 + n → Co-60 
 
Durante o tempo de permanência dentro do reator, uma pequena percentagem dos 
átomos nos peletes se converte em cobalto-60. A atividade específica é, geralmente, limitada 
a, aproximadamente, 4,44 TBq/g de cobalto (por volta de 120 Ci/g). Depois da irradiação, as 
cápsulas contendo os peletes de cobalto são acondicionados em tubos de aço inoxidável 
resistentes à corrosão cujas pontas são seladas com solda, para finalizar a produção de uma 
fonte em formato cilíndrico, que é chamada lápis. Cada lápis possui um número de 
identificação gravado em suas pontas. Desse modo, a radiação gama pode atravessar as 
 
29 
paredes do lápis, mas o material radioativo (cobalto-60) não pode sair, ele está aprisionado 
dentro da fonte. Em outras palavras: o material radioativo não tem como entrar em contato 
direto com o produto que está sendo irradiado. O cobalto-60 é duplamente selado, para 
maximizar a segurança. A Figura 2.13 mostra uma maquete de um lápis de cobalto-60 com 
corte, para a visualização da parte interna, e com alguns peletes ao lado, que estaria pronto 
para ser colocado em uma instalação [IAEA, 2004; MaCLaughlin et al., 1989]. 
A maioria das fontes de cobalto-60 para irradiadores gama industriais é na forma de 
lápis, com um comprimento de 452 mm (17.8 polegadas) e com um diâmetro de 11,1 mm 
(0,44 polegadas). A atividade de um lápis pode chegar a 527 Tbq (14,25 kCi) [Sommers and 
Fan, 2006]. 
 
 
 
Figura 2.13 Fotografia de uma maquete de um lápis de cobalto-60 e de seus peletes 
fabricado pela MDS Nordion (Canadá). Notar as duas camadas de aço 
inoxidável que envolvem os peletes de cobalto-60 [Sommers e Fan, 
2006]. 
 
As cápsulas de césio-137 atualmente em uso são fabricadas de modo similar. Elas têm 
um diâmetro maior, levando a uma maior autoabsorção da radiação e a uma menor eficiência 
em relação às fontes de cobalto-60, para uma mesma atividade [MaCLaughlin et al., 1989]. 
Fontes de césio-137 não devem ser utilizadas em irradiadores de armazenamento de fontes 
em água, por causa da alta solubilidade do cloreto de césio nela presente [IAEA, 2010, p. 51, 
8.52]. 
 
30 
A geometria adequada da fonte é obtida colocando os lápis, em posições pré-
determinadas, dentro de módulos e distribuindo esses módulos na grade de fontes do 
irradiador (Fig. 2.14). O número de módulos na grade de fontes e o de lápis em cada módulo 
varia de acordo com o modelo e o fabricante do irradiador. 
 
 
 
Figura 2.14: Esquema fornecido pela MDS Nordion (Canadá), mostrando uma 
montagem típica de uma grade de fontes (source rack) de um irradiador 
industrial. Desde os peletes (slugs), passando pelos lápis (pencils), 
módulos (module) até chegar à montagem final [IAEA, 2004]. 
 
 
31 
O formato da grade de fontes e, consequentemente, dos módulos também pode variar, 
dependendo da geometria de irradiação adotada. Por exemplo, há grade de fontes no formato 
cilíndrico, como o irradiador de batatas da cooperativa de Shihoro (Japão), mostrado na 
Figura 2.15, que visa estender o período de armazenamento desse tubérculo [IAEA, 2002]. 
Mas o formato mais adotado é o plano. Há irradiadores que possuem grade de fontes 
independentes, como mostra a Figura 2.16, cujo objetivo é reduzir a taxa de dose aplicada em 
produtos sensíveis a um limite de dose. 
Observação: No Japão, é viável a irradiação de batatas porque lá esse alimento é caro 
(assim como vários outros). 
 
 
 
Figura 2.15: Irradiador de batatas da Cooperativa de Shihoro (Japão). A fonte circular 
pode ser vista no centro da foto [IAEA, 2002]. 
 
A grade de fontes é composta de módulos e cada módulo é composto de tubos vazios 
e/ou lápis de cobalto-60, ou seja, nem todos estão preenchidos com material radioativo. Estes 
tubos estão servindo apenas de calço para manter o posicionamento dos lápis com cobalto-60. 
Esse tubo vazio é chamado simulador ou “dummy”. O motivo disso é que, com o decaimento 
do material radioativo, são necessárias novas recargas para manter ou ampliar a capacidade 
de irradiação do equipamento, então se retiram esses simuladores e se colocam os novos lápis 
de cobalto-60. Em geral, as fontes novas são colocadas próximas à região central da grade de 
fontes, os simuladores nas extremidades e as fontes mais antigas entre essas duas regiões. 
 
32 
 
 
 
Figura 2.16: Irradiador com três grades de fontes independentes, sendo erguidas para a 
posição de exposição (na época dessa foto, o irradiador ainda estava sendo 
montado e os módulos só possuíam simuladores). 
 
O transporte das fontes do fornecedor até o irradiador é feito por meio de contêineres 
de transporte (de chumbo ou de urânio exaurido), como mostram as figuras 2.17 a e b. 
 
 
33 
a b 
 
Figura 2.17: a) Fontes sendo colocadas no contêiner de transporte, por meio de mãos 
mecânicas. 
b) Contêiner de transporte carregado, sendo checado antes do embarque. 
 
2.1.4.2 Mecanismos de transporte dos materiais a serem processados 
em irradiadores gama de categoria IV 
Eventualmente, os mecanismos de irradiação descritos podem ser aplicados às demais 
categorias de irradiadores gama. 
O material a ser irradiado é acondicionado dentro de contêineres (em geral, feitos de 
alumínio; devido a vários aspectos, tais como: sua resistência à radiação, o preço e a 
densidade relativamente baixos e o fato de não enferrujar) cujas dimensões dependerão do 
projeto doirradiador. Dentro desses contêineres o material é levado à câmara de irradiação, 
onde percorre um trajeto em torno da grade de fontes de cobalto-60, e é trazido para fora. 
Esse trajeto em torno da grade de fontes é composto por certo número de posições e a 
dose recebida pelo material é diretamente proporcional ao tempo em que o contêiner 
permanece em cada uma dessas posições. Esse tempo é ajustado por meio do painel de 
controle e é chamado ciclo ou passo da máquina. Em todo o trajeto percorrido pelo contêiner 
dentro do irradiador, este não sofre qualquer movimento de rotação, ocorre somente 
translação. Obviamente, com o decaimento do material radioativo, o tempo de ciclo deverá 
ser corrigido periodicamente (no caso do cobalto-60, essa correção é de cerca de 1% ao mês) 
[IAEA, 2004]. 
Existem vários tipos de sistemas de transporte, sendo os dois mais comuns: o tipo 
“Tote” ou “Product Overlap” e o tipo “Carrier” ou “Source Overlap”. Aqui “Tote” assume o 
significado de um contêiner que é colocado em esteiras e “Carrier”, o de um contêiner que 
 
34 
viaja pendurado. No primeiro caso, o sistema de irradiação faz com que o posicionamento do 
contêiner seja acima ou abaixo do meio da grade de fontes. Isso exige que o produto passe 
duas ou mais vezes em torno da grade em diferentes níveis, para atingir uma melhor 
uniformidade de dose. No segundo caso, o tamanho da grade é maior do que o do contêiner, 
então, normalmente, o produto necessita passar somente uma vez em torno da fonte e em 
apenas um nível para atingir uma melhor uniformidade de dose [IAEA, 2004; Fairband, 
2002]. A Figura 2.18 mostra o detalhe desses dois sistemas. 
 
 
 “Tote” ou “Product Overlap” “Carrier” ou “Source Overlap” 
 
Figura 2.18: Dois sistemas de geometria de irradiação: “Product Overlap” e “Source 
Overlap”. Notar que, para o primeiro sistema, o tamanho combinado de 
dois contêineres é maior do que o da grade de fontes e que cada contêiner 
passa por dois níveis. Para o segundo sistema, o tamanho da grade de 
fontes é maior do que o do contêiner e o trajeto é em um único nível 
[IAEA, 2004]. 
 
No sistema “Source Overlap”, como a grade de fontes é maior do que o carrier, a 
uniformidade de dose no produto na direção vertical será obtida por meio de uma grade cuja 
 
35 
distribuição de material radioativo seja gradual. Isso é obtido, colocando-se mais 
radioisótopos no topo e na base do que na região próxima ao centro. Para que seja alcançada 
uma eficiência razoavelmente boa, a distância entre os carrieres e a fonte é, geralmente, 
muito menor do que a distância encontrada nos irradiadores tipo “Tote” (“Product Overlap”) 
(Fairband, 2002). 
Dentre as principais diferenças entre um irradiador que opera no sistema “Tote” e um 
que opera no sistema “Carrier”, é possível observar que o primeiro aproveita mais a radiação 
emitida pela fonte, mas apresenta uma distribuição de dose mais inomogênea em relação ao 
segundo sistema, considerando que os dois tipos de irradiadores apresentam os contêineres 
com as mesmas dimensões e irradiam materiais de mesma densidade. 
Para um melhor aproveitamento da radiação emitida, os projetos costumam ser de 
várias fileiras de contêineres em torno da grade de fontes, como mostra a Figura 2.19. 
Entretanto, se a densidade do material dentro dos contêineres não for uniforme, a dose 
aplicada também não será uniforme. Se o produto a ser irradiado for sensível a variações de 
dose (como é o caso de frutas), deve-se optar por um trajeto de apenas duas fileiras e poucas 
posições. 
 
 
Figura 2.19: Exemplo de um trajeto de irradiação com quatro fileiras em um único 
nível e 40 posições. Notar que o ponto “A”, marcado arbitrariamente em 
uma das faces do contêiner não sofre rotação, ele somente translada 
[IAEA, 2002]. 
 
As Figuras 2.12 e 2.20 mostram exemplos de irradiadores tipo Tote. A última figura 
mostra um irradiador projetado e produzido no Brasil pelo IPEN/CNEN-SP, com 
 
36 
características inovadoras em relação aos estrangeiros (como o sistema de movimentação dos 
contêineres estar do lado externo e a porta giratória permitir que ele seja compacto, pois 
elimina o corredor). A Figura 2.21 mostra um irradiador tipo Carrier. 
 
 
 
Figura 2.20: Irradiador gama de categoria IV tipo Tote, projetado e produzido no Brasil 
pelo IPEN/CNEN-SP [Calvo et al., 2004]. 
 
 
 
Figura 2.21: Irradiador gama de categoria IV tipo Carrier. Devido às suas dimensões, esta 
máquina irradia paletes inteiros [IAEA, 2002]. 
 
37 
 
Há irradiadores em que o sistema de transporte para levar e trazer os contêineres da 
sala de irradiação é manual; assim, o mecanismo de movimentação em torno da fonte pode 
ser automático ou manual. Esse tipo é conhecido como de lote ou de batch, adequado para a 
produção em pequena escala. Durante a operação de posicionamento dos contêineres na sala 
de irradiação, a grade de fontes permanece recolhida no fundo do tanque [IAEA, 2004; 
MaClaughlin et al., 1989]. As Figuras 2.22 e 2.23 mostram exemplos desse tipo de irradiador. 
 
 
 
Figura 2.22: Irradiador gama de categoria IV operando no modo de batch ou de lote, em 
que os contêineres são posicionados dentro da sala de irradiação por meio de 
uma empilhadeira. Após a saída do operador e a sala ter sido fechada, a fonte 
é erguida de sua posição de repouso e um mecanismo automático faz os 
contêineres percorrerem um trajeto em torno da mesma. Após uma volta ter 
sido completada a fonte é recolhida para o fundo do tanque e os contêineres 
são trocados [IAEA, 2004]. 
 
 
38 
 
 
 
Figura 2.23: Irradiador gama de categoria IV tipo Carrier, operando no modo de batch ou 
de lote. O transporte dos contêineres entre os armazéns e a sala de irradiação 
é feito manualmente [IAEA, 2004]. 
 
Os trajetos percorridos pelos contêineres em torno da fonte tem o objetivo de otimizar 
a dose aplicada a eles, por meio da exposição das suas faces à fonte de radiação (similar ao 
assar um bife em uma churrasqueira, para deixá-lo bem passado). A Figura 2.24 mostra a 
distribuição de dose resultante dessa técnica. 
 
 
39 
 
 
Figura 2.24 Distribuição de dose em função da espessura em um produto dentro de 
um contêiner cujos dois lados foram expostos a uma fonte de cobalto-60. 
A curva “a” representa a distribuição de dose quando um lado do 
contêiner é exposto (fonte na posição “a”) e a curva “b” quando o outro 
lado é exposto (fonte na posição “b”). A dose total, devido à exposição 
dos dois lados, é mostrada pela curva “a+b”. Notar que esta última curva 
apresenta uma distribuição de dose mais uniforme do que as devidas à 
exposição de um único lado (“a” ou “b”) [IAEA, 2002 e 2004]. 
 
2.1.4.3 Blindagem de irradiadores gama 
Irradiadores que utilizam radionuclídeos como fonte são construídos de maneira 
similar, não importando se são de cobalto-60 ou de césio-137. Para uma mesma atividade, as 
fontes de césio exigem uma espessura de blindagem menor em relação às de cobalto-60, por 
causa da menor energia do raio gama emitido, implicando maior atenuação relativa, mas a 
planta da instalação é similar em ambos os casos (MacLaughlin et al., 1989). É preciso 
lembrar que fontes de césio-137 não devem ser utilizadas em irradiadores de armazenamento 
de fontes em água, por causa da alta solubilidade do cloreto de césio nessa substância [IAEA, 
2010, p. 51, 8.52]. 
 
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Envolvendo a sala de irradiação, há uma blindagem para a radiação, também chamada 
blindagem biológica ou simplesmente blindagem. Ela deve ser projetada para que o nível de 
radiação na sua superfície externa, considerando a grade de fontes carregada em sua atividade 
máxima (a licenciada perante a CNEN), esteja em conformidade com níveis de