Deshidratare cu reacții ionizante

1. Informaţii generale de spre radiaţiile ionizente

Surse de radiaţii ionizante

Radiaţiile ionizante folosite în industria alimentară pot fi de natură electromagnetică şi corpusculară. Cele de natură electromagnetică (fotoni) sunt caracterizate prin energia E = h. În această categorie intră radiaţiile , inflaroşii şi ultraviolete. După modul de producere fotonii pot fi: fotoni  de origine nucleară, radiaţii X caracteristice, fotoni X sau  de frânare, radiaţii de anihilare. Tipurile de fotoni enumerate mai sus diferă prin energie, respectiv .

Energia fotonilor este dată de relaţia:

E = h,

în care: E este energia fotonilor, eV;

h – constanta lui Plank, ergi  s (h = 6,624  10-27 ) ;

 - frecvenţa, vibraţii/s;

 = c / , în care :

c – este viteza luminii, cm / s ; ( c = 3  1010 cm / s);

 - lungimea de undă, cm

A doua categorie de radiaţii ionizante sunt cele de natură corpusculară ( radiaţii  ) caracterizate prin energia cinetică E = mc2 – m0c2.

Sursele utilizabile de radiaţii sunt :

- acceleratorii de electroni la care se limitează nivelul de energie la 10 MeV ;

- radioizotopii artificiali : Co60, Ce137 care emit radiaţii  al căror nivel de energie este :

Co60 = 1,17 şi 1,33 MeV ; Ce137 = 0,66 MeV.

Se poate afirma cu toată certitudinea, în urma cercetărilor efectuate în diferite ţări, că la o energie  10 MeV, nu se induce nici un fel de radioactivitate în produsele iradiate (radionuclizi). La energii mai mari de 12 MeV, radioelementele artificiale detectabile sunt : Na – 22, Sc – 46; 47 ; 48 ; Mn – 54, Xe – 133, Rb – 84, Pb – 32.

Radioactivitatea observată a fost  10 – 9 din radioactivitatea naturală. Teoretic, dacă o persoană ar consuma alimente iradiate cu electroni cu energia de 24 MeV la o doză de 5 Mrad, ar primi o doză totală de 0,26 mr/ an faţă de 150 mr / an cât primeşte din surse naturale, din care 5 mr provin din ploi radioactive. De remarcat, că Co 60 este cel mai utilizat ca izotop artificial, fiind produs în cantităţi mari din cobalt natural în reactoare. Co60 are timpul de înjumătăţire de 5,3 ani. Pierderea de activitate este de  1% / lună. În epuizarea sa emite radiaţii  cu energie de 1,17 şi 1,33 MeV şi electroni cu energii de 0,31 MeV, disponibile pentru iradiere fiind doar radiaţiile .

Menţionăm faptul că la nivelul anului 1983, contribuţia procentuală a diferitelor surse de radiaţii era următoarea :

Cobalt 60 72,2%

Electroni acceleraţi 20,3%

Cesium 137 6,0%

Radiaţii X 1,5%

Folosirea radiaţiilor ionizante în diferite sectoare, la nivelul anului 1983 se prezintă astfel :

Sterilizarea produselor medicale 31%

Tratamentul produselor alimentare 21%

Sterilizarea produselor farmaceutice 13%

Cercetare 8%

Alte utilizări 27%

O instalaţie de iradiere cuprinde următoarele elemente : o protecţie biologică a personalului şi a mediului faţă de radiaţii; sursa de radiaţii care poate fi un accelerator sau o sursă de Co 60 sau Ce137 dispusă într-o cameră de iradiere prevăzută cu un sistem de stocare în poziţie de neutilizare pentru radioelemente ; un sistem de transport pentru introducerea produselor în camera de iradiere şi care conduce produsele în faţa surselor de iradiere pentru un timp necesar în vederea aplicării dozei necesare; sisteme de comandă şi automatizare, inclusiv de securitate a instalaţiei.

Protecţia biologică este asigurată prin amplasarea acceleratoarelor într-o incintă (cameră) de beton greu, prevăzută cu un labirint pentru a pătrunde în camera de iradiere. Grosimea pereţilor, plafonului, pardoselii camerei şi labirintului asigură protecţia faţă de radiaţiile ionizante.

Pentru instalaţiile cu radioelemente protecţia biologică este constituită fie din plăci de plumb pentru instalaţiile de laborator sau cele de capacitate mică, fie din beton greu sau beton baritat pentru instalaţiile industriale.

Pentru instalaţiile industriale stocarea sursei se poate face ,, uscat” adică într-un conteiner (conteiner de Pb) sau într-o ,,piscină” la fundul acesteia, a cărei adâncime variază între 2,5 şi 6 m. Apa joacă rol de protecţie biologică. Stocarea în ,,piscină” este avantajoasă din punct de vedere al manipulării sursei de iradiere (stocare, scoatere).

Sistemul de securitate nu permite accesul în camera de iradiere când instalaţia este în funcţiune. În cazul radioizotopilor, sistemul de securitate asigură şi punerea sursei de iradiere în poziţie de stocare.