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UNIVERSIDADE DO VALE DO PARAÍBA
Faculdade de Engenharias, Arquitetura e Urbanismo - FEAU
Curso de Engenharia Química
Título do Trabalho: BLINDAGEM DE NÊUTRONS COM POLIETILENO
DE ULTRA ALTO PESO MOLECULAR ADITIVADO COM CARBETO
DE BORO
Aluna: Jéssica de Freitas Cipeli RA: 01111439
Orientadora interna: Ma. Ana Maria Barbosa
Orientador externo: Me. Marlon Antonio Pereira
São José dos Campos 2015
" E nunca considerem seu estudo como uma obrigação, mas sim como uma oportunidade invejável de
aprender, sobre a influência libertadora da beleza no domínio do espírito, para seu prazer pessoal e
para o proveito da comunidade à qual pertencerá o seu trabalho futuro."
Albert Einstein.
RESUMO
No meio aeronáutico o principal componente da radiação cósmica atmosférica que atinge as
aeronaves nas altitudes de vôo são os nêutrons presentes no chuveiro de radiação cósmica
atmosférica. Dessa forma, uma maneira de minimizar a dose de radiação no interior de
aeronaves é a aplicação de blindagens leves e que atenuam significativamente o fluxo de
partículas ionizantes, predominantemente compostas por nêutrons. Um material muito
aplicado em blindagem espacial contra a radiação cósmica é o polietileno (PE), dentre os
polímeros que contém alto teor de hidrogênio, pois não favorecem a geração da radiação
secundária. Além disso, a eficiência do polietileno como blindagem de nêutrons pode ser
significativamente aumentada pela adição de materiais com alta seção de choque para a
absorção de nêutrons térmicos, como o lítio, boro e cádmio, por exemplo. O objetivo deste
trabalho é o estudo preliminar da confecção de blindagens para nêutrons térmicos baseadas
em polietileno com a adição de boro. Neste trabalho foi utilizado como material de adição o
carbeto de boro (B4C), que é caracterizado por uma combinação incomum de propriedades
que resultam em sua utilização em um grande número de aplicações. Os corpos de prova
confeccionados pelo método de compressão a quente resultaram em amostras rígidas e
homogêneas, sendo que a adição do carbeto de boro, não modificou sensivelmente estas
propriedades. A caracterização dos corpos de prova como blindagem de nêutrons, realizada
em experimentos convencionais de transmissão de nêutrons, demonstrou que os corpos de
prova atenderam os requisitos de atenuação e blindagem, representados pelo coeficiente de
atenuação mássico. Os coeficientes mássicos de atenuação de um feixe colimado de nêutrons
térmicos obtidos experimentalmente foram de (0,251 ± 0,020) e (1,22 ± 0,17) cm2/g, para o
polietileno puro e polietileno aditivado com 2% em massa de carbeto de boro,
respectivamente, valores estes consistente com valores teóricos reportados.
Palavra chave: Polietileno. Carbeto de boro. Blindagem à radiação. Nêutrons. Compressão a
quente.
ABSTRACT
In aeronautical means the main component of atmospheric cosmic radiation that hitting the
aircraft in flight altitudes are neutrons present in atmospheric cosmic radiation shower. Thus,
one way to minimize the radiation dose in aircraft is the application of light shielding to
attenuate significantly the flow of ionizing particles predominantly composed by neutrons. A
material widely applied in space shield against cosmic radiation is polyethylene (PE), of
polymers containing high levels of hydrogen as it does not promote the generation of
secondary radiation. Furthermore, the polyethylene efficiency as neutron shielding can be
significantly increased by adding materials with a high cross-section for the absorption of
thermal neutrons, such as lithium, boron or cadmium, for example. This work is the
preliminary study of the making of shields for thermal neutrons based on polyethylene with
the addition of boron. In this work it was used as the filler material boron carbide (B4C),
which is characterized by an unusual combination of properties which result in their use in a
large number of applications. The samples prepared by hot compression method resulting in
rigid and homogeneous samples, with the addition of the boron carbide did not change
significantly these properties. The characterization of the samples as shielding neutrons,
realized in conventional neutron transmission experiments showed that the samples comply
with the attenuation and shielding requirements, represented by the mass attenuation
coefficient. The mass attenuation coefficients of a collimated beam of thermal neutrons
obtained experimentally were (0,251 ± 0,020) and (1,22 ± 0,17) cm2/g, for pure polyethylene
and additived polyethylene with 2% by mass of boron carbide, respectively, these values are
consistent with theoretical values reported.
Keywords: Polyethylene. Boron carbide. Radiation shielding. Neutrons. Hot compression.
SUMÁRIO
1. Introdução.......................................................................................................................5
2. Fundamentação teórica...................................................................................................7
2.1 Interações das radiações ionizantes com a matéria..................................................7
2.2 Grandezas dosimétricas das radiações....................................................................11
2.3 Atenuação de nêutrons e blindagens.......................................................................12
3. Materiais e Métodos......................................................................................................16
3.1 Polietileno de ultra alto peso molecular..................................................................16
3.2 Carbeto de boro.......................................................................................................18
3.3 Confecção dos corpos de prova..............................................................................18
3.4 Experimento de atenuação de nêutrons térmicos....................................................20
4. Resultados e Discuções.................................................................................................24
4.1 Confecção dos corpos de prova.............................................................................24
4.2 Atenuação de nêutrons térmicos............................................................................25
5. Conclusão......................................................................................................................29
Bibliografia...................................................................................................................30
5
1. INTRODUÇÃO
No meio aeronáutico o principal componente da radiação cósmica atmosférica que
atinge as aeronaves nas altitudes de vôo são os nêutrons presentes no chuveiro de radiação
cósmica atmosférica. Dessa forma, uma maneira de minimizar a dose de radiação no interior
de aeronaves é a aplicação de blindagens leves e que atenuam significativamente o fluxo de
partículas ionizantes.
Para utilizar um material como blindagem deve-se levar em consideração certos fatores
como peso, rigidez e a presença de elementos químicos específicos que não gerem radiação
secundária, dentre outros.
Um material muito aplicado em blindagem espacial contra a radiação cósmica é o
polietileno (PE), dentre os polímeros que contém alto teor de hidrogênio, pois não favorecem
a geração da radiação secundária. Este polímero, além de ser um material que possui um alto
teor de hidrogênio, tem na sua composição essencialmente carbono, que é um elemento
estável a reações com nêutrons e de baixa massa atômica, tornando-o muito eficiente como
moderador de nêutrons rápidos, pois, através de choques elásticos e inelásticos dos nêutrons
incidentes com os núcleos de hidrogênio e carbono, os nêutrons perdem continuamente a sua
energia cinética, no processo denominado de moderação. O polietileno é, por isso, um
excelente meio moderador e termalizador, pois leva nêutrons de alta energia até energias
térmicas (E = 3kT/2). Após a moderação os nêutrons permanecem em equilíbrio térmico com
o meio moderador, se difundindo como um gás.
A remoção destes nêutrons se dá pela fuga no meio ou pela absorção. Para uma
blindagem eficiente para nêutrons é desejável maximizar a absorção e minimizar a fuga, de
maneira que o fluxo total de nêutrons transmitido pela blindagem seja mínimo.
Dessa maneira a eficiência do polietileno como blindagem de nêutrons pode ser
significativamente aumentada pela adição de materiais com alta seção de choque para a
absorção de nêutrons térmicos, como o lítio, boro e cádmio, por exemplo [1].
O objetivo deste trabalho é o estudo preliminar da confecção de blindagens para
nêutrons térmicos baseadas em polietileno de ultra alto peso molecular com a adição de boro.
Neste trabalho foi utilizado como material de adição o carbeto de boro (B4C), que é
caracterizado por uma combinação incomum de propriedades que resultam em sua utilização
6
em um grande número de aplicações. O carbeto de boro é um material sintético com ligações
químicas essencialmente covalentes e que tem um alto ponto de fusão, só é sinterizável em
elevada temperatura. Possui excepcional dureza, baixa densidade, resistência à abrasão,
elevada velocidade sônica e boas propriedades mecânicas tendo como principal característica
a alta seção de choque para nêutrons térmicos em aplicações nucleares, pois apresenta os
isótopos 10
B e 11
B nas quantidades de 18,8 e 81,2% em peso, de massa molecular 55,25 g.
Sendo o 10
B cinco vezes mais efetivo como barreira neutrônica para aplicações nucleares que
o boro natural. O isótopo 10
B apresenta seção de choque de absorção de nêutrons térmicos de
3.839 barn [2].
Neste trabalho foi realizada a confecção de corpos de prova para testes de blindagens de
nêutrons com, polietileno de ultra alto peso molecular, PEUAPM, (ou UHMWPE – Ultra
High Molecular Weight Polyethylene) aditivado com carbeto de boro (B4C), moldadas por
compressão a quente.
A eficiência desses corpos de prova como blindagem para nêutrons térmicos foi
avaliada por meio de experimentos de transmissão de nêutrons térmicos no Laboratório de
Radiação Ionizante (LRI) do Instituto de Estudos Avançados.
7
2. FUNDAMENTAÇÃO TEÓRICA
2.1 Interações das radiações ionizantes com a matéria
As radiações ionizantes são caracterizadas por ionizarem o meio que atravessam. De
forma geral, ao interagirem com um material, as radiações ionizantes podem provocar os
seguintes tipos de interações: ionização, excitação atômica e/ou molecular, reação com o
núcleo e produção de radiação secundária de freamento (“bremsstrahlung”) [3].
Na ionização dos átomos, os elétrons são removidos dos átomos pelas radiações,
produzindo elétrons livres, íons positivos ou até mesmo radicais livres (no caso de quebra de
ligações químicas), conforme ilustrado na FIGURA 1.
Figura 1: Ionização de um átomo pela radiação incidente.
Fonte: Tauhata [3].
A excitação atômica ou molecular ocorre quando há a deposição de energia da
radiação ionizante no meio, porque os elétrons dos átomos do material são deslocados de seus
orbitais, mas não se desligam dos respectivos átomos.
Quando estes elétrons retornam aos seus orbitais originais, a energia excedente é
emitida na forma de luz ou mesmo como raios X característicos, conforme ilustrado na
FIGURA 2.
8
Figura 2: Excitação atômica pela radiação.
Fonte: Tauhata [3].
A reação nuclear ou ativação do núcleo ocorre quando a radiação que interage com o
núcleo possui energia superior à energia de ligação dos núcleons, podendo haver reações
nucleares, com a formação de núcleo residual e conseqüente emissão de radiação ionizante
secundária, conforme ilustrado na FIGURA 3. Uma interação de partícula de interesse no
estudo dos efeitos da radiação é a captura de nêutrons térmicos por praticamente todos os
núcleos da tabela periódica. Esta reação não apresenta um limiar de energia já que o nêutron,
não apresentando carga elétrica líquida, penetra facilmente o núcleo. Neste caso há a emissão
de radiação gama de captura e o novo núcleo formado pode ser instável (radioativo).
Neste trabalho utiliza-se o isótopo de massa atômica 10 do Boro que possui uma alta
secção de choque de absorção de nêutrons térmicos, gerando em cada absorção um par do
isótopo 7 do lítio e um núcleo de hélio, que ficam retidos na própria blindagem.
Figura 3: Ativação de um núcleo pela reação nuclear (gama, nêutron) ou (gama, próton).
Fonte: Tauhata [3].
A emissão de radiação de freamento (“Bremsstrahlung”) ocorre quando partículas
carregadas aceleradas (alfas, beta, prótons e elétrons, entre outras) interagem por colisão
9
inelástica e são desviadas de sua trajetória pelo forte campo nuclear dos átomos da matéria e,
com isso, parte de sua energia de movimento é convertida em radiação eletromagnética.
Conhecida também como raios X de freamento. Este é o resultado da interação entre
os campos elétricos da partícula incidente, do núcleo e dos elétrons.
Esta energia é convertida em raios X e sua direção é imprevisível e aleatória, pois
depende do mecanismo e do ângulo de saída da partícula após a interação [3], conforme
ilustrado na FIGURA 4. Para partículas de alta energia, entretanto, ela é preferencialmente
frontal.
Figura 4: Emissão de um raio X por um elétron desviado pelo campo do núcleo.
Fonte: Tauhata [3].
As interações das radiações ionizantes com os materiais dependem das características
das radiações e dos átomos do meio, mas, de maneira geral, as radiações produzem ionização
do meio por mecanismos diretos ou indiretos [3]. Pode-se, então, classificar as radiações
ionizantes da seguinte maneira: radiações diretamente ionizantes e radiações indiretamente
ionizantes, conforme esquematizado na TABELA 1.
Tabela 1: Classificação das radiações ionizantes.
Radiações ionizantes
Indiretamente ionizantes Fótons (radiação gama e raios X)
Nêutrons
Diretamente ionizantes
Partículas carregadas pesadas
(prótons, nêutrons, trítios, alfas e
demais íons)
Partículas carregadas levas
(elétrons e pósitrons)
Fonte: O autor.
10
Nas interações das radiações indiretamente ionizantes com os constituintes do meio
material, os campos eletromagnéticos da radiação incidente atuam interagindo com as
partículas carregadas do meio (no caso dos fótons) ou com a força nuclear forte que age sobre
os prótons e nêutrons dos núcleos atômicos ou sobre os átomos como um todo (no caso dos
nêutrons) [4]. Ambas as radiações interagem em processos com alteração de energia e/ou da
direção da radiação, transferindo sua energia, causando com isso ionizações de forma indireta.
O nêutron é uma partícula subatômica que possui massa ligeiramente superior à do
próton, não possui carga e não interage com a matéria por meio da força coulombiana, que
predomina nos processos de transferência de energia da radiação de partículas carregadas para
a matéria. As principais fontes de nêutrons são reações nucleares, fissões nucleares e
interações da radiação cósmica na alta atmosfera.
Assim como os fótons, os nêutrons são bastante penetrantes, percorrendo grandes
distâncias sem sofrer interações e sem perder energia cinética. A interação dos nêutrons
ocorre por meio da força nuclear forte, que possui curto alcance, participando de diversas
reações nucleares e sofrendo espalhamentos elásticos e inelásticos [4].
Nos choques elásticos com núcleos, parte da energia dos nêutrons é cedida ao núcleo,
frequentemente denominado núcleo de recuo, enquanto que nos choques inelásticos, a energia
interna do núcleo excitado sofre uma mudança, podendo se desexcitar por emissão de
radiação gama. De forma geral, as possibilidades de radiação secundária são formadas pelas
radiações emitidas pelos núcleos formados nas reações e também pelas partículas produzidas
nas reações, como prótons, partículas alfa, nêutrons, entre outros, ou seja, as interações dos
nêutrons com a matéria produz radiações secundárias direta e indiretamente ionizantes. Por
isso o nêutron é classificado como uma radiação indiretamente ionizante.
Nas interações com as radiações diretamente ionizantes, as forças coulombianas agem
entre as cargas da radiação e do meio, com a transferência de sua energia para muitos átomos
ao mesmo tempo. Neste caso a radiação incidente vai perdendo continuamente parte de sua
energia durante o seu trajeto no meio.
11
2.2 – Grandezas Dosimétricas das Radiações
Na área de Física da Radiação, as grandezas são específicas e as unidades são
especiais.
Estas grandezas estão separadas em três principais categorias [4]: Grandezas físicas,
grandezas de proteção radiológica e grandezas operacionais.
As grandezas físicas são grandezas dosimétricas que descrevem os campos de radiação
externos para quantificar a exposição externa de seres humanos à radiação. São elas: a
exposição, a dose absorvida e o kerma.
As grandezas de proteção são grandezas dosimétricas introduzidas para o
estabelecimento de limites de exposição à radiação, porém não podem ser medidas
diretamente com equipamento algum. São a dose equivalente no tecido ou no órgão e a dose
efetiva;
As grandezas operacionais são grandezas dosimétricas para monitoração de área e
monitoração individual, utilizadas para estimar o limite superior dos valores das grandezas de
proteção nos tecidos, órgão ou no corpo como um todo exposto à radiação externamente. É o
equivalente de dose pessoal, equivalente de dose ambiental e equivalente de dose direcional.
Neste trabalho para a caracterização dos materiais de blindagem serão utilizadas
apenas as grandezas físicas, em especial a dose absorvida. Estas grandezas são definidas a
seguir:
A dose absorvida (D) é a grandeza física mais importante em radiobiologia, radiologia
e proteção radiológica. Ela se relaciona com a energia da radiação absorvida. É definida
como:
dm
dED (1)
onde dE é a energia média depositada pela radiação em um volume elementar de massa dm.
12
A unidade do Sistema Internacional (SI) de dose absorvida e o Gray (Gy), que
corresponde a energia de 1 Joule depositado em um quilograma de material irradiado. Uma
unidade antiga, porém ainda hoje bastante utilizada é o rad, o qual corresponde a 100 erg de
energia absorvida por grama de material irradiado, de modo que:
1 rad = 10-2
J.kg-1
ou
1 Gy = 1 J.kg-1
= 100 rad
2.3 Atenuação de nêutrons e blindagens
Numa condição de feixe monoenergético colimado de nêutrons observa-se a mesma
forma de atenuação exponencial para fótons [3,4]:
)exp()( 0 xIxI (2)
onde I0 é a intensidade do feixe incidente, é o coeficiente de atenuação total e x é a
espessura do meio.
Entretanto, devido à possibilidade de múltiplos espalhamentos, para um meio
fortemente moderador, como os materiais hidrogenados num experimento de transmissão, a
intensidade transmitida I poderá ser um pouco maior que o que está previsto nesta lei, quanto
maior for a espessura do material.
O coeficiente é também chamado de seção de choque macroscópica e é dado por:
TN (3)
onde N é o número de núcleos por unidade de volume do meio e é dado por:
13
(4)
onde NA é a constante de Avogadro, ρ é a densidade do material e A é o número de massa do
material.
A seção de choque total σT , também designada como seção de choque microscópica
total, representa a probabilidade de ocorrência de todas as reações de um nêutron com um
núcleo:
rfenceieeT (5)
onde os sub-índices ee, ei, c, en, f e r representam os fenômenos de espalhamento elástico,
espalhamento inelástico, captura, emissão de nêutrons, fissão e outras reações nucleares,
respectivamente.
Para um composto químico a seção de choque do composto é a soma das seções de
choque de cada elemento i do composto multiplicado pela multiplicidade deste elemento no
composto.
n
i
TiiT n1
(6)
onde ni é o número de átomos do elemento i que compõe a molécula do composto e σTi é a
seção de choque microscópica total do elemento i.
Como um elemento químico pode ser composto de vários isótopos, a seção de
choque desse elemento é a soma das seções de choque σTj de cada isótopo multiplicada pela
fração isotópica fj do isótopo.
Tj
nj
j
jTi f
1
(7)
onde fj é a fração isotópica do isótopo j no elemento i.
14
A soma das seções de choque microscópicas de todos os núcleos do alvo por unidade
de volume é denominada como seção de choque macroscópica total, que representa a
probabilidade de ocorrência da primeira colisão por unidade de trajetória do nêutron e é dada
pela seguinte equação:
1
3
2
cmcm
cmN
TT (8)
onde N é o número de núcleos atômicos por unidade de volume [cm3] e σT é a seção de
choque microscópica total [b = 10-24
cm2].
Assim como a seção de choque microscópica, a seção de choque macroscópica total
indica a probabilidade de ocorrência de todos os fenômenos envolvidos:
)()( absorçãoatoespalhamene
T rfenceiee
(9)
Portanto a Equação 2 pode ser reescrita como:
)exp()( 0 TxIxI (10)
onde I0 e I são as intensidades dos feixes de nêutrons incidente e emergente, ∑T é a seção de
choque macroscópica total do material e x é a espessura do material.
O caminho livre médio λ [cm] é definido como a distância média percorrida por um
nêutron no meio material antes de interagir com um núcleo atômico:
15
cmTTxdx
Txdxx
1
)exp(
)exp(
0
0 (11)
Quando os nêutrons incidentes não se encontram em uma condição de colimação
estreita (narrow beam), torna-se conveniente introduzir o conceito de fluxo de nêutrons (Ø)
[cm-2
s-1
]. A taxa de reação R de determinado fenômeno então é definida pelo produto de
fluxo de nêutrons pela seção de choque macroscópica do respectivo fenômeno:
13 scmreaçõesR (12)
Esta expressão pode ser reescrita para conter a dependência da seção de choque com a
energia cinética E dos nêutrons envolvidos.
0
)()( dEEER (13)
16
3. MATERIAIS E MÉTODOS
Neste capítulo são apresentadas as descrições dos materiais utilizados neste trabalho e
o porquê de sua utilização, além dos métodos para fabricação dos corpos de prova e os
equipamentos utilizados.
3.1Polietileno de ultra alto peso molecular
O PEUAPM, produzido a partir do gás eteno ou etileno, é constituído apenas de
carbono e hidrogênio conforme ilustrado na FIGURA 5, em uma longa cadeia simples e
linear de monômeros, o que o torna o polímero com a estrutura mais simples entre todos os
outros, apresenta excelentes propriedades mecânicas e físicas como alta resistência ao
desgaste por abrasão, resistência ao impacto e um baixo coeficiente de fricção, fazendo com
que seja um polímero muito utilizado no mundo [1,5].
Sua elevada massa molar proporciona propriedades únicas, como altíssima resistência
à abrasão e ao impacto, e baixo coeficiente de fricção, tornando-o um material
autolubrificante.
Figura 5: Representações das estruturas químicas do etileno e do polietileno.
Fonte: Pereira [1].
Será utilizado para a confecção dos corpos de prova de PEUAPM, o produto de nome
comercial UTEC 3040, fornecido pela Braskem (Camaçari, BA, Brasil). Este material possui
massa molar média de cerca de 3106 g.mol
-1 [5].
O material foi fornecido na forma de pó, para a confecção de placas por meio de
compressão a quente, uma vez que o polietileno de ultra alto peso molecular (PEUAPM) não
pode ser processado por métodos convencionais, pois possui uma massa molar extremamente
17
elevada o que proporciona uma viscosidade elevada no estado fundido. Só se pode conformar
o PEUAPM por meio de alta temperatura e pressão, como por exemplo, moldagem por
compressão ou extrusão por pistão [5-7].
Para a confecção dos corpos de prova de PEUAPM o método utilizado para a
moldagem por compressão a quente foi adaptado e otimizado a partir de procedimento
disponibilizado pela Braskem [5].
A moldagem das placas de PEUAPM foi realizada em uma prensa hidráulica, da
marca MARCONI com capacidade de 15 toneladas, onde cada tonelada equivale a 35,13
kgf/cm2, e ferramental de moldagem e aquecimento, que se encontra alocada no Laboratório
de Radioquímica da Divisão de Física Aplicada do Instituto de Estudos Avançados conforme
mostrado na FIGURA 6.
Figura 6: Prensa hidráulica utilizada na confecção dos corpos de prova
Fonte: O autor
18
3.2 Carbeto de boro
Dentre os compostos borados, o carbeto de boro é o que apresenta as melhores
propriedades mecânicas: maior dureza, módulo de elasticidade e tenacidade à fratura e a
menor densidade, entretanto possui um alto custo. Admitiu-se, como hipótese ad-hoc, que
este material apresentado na forma de um pó fino, apresentaria excelente capacidade de
mistura no PEUAPM finamente granulado.
O carbeto de boro (B4C) foi, então, selecionado para ser utilizado como aditivo neste
projeto.
Ele se apresenta como um sólido romboédrico ou octaédrico de cor preto brilhante é
um material extremamente duro, sendo o terceiro material mais duro da natureza, próximo ao
diamante industrial e ao nitreto de boro. Sua gravidade específica é 2,51 e seu ponto de fusão
encontra-se na faixa de 2350 ºC a 2455 ºC e o ponto de ebulição aproximadamente nos
3500 ºC [8].
O carbeto de boro (B4C) utilizado como aditivo neste trabalho, é um material
fabricado pela empresa H.C Starck (Berlin, Alemanha) e foi fornecido pela Divisão de
Materiais (AMR) do Instituto de Aeronáutica e Espaço (IAE), pertencente ao Departamento
de Ciência e Tecnologia Aeroespacial (DCTA). Este material possui massa molar de 55,255
g.mol-1
[9].
3.3 Confecção dos corpos de prova
Os corpos de provas de PEUAPM puro foram confeccionados na forma de placas
circulares com o auxílio de um molde cilíndrico em aço inox. Para cada corpo de prova foram
utilizados cerca de 20 g de material [1].
O procedimento utilizado para a confecção das placas consiste nas seguintes etapas:
1. Pesar a quantidade de pó desejada, ou seja, 20,0 g;
2. Colocar o pó no molde;
3. Acertar a quantidade de pó, nivelando-o para diminuir possíveis irregularidades na
espessura do pó;
19
4. Retirar o ar contido no pó (degasagem) aplicando pressão de até 50 kgf.cm-2
(1,4 ton)
durante 3 minutos;
5. Aumentar a pressão até 70 kgf. cm-2
(2,0 ton) por mais 3 minutos;
6. Reduzir a pressão para 30 kgf. cm-2
(1,0 ton);
7. Ainda sob a pressão de 30 kgf. cm-2
(1,0 ton), iniciar o aquecimento do molde até a
temperatura de 220 ºC.
8. Manter o molde aquecido a 220 ºC por 3 minutos. Este é o tempo necessário para a fusão
total do pó no molde. A contagem só começa após os dois termostatos da prensa alcançarem a
temperatura desejada;
9. Cessar o aquecimento, iniciando o resfriamento natural do molde, mantendo a pressão de
30 kgf. cm-2
(1,0 ton);
10. Quando a temperatura baixar até 150 ºC, aumentar a pressão para 70 kgf. cm-2
e mantê-la
até retornar a temperatura ambiente. A pressão só deve ser aumentada quando os dois
termostatos atingirem a temperatura desejada.
Os corpos de prova de PEUAPM puro obtidos por meio deste trabalho são placas
circulares de 65 mm de diâmetro e aproximadamente 6,5 mm de espessura, o resultado pode
ser visto na FIGURA 7.
Figura 7: Foto da placa de PEUAPM no molde de aço inox após a compressão a quente.
Fonte: O autor
20
Os corpos de prova de PEUAPM aditivados com B4C foram confeccionados na
concentração de 2 % em massa de B4C.
O B4C foi adicionado ao PEUAPM e a mistura dos pós foi homogeneizada a seco
antes de ser adicionada ao molde, FIGURA 8.
Figura 8: Foto da mistura do PEUAPM e de 2% de B4C homogeneizados a seco.
Fonte: O autor
As demais etapas da moldagem seguiram o mesmo método anteriormente descrito
para o PEUAPM puro.
3.4 Experimento de atenuação de nêutrons térmicos
Os nêutrons térmicos foram produzidos por oito fontes de 241
Am-Be, de 100 mCi cada
uma, em um arranjo onde foram introduzidas em um bloco constituído de placas de
polietileno com paredes de 6 cm de espessura. Esse bloco foi totalmente revestido por uma
capa de cádmio de 0,5 mm de espessura, contendo em uma das faces um orifício de 4 cm de
diâmetro para a passagem dos nêutrons térmicos.
Um contador proporcional de 3He, utilizado para detectar nêutrons térmicos, foi
posicionado no eixo central de um recipiente cilíndrico de cádmio de paredes de 1 mm de
21
espessura de diâmetro de 11 cm e altura de 20 cm. Este recipiente também possui um orifício
de 4 cm de diâmetro na parte central da face curva para permitir a entrada de nêutrons
térmicos na direção do tubo detector situado no seu eixo central.
Os orifícios do recipiente das fontes e do detector são alinhados frente a frente e
distanciados 14 cm um do outro. As amostras de PEUAPM puro e aditivados com carbeto de
boro foram posicionadas entre estes orifícios e com os seus centros alinhados aos centros dos
mesmos. A cada irradiação era acrescido uma placa de forma a se obter a transmissão de
nêutrons para variadas espessuras das amostras.
É possível visualizar um esquema do arranjo de transmissão de nêutrons térmicos
utilizado neste trabalho na FIGURA 9 e 10.
Figura 9: Esquematização do arranjo experimental de transmissão de nêutrons térmicos.
Fonte: Pereira [10].
22
Figura 10: Foto do arranjo experimental de transmissão de nêutrons térmicos.
Fonte: O autor
Em cada irradiação é feita a contagem de nêutrons térmicos pelo detector de 3He, com
o obturador de cádmio aberto. Nestas contagens, para discriminar as contagens devidas a
nêutrons térmicos de outras contagens de fundo, devidas à radiação gama do meio ambiente,
estas contagens são armazenadas na forma de um espectro de amplitude. A aquisição do
espectro de amplitude de pulso em cada irradiação foi realizada através de uma placa
multicanal da ORTEC gerenciada pelo aplicativo Maestro (EG&G Ortec, USA) instalados em
um computador do Laboratório de Radiação Ionizante do IEAv (LRI/IEAv).
Além do fundo de radiação natural, nestas contagens estão presentes também nêutrons
rápidos que escapam do arranjo fonte-moderador, são espalhados no ambiente e atingem o
detector sem serem transmitidos através dos corpos de prova, as quais, por isso, constituem
um fundo indesejável de contagens.
A subtração das contagens de nêutrons rápidos que escapam do sistema
fonte/termalizador é feita através de irradiações com o orifício do recipiente do detector
coberto por uma placa de cádmio e é feita para cada espessura das amostras irradiadas.
A atenuação do fluxo térmico para cada espessura das amostras foi calculada pela
razão entre as taxa de contagem líquidas (contagem sem obturador de cádmio menos
23
contagens com o obturador de cádmio) correspondente ao fluxo térmico transmitido para cada
espessura da amostra I(x) e a taxa de contagem líquida sem as amostras I0. Admitindo-se uma
atenuação exponencial, descrita na equação 1 a seguir:
)exp()( 0 xIxI (1)
onde µ é o coeficiente de atenuação mássico total para nêutrons térmicos, quando x for
expresso em unidades de gramas por centímetro quadrado.
O valor experimental deste coeficiente pode, então, ser obtido a partir do ajuste da
equação 1 aos dados experimentais.
Por outro lado, o valor deste coeficiente é calculado a partir dos valores das seções de
choque totais para nêutrons térmicos dos constituintes das amostras. Dessa forma, os valores
experimentais e os calculados podem então ser comparados, servindo como um indicador das
propriedades de blindagem dos materiais constituintes das amostras para nêutrons térmicos
[10].
24
4. RESULTADOS E DISCUSSÃO
Neste tópico são apresentados os dados obtidos durante a parte experimental do
trabalho onde foram empregadas fórmulas e cálculos geométricos para comparação à dados e
cálculos teóricos.
4.1 Confecção dos corpos de prova
Foi realizada a pesagem das placas de PEUAPM puras e aditivadas com o B4C em
balança analítica e o volume foi determinado por cálculo geométrico, uma vez que as suas
dimensões foram medidas com o uso de um paquímetro e a sua forma simétrica permitiu um
cálculo simples. A densidade dos corpos de prova foi determinada pelo cálculo da razão entre
o volume e a massa de cada um deles conforme mostradas nas TABELAS 2 e 3.
Tabela 2: Valores das pesagens e espessuras das placas de PEUAPM puras.
Placas
nº Massa
(g)
Espessura
(cm)
Densidade
(g/cm2)
PE0-1 20,0138 ± 0,0005 0,6475 ± 0,0096 0,931 ± 0,027
PE0-2 20,0216 ± 0,0005 0,6450 ± 0,0058 0,935 ± 0,025
PE0-3 20,0227 ± 0,0005 0,6500 ± 0,0115 0,928 ± 0,029
PE0-4 20,0291 ± 0,0005 0,6475 ± 0,0050 0,932 ± 0,024
PE0-5 20,0439 ± 0,0005 0,6450 ± 0,0058 0,936 ± 0,025
PE0-6 20,0850 ± 0,0005 0,6425 ± 0,0050 0,942 ± 0,025
PE0-7 20,0579 ± 0,0005 0,6450 ± 0,0100 0,937 ± 0,028
PE0-8 20,0406 ± 0,0005 0,6450 ± 0,0100 0,936 ± 0,028
PE0-9 20,0412 ± 0,0005 0,6425 ± 0,0050 0,940 ± 0,025
PE0-10 20,0737 ± 0,0005 0,6450 ± 0,0058 0,938 ± 0,025
PE0-11 20,0882 ± 0,0005 0,6425 ± 0,0050 0,942 ± 0,025
PE0-12 20,0773 ± 0,0005 0,6450 ± 0,0058 0,938 ± 0,025
Fonte: O autor
25
Tabela 3: Valores das pesagens e espessuras das placas de PEUAPM aditivadas com B4C.
Placas
nº
Massa
(g)
Espessura
(mm)
Densidade
(g/cm2)
PE2-1 20,0725 ± 0,0005 0,6425 ± 0,0050 0,941 ± 0,025
PE2-2 20,0487 ± 0,0005 0,6425 ± 0,0126 0,940 ± 0,030
PE2-3 20,0702 ± 0,0005 0,6375 ± 0,0050 0,949 ± 0,025
PE2-4 20,1049 ± 0,0005 0,6375 ± 0,0050 0,950 ± 0,025
PE2-5 20,0745 ± 0,0005 0,6400 ± 0,0082 0,945 ± 0,027
PE2-6 20,1022 ± 0,0005 0,6450 ± 0,0058 0,939 ± 0,025
PE2-7 20,0765 ± 0,0005 0,6450 ± 0,0058 0,938 ± 0,025
PE2-8 20,0380 ± 0,0005 0,6350 ± 0,0058 0,951 ± 0,025
PE2-9 20,0673 ± 0,0005 0,6350 ± 0,0058 0,952 ± 0,025
PE2-10 20,1133 ± 0,0005 0,6350 ± 0,0100 0,955 ± 0,028
PE2-11 20,0864 ± 0,0005 0,6400 ± 0,0082 0,946 ± 0,027
PE2-12 20,1148 ± 0,0005 0,6450 ± 0,0100 0,940 ± 0,028
Fonte: O autor
4.2 Atenuação de nêutrons térmicos
Nas TABELAS 4 e 5 são apresentadas as taxas líquidas de contagem de nêutrons
térmicos transmitidos através dos corpos de prova de PEUAPM puro e de PEUAPM aditivado
com 2% de B4C, respectivamente, selecionados para este experimento, em função da
espessura. As espessuras foram expressas na unidade g/cm2, o que corresponde ao produto da
espessura (em cm) pela densidade (em g/cm3). Isto permite que o resultado do coeficiente de
atenuação mássico (em cm2/g) possa ser extraído diretamente do ajuste dos dados
experimentais e comparado com os valores calculados teoricamente.
Aos dados experimentais constantes nas tabelas 4 e 5, foi ajustada a equação 1, por
meio do aplicativo ORIGIN, obtendo-se os valores dos coeficientes de atenuação mássico
experimentais. As curvas ajustadas são mostradas nas FIGURAS 11 e 12, onde o coeficiente
a indicado na figura corresponde ao parâmetro µ da equação (1) e a constante b corresponde
ao parâmetro I0 desta mesma equação. Os valores experimentais do parâmetro µ (coeficiente
de atenuação mássico) são apresentados na TABELA 6, em comparação com os valores
calculados teoricamente.
26
Tabela 4: Taxa de contagem de nêutrons transmitidos através do PEUAPM puro.
Fonte Espessura
[g.cm-2
]
Taxa de Contagem
[contagem. s-1
] 241
Am – Be 0,0000 ± 0,0000 2,5402 ± 0,0709
1,2930 ± 0,112 1,5076 ± 0,0555
2,5910 ± 0,168 1,1433 ± 0,0477
3,8780 ± 0,185 0,9169 ± 0,0442
5,1680 ± 0,233 0,7187 ± 0,0386 Fonte: O autor
Tabela 5: Taxa de contagem de nêutrons transmitidos através do PEUAPM aditivado.
Fonte Espessura
[g.cm-2
]
Taxa de Contagem
[contagem. s-1
] 241
Am - Be 0,0000 ± 0,0000 2,5402 ± 0,0709
0,6425 ± 0,050 0,8915 ± 0,0501
1,2850 ± 0,135 0,4611 ± 0,0434
1,9225 ± 0,144 0,3789 ± 0,0401 Fonte: O autor
27
Figura 11: Resultados do experimento da transmissão de nêutrons térmicos no PEUAPM puro e
ajuste da equação 1 aos dados experimentais.
Fonte: O autor
28
Figura 12: – Resultados do experimento da transmissão de nêutrons térmicos no PEUAPM aditivado
com 2% de B4C e ajuste da equação 1 aos dados experimentais.
Fonte: O autor
Tabela 6: Comparação dos resultados experimentais com cálculo teórico
Coeficiente de atenuação
mássico para nêutrons
térmicos
Calculado teoricamente com
base nas seções de choque da
biblioteca ENDF-B*
Valores experimentais deste
trabalho
PE puro 0,232 0,007 0,251 0,020
PE aditivado com 2% de B4C 0,898 0,027 1,22 0,17 * Incerteza de 3% nos dados básicos de seções de choque.
Fonte: Cipeli [11].
Os valores experimentais concordam com os valores teóricos dentro do intervalo de
confiança de 99% (correspondente a 3 desvios-padrão) o que indica que os corpos de prova
atendem aos requisitos de blindagem para nêutrons térmicos.
29
5. CONCLUSÃO
O objetivo deste trabalho foi o estudo preliminar da confecção de blindagens para
nêutrons térmicos baseadas em polietileno com a adição de boro. Para este estudo foram
confeccionados corpos de prova de polietileno de ultra alto peso molecular empregando-se
como material de adição o carbeto de boro (B4C), que é caracterizado por uma combinação
incomum de propriedades que resultam em sua utilização em um grande número de
aplicações.
Os corpos de prova confeccionados pelo método de compressão a quente resultaram
em amostras rígidas e homogêneas, sendo que a adição do carbeto de boro, não modificou
sensivelmente estas propriedades. A caracterização dos corpos de prova como blindagem de
nêutrons, realizada em experimentos convencionais de transmissão de nêutrons, demonstrou
que os corpos de prova atenderam os requisitos de atenuação e blindagem, representados pelo
coeficiente de atenuação mássico.
Apesar da proporção de carbeto de boro (2%) investigada neste trabalho, já apresentar
excelente propriedade de blindagem, como desenvolvimento futuro pretende-se realizar
experimentos para maiores concentrações de boro, visando aplicações especiais, onde pode
ser exigidas menores espessuras de blindagem e, por conseguinte, maior poder de absorção
conferido pela presença de boro.
A eficiência de blindagem do polietileno aditivado com carbeto de boro a 2% em
relação ao polietileno puro é dada pelo razão entre os coeficientes de atenuação mássicos:
78,086,4020,0251,0
17,022,1
puro
borado
Então com base nos dados experimentais o PE aditivado com carbeto de boro é
(486±78)% mais eficiente que o PE puro para blindagem de nêutrons térmicos.
30
BIBLIOGRAFIA
[1] PEREIRA, M. A. Polietileno de ultra alto peso molecular como material de base para
blindagens da radiação cósmica em aplicações aeroespaciais. 2013. 184f. Dissertação
(Mestrado em Ciências e Tecnologias Espaciais) – Instituto Tecnológico de Aeronáutica, São
José dos Campos.
[2] COELHO, M. L. R. Estudo da influência do teor de TiB2, obtido pela reação in situ de
B4C e TiC, nas propriedades mecânicas de cerâmicas a base de B4C. 2012. 103f. Dissertação
(Mestrado em Tecnologia Nuclear – Materiais) – Instituto de Pesquisas Energéticas e
Nucleares, São Paulo.
[3] TAUHATA, L. et al. Radioproteção e dosimetria: Fundamentos. 5a. ed. Rio de Janeiro:
IRD/CNEN, 2003.
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2010.
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University of Tennessee, Knoxville.
[7] BRASKEM. UTEC polietileno de ultra alto peso molecular (PEUAPM). Catálogo de
Produto. [S.l.], 2009.
[8] MONTALVO, J. P.; TEIXEIRA, L. A. Remoção de Boro de Águas e Efluentes de
Petróleo por Adsorção. Rio de Janeiro, 2009. 138p, pág 22. Tese de Doutorado -
Departamento de Engenharia de Materiais, Pontifícia Universidade Católica do Rio de
Janeiro. PUC-Rio – Certificação Digital N 0412179/CA.
[9] H.C. Starck. Carbeto de boro (B4C). Catálogo de Produto. Advanced Ceramic Powders.
[10] PEREIRA, H.H.C. Aplicação de geopolímero como blindagem para radiação ionizante.
2013. 205f. Dissertação (Mestrado em Ciências e Tecnologias Espaciais) – Instituto
Tecnológico de Aeronáutica, São José dos Campos.
[11] CIPELI, J. F. e GONÇALEZ, O. L. Cálculo dos coeficientes de atenuação mássicos para
nêutrons para materiais compostos. Relatório Técnico LRI/01-2015.