Aula 2022 03 Grandezas e Unidades.pptx

☼ SEGURANÇA E PROTEÇÃO RADIOLÓGICA
⌂ Princípios Básicos de Proteção Radiológica: justificação,
limitação de dose e otimização.
⌂ Restrição de dose. Nível de Registro. Nível de Investigação.
⌂ Segurança radiológica: proteção física, defesa em profundidade,
boas práticas de engenharia.
⌂ Grandezas e unidades empregadas em proteção radiológica.
⌂ Fatores de proteção radiológica:
► Tempo de exposição;
► Lei do inverso do quadrado da distância;
► Blindagem para os diferentes tipos de radiações ionizantes.
⌂ Classificação de áreas.
⌂ Noções de cálculo de blindagem X e gama.
⌂ Resposta a emergências radiológicas: fase inicial, fase
intermediária ou de controle e fase final ou fase de recuperação.
⌂ Nível de referência, nível de intervenção, nível de ação
⌂ Descontaminação.
⌂ Regulamentação e Diretrizes Básicas em Proteção Radiológica.
⌂ Proteção física de fontes: níveis de proteção, procedimentos,
Plano de Proteção Física.

GRANDEZAS E
UNIDADES EMPREGADAS EM
PROTEÇÃO RADIOLÓGICA

Grandezas Radiométricas
&
Coeficientes de Interação
3
 Grandezas Físicas
 As grandezas físicas usadas na física da radiação
permitem a quantificação da intensidade de uma fonte de
radiação (ou campo de radiação) sem referência a sistemas
biológicos.
 Como tal, elas são livres de incertezas biológicas e
geralmente são fáceis de medir.

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 GRANDEZAS DE CAMPO
 As medidas dos efeitos da radiação podem exigir distintos
graus de especificação do campo de radiação.
 Estas especificações estão baseadas inicialmente em sua
expressão mais simples, em grandezas práticas associadas
ao campo de radiação, que por sua vez serão a base para
definir as grandezas que descrevem o campo com maior
detalhe.
 GRANDEZAS E UNIDADES EMPREGADAS EM

5
 GRANDEZAS DE CAMPO
 Estas grandezas práticas estão relacionadas com o número das
partículas ou com a energia transportada, sem considerar a
massa em repouso, ficando incorporado os termos, partícula ou
energia, ao nome da grandeza para sua designação.
 Num ponto de interesse é indicado com N o número de
partículas e com R as suas energias.
 R é denominada "energia radiante", e é expressada em
unidades de joule (J).
 A partir destas definições são estabelecidas as grandezas que
representam a variação da quantidade de partículas ou suas
energias.

• Fluência (taxa)
• Fluência de Energia (taxa)
• Seção de choque e curvas exemplo
• Coeficiente de atenuação linear
• Coeficiente de atenuação mássico
• Poder de frenamento mássico
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 Fluxo de partículas, Ń
 É o cociente de dN por dt, onde dN é o incremento do número
de partículas no intervalo de tempo dt.
unidade: s-1
 Fluência de partículas, 
 É o cociente dN por da, onde dN é o número de partículas
incidentes sobre uma esfera cuja seção transversal possui
uma área elementar da.
unidade: m-2
OBS:
 A área da deve ser perpendicular a cada direção da radiação; para assegurar
esta condição considera-se que a radiação incide sobre uma esfera de volume
elementar cuja seção transversal é da, a qual pode adotar qualquer orientação.
𝑁 =
𝑑𝑁
𝑑𝑡
Φ =
𝑑𝑁
𝑑𝑎

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 Taxa de fluência de partículas, 
 É o cociente de d por dt, onde d é o incremento de
partículas num intervalo de tempo dt.
unidade: m-2 .s-1
 Fluxo de energia, Ŕ
 É o cociente de dR por dt, onde dR é o incremento da energia
radiante num tempo dt.
unidade: J.s-1 = W
𝜑 =
𝑑Φ
𝑑𝑡
=
𝑑2. 𝑁
𝑑𝑎. 𝑑𝑡
𝑅 =
𝑑𝑅
𝑑𝑡

9
 Fluência de energia, 
 É o cociente de dR por da, onde dR é o incremento da energia
radiante incidente sobre uma esfera cuja secção transversal
possui uma área elementar da.
unidade: J.m-2
 Taxa de fluência de energia, 
 É o cociente de d por dt, onde d é o incremento da fluência
de energia no intervalo de tempo dt.
unidade: J.m-2. s-1 = W.m-2
Ψ =
𝑑𝑅
𝑑𝑎
𝜓 =
𝑑Ψ
𝑑𝑡
=
𝑑2. 𝑅
𝑑𝑎. 𝑑𝑡

10
 GRANDEZAS DE INTERAÇÃO
 A caracterização da interação da radiação com a matéria é
expressada mediante coeficientes que são específicos para a
radiação (tipo e energia), para o material é para a forma da
interação.
 Seção de choque, 
 É o cociente entre a probabilidade de interação pelo alvo e a
fluência de partículas para uma substância que atua como alvo
frente a um campo de radiação.
unidade: m2
 A unidade especial de seção de choque é denominada barn (b)
sendo
1 b = 10-28 m2.
𝜎 =
𝑃
Φ

 Seção de Choque para Captura de Nêutrons em Urânio
11

12
 Coeficiente de atenuação mássico,  / 
 É a fração de partículas sem carga que sofre interações ao
atravessar uma distância elementar dl num material de
densidade  .
unidade: m2.g-1
 Coeficiente de transferência mássico de energia, tr / 
 É a fração de energia das partículas incidentes não
carregadas que é transferida como energia cinética inicial de
partículas carregadas, por interações ao atravessar uma
distancia dl, num material de densidade .
unidade: m2.g-1
𝜇
𝜌
=
𝑑𝑁
𝑁. 𝜌. 𝑑𝑙
𝜇𝑡𝑟
𝜌
=
𝑑𝐸𝑡𝑟
𝐸. 𝜌. 𝑁. 𝑑𝑙

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 Coeficiente de absorção mássico de energia, en / 
 Para partículas ionizantes não carregadas, é o produto do
coeficiente de transferência mássico de energia por (1g)
sendo g a fração da energia das partículas secundarias que é
perdida como radiação de frenamento no material.
unidade: m2.g-1
 Poder de frenamento mássico, S / 
 É a energia perdida dE por uma partícula carregada ao
atravessar uma distância elementar dl em um material de
densidade ,
unidade: J.m2.kg-1
𝜇𝑒𝑛
𝜌
=
𝜇𝑡𝑟
𝜌
1 − 𝑔
𝑆
𝜌
=
1
𝜌
.
𝑑𝐸
𝑑𝑙
 O poder de frenamento é uma função da carga da partícula,
da energia da partícula e do material no qual a partícula
carregada interage.

Grandezas Dosimétricas
Kerma, Dose, TEL (LET) e mais
14
 Grandezas dosimétricas
 Na física moderna da saúde, são definidas várias grandezas e
unidades dosimétricas significativas, abrangendo aspectos da
física, dosimetria e radiobiologia.

Medidas e unidades de radiação (a ter em mente):
1. Dose física: (Gray) dose absorvida por unidade de
massa
 1 Gray = absorção líquida de 1 Joule em 1 kg de
água
2. Fator de qualidade:
 O fator de qualidade considera a eficácia biológica
relativa da radiação (RBE), que é dependente da
transferência linear de energia (LET) da radiação
3. Dose efetiva biologicamente:
 Dose equivalente (Sievert)
 A dose equivalente é calculada como o produto
da dose absorvida no tecido multiplicado por um
fator de ponderação para a radiação.

17
 GRANDEZAS DOSIMÉTRICAS
 Dado que as grandezas dosimétricas devem proporcionar uma
medição física que seja correlacionada com os efeitos reais ou
potenciais, elas são em essência obtidas como produto entre
grandezas de campo e de interação.
 Os eventos de deposição de energia são de caráter discreto e
sua ocorrência em um ponto da matéria irradiada responde a
uma descrição probabilística para os diferentes modos
possíveis de interação.
 A correlação entre a energia de radiação que é recebida pela
matéria exposta e o efeito observado é obtida como um
balanço entre a energia transportada pelas partículas que
ingressam e as que saem dessa massa incluindo as alterações
produzidas na massa em repouso.
 Este balanço define a grandeza energia cedida, que é de
caráter estocástico já que os valores possíveis de serem
determinados são aleatórios.

• Kerma (taxa)
• Coeficiente de absorção de energia mássico
• Kerma no ar
• Exposição (taxa)
• Dose absorvida (taxa)
• Energia cedida
• Transferência Energia Linear(TEL)
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19
 Kerma, K
 dEtr é a soma das energias cinéticas iniciais de todas as
partículas ionizantes carregadas, liberadas por partículas
ionizantes sem carga, numa massa dm.
unidade: J.kg-1
 O nome especial desta unidade é o gray (Gy), como para a
dose absorvida.
𝐾 =
𝑑𝐸𝑡𝑟
𝑑𝑚
Seu nome provem do acrônimo de “kinetic energy release in
matter”.

20
 Taxa de Kerma, Ќ
 A kerma também pode ser expressada como variação
temporal pelo cociente,
unidade: J.kg-1.s-1 ou Gy. s-1
𝐾 =
𝑑𝐾
𝑑𝑡
A Kerma também pode ser dividida em duas partes:
1) Ionização e excitação (dose absorvida) conhecida como Kcol
2) Perda de radiação (bremsstrahlung) conhecida como Krad

21
 CEMA, C - “Energia convertida por unidade de massa”.
 É uma grandeza aplicável à radiação diretamente ionizante,
como elétrons e prótons.
 A Cema é definida como o quociente de dEc por dm, onde dEc
é a energia perdida por partículas carregadas, exceto
elétrons secundários, em colisões em um material de massa
dm:
unidade: J.kg-1.s-1 ou Gy. s-1
𝐶 =
𝑑𝐸𝑐
𝑑𝑚

22
 Exposição
 A grandeza exposição X, é definida como o dQ/dm, onde dQ é
o valor absoluto da carga total dos íons de um sinal
produzidos no ar quando todos os elétrons liberados por
fótons, em um volume elementar de ar cuja massa é dm, são
completamente frenados no ar.
unidade: C.kg-1
 A unidade prática adotada originalmente para esta grandeza,
possui o nome especial de roentgen (R), com uma
equivalência:
1 R = 2,58 10-4 C.kg-1.
 Na atualidade, a grandeza exposição dada em unidades de R
ou C.kg-1, foi substituída pela grandeza kerma no ar e sua
correspondente unidade, o Gy.
𝑋 =
𝑑𝑄
𝑑𝑚

 Exposição
A exposição, X, em unidades de C kg-1, está
relacionada com a kerma no ar como segue:
onde
 "W" é a energia média gasta por um elétron para produzir
um par iônico e
 "e" é a carga eletrônica
 g é a fração da energia inicial do elétron secundário que é
irradiada como bremsstrahlung
23
𝑋 =
𝐾𝑎𝑟. 1 − 𝑔 . 𝑒
𝑊
• A exposição é medida sob condições de equilíbrio
eletrônico

 Taxa de Exposição
 A taxa de exposição, 𝑋, é o quociente de dX por dt, onde dX é
o incremento de exposição no intervalo de tempo dt, assim:
A unidade é C kg-1 s-1
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𝑋 =
𝑑𝑋
𝑑𝑡
 Definição do roentgen(R)
1 R = 2,5810-4 C kg-1
Explicação
► 1 R = 1 ese de carga por cm3 de ar seco
 carga do elétron = 4,810-10 ese = 1,60210-19 C
 ar = 1,29310-3 g cm-3 = 1,29310-6 kg cm-3
 1 R = 1 ese cm-3  (1,60210-19 C / 4,810-10 ese) / 1,29310-6 kg cm-3
= 2,5810-4 C kg-1

25
 Dose absorvida, D
 É o cociente entre 𝑑𝜀 e dm, onde 𝑑𝜀 é a energia média cedida
pela radiação ionizante a uma massa dm de matéria.
unidade: J.kg-1
A esta unidade é dado o nome de gray, abreviado Gy.
 Taxa de dose absorvida, 𝑫
 Ao ser a dose absorbida uma grandeza macroscópica,
admite variação espacial ou gradiente e variação temporal
ou taxa.
 A taxa de dose é o cociente entre dD e dt, onde dD é o
incremento da dose absorvida no intervalo de tempo dt.
unidade: J.kg-1.s-1 ou Gy.s-1
𝐷 =
𝑑𝜀
𝑑𝑚
𝐷 =
𝑑𝐷
𝑑𝑡

26
 Energia cedida, 
 A energia  cedida pela radiação ionizante na matéria contida
em um volume dado é definida como:
unidade: J
onde,
 in é a soma das energias , excluindo energias de massas em
repouso, de todas as partículas direta ou indiretamente ionizantes que
tenham entrado no volume considerado.
 ou é a soma das energias, excluindo energias de massas em repouso,
de todas as partículas direta ou indiretamente ionizantes que tenham
abandonado o volume considerado.
 Q é a soma das energias equivalentes ás massas em repouso geradas
ou destruídas durante as transformações de núcleos e de partículas
elementares que tenha ocorrido dentro do volume considerado.
𝜀 = 𝜀𝑖𝑛 − 𝜀𝑜𝑢𝑡 + 𝑄

27
 O significado de Q será dado segundo,
 Q = 0, não ocorreu alteração de massa de repouso devido
às interações ocorridas.
 Q < 0, quando ocorreu aumento na quantidade de massa
em repouso dentro do volume irradiado.
 Desde o ponto de vista do campo de radiação este
sofreu uma diminuição na quantidade Q de energia, que
já não estará disponível para ser cedida.
 Q > 0, quando ocorreu diminuição da quantidade de massa
em repouso dentro do volume irradiado.
Desde o ponto de vista do campo de radiação, este é visto
aumentado na quantidade Q de energia, logo haverá mais energia
radiante disponível para ser cedida.

 Energia Cedida
A energia transmitida é a energia incidente menos a
energia deixando a massa (excluindo a energia liberada
nas transformações nucleares para evitar que a dose se
torne negativa quando a massa contém uma fonte
radioativa)
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 Equilíbrio de partículas carregadas
 Uma característica da radiação indiretamente ionizante, é a de
depositar sua energia através de um processo de duas etapas.
 Na primeira etapa é produzida a interação pela qual se
transfere energia a partículas secundárias carregadas , e
 Na segunda etapa, estas partículas secundarias entregam
energia para a matéria.
 Portanto, a contribuição para a dose absorvida através da
interação de radiação indiretamente ionizante (raios X, gama
ou nêutrons) de maneira direta é insignificante.
 Considerando que cada interação inicial implica na
transferência, em um só evento, de uma grande quantidade de
energia, são as partículas secundarias carregadas produzidas
as que distribuem energia numa sucessão de eventos de
ionização e excitação; fenômenos que de modo coletivo serão
causadores do efeito observado.

30
 Dado que uma fração das partículas secundarias carregadas
sairá da massa exposta, a energia que elas transportam não irá
contribuir para a dose absorvida.
 Esta energia é reposta criando um campo de elétrons
secundários que acompanham o campo de radiação
incidente, com o qual é estabelecida a condição de
equilíbrio eletrônico.
 Com esta condição se logra a máxima dose absorvida
correspondente com a fluência de energia do campo de
radiação incidente.

31
 A condição de equilíbrio eletrônico está relacionada com a
energia transportada pelas partículas carregadas e não a seu
número.
 Na prática, a condição de equilíbrio eletrônico é conseguida
interpondo entre a massa a ser irradiada e o campo de
radiação, um material igual ou similar ao irradiado e cuja
espessura seja igual ao alcance dos elétrons mais
energéticos produzidos nesta espessura pelo campo de
radiação.

32
 Relação entre D e K
 Em condição de equilíbrio eletrônico e considerando desprezível,
como primeira aproximação, a perda de energia por radiação de
frenamento, cumpre-se que o coeficiente de absorção mássico
de energia iguala ao coeficiente de transferência mássico de
energia, e como consequência destas hipóteses, a dose
absorvida é numericamente igual à kerma.
 A fração de perda de energia por radiação de frenamento, g, é
considerada desprezível para energias de fótons de até alguns
MeV.

 Cálculo da Dose Absorvida a partir da Kerma
 Montagem do simulador em blocos de espessura uniforme
(iguais).
• Considerar que o feixe de fótons entra no bloco 1
movimentando em média 100 elétrons.
• Considerar também que todos os elétrons possuem a mesma
energia média e percorrerá a mesma distância (comprimento
de 4 blocos) antes de ficar em repouso.

 Todos os elétrons colocados em movimento no bloco 1 serão
mostrados como uma linha de modo que será fácil segui-los.
o Suponha também que não há atenuação do feixe de fótons.
o Se for esse o caso, então o número de elétrons colocados em
movimento pelo feixe vai ser o mesmo no bloco 2, como no bloco 1
ou seja , resultando no mesmo número de elétrons.
o Isto se repetirá para os outros blocos.

Este "equilíbrio eletrônico"
seria também verdadeiro
para os blocos
subsequentes, desde que o
feixe de fótons não seja
atenuado.
No bloco 5 temos 100
elétrons em repouso e 100
elétrons em movimento, isto
é condição de "equilíbrio
eletrônico“.
 Assim a dose absorvida é apenas a parte da Kerma de colisão,
e se assumirmos que não há perdas por bremsstrahlung a
dose absorvida é igual a Kerma a partir do bloco 5.

 Representação Gráfica da Dose Absorvida versus a Kerma
 Primeiramente sem a atenuação do feixe de fótons.
A Kerma permanece a mesma em todo o volume.
Todos os blocos possuem o mesmo número de
elétrons em movimento com a mesma energia média.
profundidade
A dose absorvida (que é produto das interações dos elétrons
com o meio material) começará bem pequena no bloco 1 e irá
aumentando até atingir o nível máximo no bloco 5 e se
manterá constante a partir dai.

 Primeiramente sem a atenuação do feixe de fótons.
A dose absorvida (que é produto das
interações dos elétrons com o meio material)
começará bem pequena no bloco 1 e irá
aumentando até atingir o nível máximo no
bloco 5 e se manterá constante a partir dai.
Isto foi feito supondo que não ocorre a atenuação do
feixe de fótons. Esta é uma afirmação razoável para
feixes de baixa energia, porque os elétrons liberados
(de baixa energia) não irão percorrer distâncias
grandes no tecido, portanto, a atenuação do feixe de
fótons não será apreciável nesta distância.
Agora, se a energia do feixe de fótons for alta, então a distância que os
elétrons associados podem percorrer será grande. (Um feixe de fótons de
3 MeV a atenuação será superior a 5% ao longo da distância que o elétron
pode percorrer).

A razão para a dose absorvida ser maior que a Kerma em qualquer ponto
além do pico é que a dose absorvida é causada pela Kerma em uma fase
anterior. Uma vez que a dose absorvida é causada pela Kerma em uma
fase anterior apresentará um valor maior que a Kerma neste ponto.

 Transferência de energia linear, L
 Para partículas carregadas e em um material, é definida a
transferência de energia linear L , também chamada poder
de frenamento linear restrito, como o cociente entre dE e dl,
onde dE é a energia perdida pela partícula carregada ao
atravessar uma distância dl, devido a todas as colisões com
elétrons cuja perda de energia é menor ou igual que .
unidade: J.m -1
 Também é expressada em unidades de, keV. m-1
 Quando não são impostas restrições ao intervalo de
energia , perda por intervalo de trajetória da partícula
carregada, tem-se então que:
L = L = Scolisão
𝐿Δ =
𝑑𝐸
𝑑𝑙 Δ

• Uma medida de como, em função da distância, a
energia é transferida da radiação para a matéria
exposta
• Um valor alto de TEL indica que a energia é
depositada dentro de uma pequena distância
40
 Transferência de Energia Linear

41
 Uma vez que a quantidade de ionização é dependente da
energia liberada no meio, então, a qualidade de diferentes tipos
de radiação pode ser comparada tomando por base a energia
média liberada por unidade de comprimento ao longo do
caminho percorrido no meio irradiado.
 Essa quantidade é denominada Transferência de Energia
Linear, ou TEL da radiação, normalmente expressa em
keV/mm e que depende, de modo complexo, da massa,
energia e carga da radiação ionizante.

42
 Radiações eletromagnéticas como raios X e gama, ou, ainda,
partículas beta, têm uma probabilidade baixa de interagir com
os átomos do meio irradiado e, portanto, liberam sua energia ao
longo de uma trajetória relativamente longa.
 Por outro lado, partículas alfa, prótons, ou mesmo nêutrons
(ou seja, partículas pesadas) liberam sua energia ao longo
de uma trajetória mais curta, em decorrência da maior
probabilidade de colisão com o meio.

43
 No caso de valores de TEL altos, ocorrerão, em uma dada
área-alvo, muitos eventos de ionização com alta
probabilidade de efeitos biológicos danosos, mesmo a
baixas doses.
 Valores baixos de TEL, ao contrário, provocam efeitos
pequenos e isolados, de tal forma que o reparo
molecular é possível.

44
 Eficácia Biológica Relativa
 A dose absorvida é uma grandeza física que, permanecendo
os demais parâmetros iguais, se correlaciona bem com o
efeito biológico.
 No entanto, quando a qualidade da radiação muda (de raios X
para nêutrons, por exemplo), o efeito biológico causado não é
necessariamente o mesmo, ou seja, doses idênticas podem
produzir efeitos diferentes em um mesmo tecido ou órgão.
 Assim, para caracterizar essa diferença, o conceito de
eficácia biológica relativa, EBR, foi introduzido, tendo essa
eficácia sido definida como sendo a razão entre a dose de
uma radiação de referência, que produz um determinado
efeito biológico e a dose da radiação em estudo,
necessária para produzir o mesmo efeito, (DR/D).
 Normalmente, a radiação usada como referência em
muitas experiências é a radiação X de 250 kVp.

45
 A eficácia biológica relativa depende não somente da
qualidade da radiação como, também, do efeito biológico que
está sendo observado.
 Quando o valor da EBR de uma radiação (alfa, por exemplo)
é comparado com o de outra radiação (gama, por exemplo)
o resultado representa a razão inversa das doses
absorvidas que produzem a mesma extensão de um
definido efeito biológico, ou seja:
𝐸𝐵𝑅1
𝐸𝐵𝑅1
=
𝐷2
𝐷1

46
 Os fatores de ponderação de dose utilizados em
proteção radiológica foram selecionados para refletir
a eficácia biológica relativa de cada tipo de radiação
em induzir efeitos estocásticos a baixas doses, sendo
esta eficácia função, primordialmente, da qualidade
da radiação, expressa em termos de Transferência de
Energia Linear.
 A rigor, a EBR depende, também, de outros fatores
como taxa de dose, fracionamento da dose, órgão ou
tecido irradiado e, mesmo, da idade da pessoa
irradiada.

47
 Fator de Ponderação wR
Eficácia Biológica Relativa (EBR)
𝐸𝑓𝑒𝑖𝑡𝑜 𝐵𝑖𝑜𝑙ó𝑔𝑖𝑐𝑜 𝑑𝑒𝑣𝑖𝑑𝑜 𝑎 𝑅𝑎𝑑𝑖𝑎çã𝑜 𝑌 𝑝𝑎𝑟𝑎 𝑎 𝐷𝑜𝑠𝑒 𝑋
𝐸𝑓𝑒𝑖𝑡𝑜 𝐵𝑖𝑜𝑙ó𝑔𝑖𝑐𝑜 𝑑𝑒𝑣𝑖𝑑𝑜 𝑎𝑜𝑠 𝑅𝑎𝑖𝑜𝑠 𝑋 𝑑𝑒 250 𝑘𝑉
𝑝 𝑝𝑎𝑟𝑎 𝑎 𝐷𝑜𝑠𝑒 𝑋
Ambos produzem o mesmo efeito
biológico.

Grandezas de Proteção Radiológica
49

• Dose equivalente e taxa de dose
• Fator de ponderação da radiação
• Dose efetiva
• Fator de ponderação do tecido
• Radiação pouco e muito penetrante
• Equivalente de dose ambiente
• Campo de radiação expandido e alinhado
• Equivalente de dose direcional
• Equivalente de dose individual
• Incorporação
• Dose equivalente comprometida
• Dose efetiva comprometida

 GRANDEZAS DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA
 Dose absorvida média em órgão, DT
 Com o propósito de proteção radiológica foi definida esta
grandeza como o cociente,
unidade: J.kg-1 = Gy
onde
 T é a energia total cedida para um tecido ou órgão de
massa mT .
 A massa mT pode variar desde menos de 10 g para os
ovários até mais de 70 kg corpo inteiro.
𝐷𝑇 =
𝜀𝑇
𝑚𝑇

52
 Fator de Qualidade de Radiação, Q
 A dose absorvida, D, ou a dose absorvida média em órgão, DT ,
não são grandezas suficientes em si mesmas para caracterizar
a probabilidade de dano, detrimento na saúde, que pode
resultar da irradiação.
 Ao tentar quantificar o risco de efeito biológico por irradiação,
foi observado que este não depende somente da energia
depositada por unidade de massa de tecido irradiado (dose
absorvida) mas sim também do modo com que esta energia é
distribuída microscopicamente, ao longo da trajetória da
partícula carregada.
 Por isso foi introduzido um fator de peso associado ao tipo de
radiação, chamado fator de qualidade Q, que é definido em
função do coeficiente de transferência de energia linear
irrestrito L na água, e seus valores são conservativos em
relação à eficácia biológica relativa (RBE) para os efeitos
biológicos, segundo distintos tipos e energias das radiações.

53
 Fator de ponderação da radiação, wR
 Uma reavaliação da informação biológica e dos resultados
dos cálculos de dose equivalente, utilizando o fator de
qualidade Q, demonstrou que este fator não representa um
modo adequado de ponderação para o amplo espectro de
partículas e energias.
 Isto é assim em razão de não contar com uma adequada
compreensão teórica dos complexos fenômenos
associados e da limitada evidência experimental
disponível, o que sugere adotar uma postura mais
cautelosa.

54
 Fator de ponderação da radiação, wR
 Em consequência optou-se em introduzir um novo fator
denominado fator de ponderação da radiação, wR, baseado no
tipo e qualidade da radiação incidente sobre o corpo quando
se trata da irradiação externa ou da emitida por
radioisótopos, quando estes estão depositados internamente
no corpo.
 Isto quer dizer que agora não é exigido o conhecimento do
tipo e qualidade da radiação que causa a dose no ponto
de interesse, dentro do tecido ou órgão, para a escolha do
fator wR, como ocorria com o fator de qualidade Q.

55
 Valores para os fatores de ponderação da radiação wR
segundo distintos tipos de radiações, os quais foram
escolhidos pela ICRP, para refletir a eficácia biológica relativa,
RBE, das radiações na produção de efeitos estocásticos em
baixas doses.
Fatores de ponderação da radiação, wR

 Dose equivalente num órgão ou tecido, HT
 Definida como o produto da dose absorvida média no órgão
ou tecido T e o fator de ponderação da radiação,
unidade: J.kg-1
 A unidade da grandeza dose equivalente em órgão ou tecido
recebe o nome de sievert (Sv).
 Para o caso de campos de radiação compostos por diferentes
tipos de partículas e energias a expressão mais geral para a
definição da dose equivalente em órgão HT é,
𝐻𝑇 = 𝑤𝑅. 𝐷𝑇,𝑅
𝐻𝑇 =
𝑅
𝑤𝑅. 𝐷𝑇,𝑅

 Taxa de Dose Equivalente
A taxa de dose equivalente, HT, é o quociente de dHT
por dt, onde dHT é o incremento da dose equivalente no
intervalo de tempo dt, assim:
A unidade é J kg-1 s-1 e o nome especial para a unidade
de taxa de dose equivalente é Sievert por segundo
(Sv.s-1)
.
𝐻𝑇 =
𝑑𝐻𝑇
𝑑𝑡

 Fator de ponderação dos tecidos ou órgãos, wT
 O risco da ocorrência de efeitos de caráter estocásticos, não
somente depende do tipo de radiação considerado por meio do
fator wR, mas sim que distintos órgãos e tecidos apresentam
diferentes radiosensibilidades para determinados efeitos.
 A consideração deste comportamento é introduzida com outro
fator de ponderação para órgão ou tecido, wT, modificador da
dose equivalente em um dado tecido ou órgão.
 Os órgãos e tecidos para os quais a ICRP atribui valores
específicos do fator wT, são os indicados.

Fatores de ponderação para os tecidos, wT

 Fator de ponderação para tecidos wT (ICRP-60)
Gônadas 0,20 (ICRP-26 wT = 0,25)
Medula óssea vermelha 0,12 (ICRP-26 wT = 0,12)
Cólon parte inferior 0,12
Pulmões 0,12 (ICRP-26 wT = 0,12)
Estômago 0,12
Bexiga 0,05
Mamas 0,05 (ICRP-26 wT = 0,15)
Fígado 0,05
Esôfago 0,05
Tireóide 0,05 (ICRP-26 wT = 0,03)
Pele 0,01
Superfície óssea 0,01 (ICRP-26 wT = 0,03)
“Dez" outros órgãos 0,05 (ICRP-26 wT = 0,30)
Derivado da contribuição relativa no detrimento global

“Dez” outros órgãos
ICRP-26 ICRP-60 ICRP-67 ICRP-68
5 órgãos 10 órgãos 9 órgãos 10 órgãos
elk wT = 0,06  wT = 0,05  wT = 0,05  wT = 0,05
supra renais supra renais supra renais
cérebro cérebro cérebro
cólon (parte superior) ET
intestino delgado intestino delgado intestino delgado
rins rins rins
músculo músculo músculo
pâncreas pâncreas pâncreas
baço baço baço
timo timo timo
útero útero útero

 Dose efetiva, E
 A dose efetiva é definida por meio de uma somatória dupla, dos
produtos da dose absorvida média no órgão pelos
correspondentes fatores de ponderação de radiação e de
órgão,
unidade: J.kg-1 = Sv
 De modo explicito,
onde
 DT,R indica a dose absorvida média no órgão ou tecido T devido à
radiação do tipo R.
 A radiação é a incidente sobre o corpo produzida por uma fonte
externa ou a emitida por um radionuclídeo incorporado no
corpo.
 A dose efetiva é de aplicação a trabalhadores
ocupacionalmente expostos e ao público, para ambos os sexos.
𝐸 =
𝑇
𝑤𝑇. 𝐻𝑇
𝐸 =
𝑇
𝑤𝑇 .
𝑅
𝑤𝑅 . 𝐷𝑇,𝑅

 Conceito de Dose Efetiva
A relação entre a probabilidade de efeitos estocásticos
(principalmente câncer e efeitos genéticos) e dose
equivalente é encontrada dependendo do órgão ou tecido
irradiado.
A dose efetiva combina as doses equivalentes aos vários
órgãos e tecidos do corpo de uma forma que se
correlaciona bem com o total dos efeitos estocásticos.

 Fator de ponderação para os demais órgãos
wresto = 0,05
Hresto = T (mT  HT) / T mT
 Quando a dose equivalente do órgão T * do grupo
restante é maior do que a de qualquer outro órgão com
um fator de ponderação separado, aplica-se o seguinte:
Hresto = 0,5  T  T * [HT  mT / T mT] + 0,5  HT *
 Irradiação parcial de órgão
 quando uma parte do órgão T é irradiada interna ou
externamente a energia absorvida é depositada sobre
toda a massa mT do órgão.
 “Dez” outros órgãos

 Narrativa
 Evite linguagem incorreta
… uma dose de 2 Sv na tireóide …
 O que você entende por isso:
1. Uma dose absorvida de 2 Gy na glândula tireóide?
2. Uma dose equivalente de 2 Sv na glândula tireóide?
3. Uma dose efetiva comprometida de 2 Sv como
consequência da irradiação da glândula tireóide?
Determinar Htireóide no caso 1
Determinar E no caso 2
Determinar Htireóide no caso 3
1 Sv/Gy  2 Gy = 2 Sv
0,05  2 Sv = 0,10 Sv
2 Sv / 0,05 = 40 Sv

 Incorporação de Material Radioativo
• Quando o material radioativo (MRa) é inalado ou
ingerido, o resultado é uma incorporação
• As incorporações de MRa são geralmente expressas
em unidades de Bq
• Uma incorporação deve ser comparada com a
absorção de MRa em um órgão ou tecido específico

 A ICRP 60 define o limite de incorporação anual (LIA) para
cada radionuclídeo
 O LIA é baseado em um limite médio de dose efetiva de 20
mSv por ano
 Matematicamente, o LIA (em becquerel) para um certo
radionuclídeo é calculado usando a Equação:
𝐿𝐼𝐴 =
𝐿𝑖𝑚𝑖𝑡𝑒
𝑒(50)
onde
 Limite = limite de dose efetiva anual pertinente.
 e(50) = dose efetiva comprometida por becquerel incorporado (em
unidades de Sv Bq-1).
 Incorporação de Material Radioativo

Uma CAD é a concentração de um radionuclídeo
presente no ar (em Bq m-3) que resultaria numa inalação
por um trabalhador de um LIA em um ano.
A definição matemática da CAD é apresentada na
Equação:
𝐶𝐴𝐷 =
𝐿𝐼𝐴 (𝑖𝑛𝑎𝑙𝑎çã𝑜)
2400
A CAD foi definida como a concentração de atividade no ar
devido ao radionuclídeo j que levaria a uma incorporação de
um ALI (em Bq) assumindo uma taxa respiratória média de 1,2
m3.h-1 e um tempo de trabalho anual de 2000 h.

A CAD para gases inertes, que não são incorporados, é
limitada pela dose efetiva decorrente das radiações
incidentes no corpo pela atividade aerotransportada.
 Assim, a CAD (DAC) é dada por:
𝐷𝐴𝐶 =
𝐸𝑙𝑖𝑚𝑖𝑡𝑒,𝑤
2000 𝑒𝑠𝑢𝑏
Onde
 𝑒𝑠𝑢𝑏 é o coeficiente de taxa de dose efetiva (mSv.m3.(Bq.h)-1)
para submersão em uma nuvem no ar contendo o
radionuclídeo gás nobre e 2000 h é o tempo de trabalho
anual.
 Para alguns radionuclídeos, a DAC é limitada pela dose na
pele.

 Dose Equivalente Comprometida
Após uma incorporação de um material radioativo, há
um período durante o qual o material dá origem a doses
equivalentes nos órgãos ou tecidos do corpo em taxas
variáveis
A integral no tempo da taxa de dose equivalente é
chamada de dose equivalente comprometida

 Grandeza para contaminação interna
 Dose equivalente comprometida num órgão ou tecido, HT()
 Esta grandeza é aplicada para determinar a dose equivalente
num órgão ou tecido devido à incorporação de material
radioativo no corpo, cuja distribuição espacial e temporal é
regida pela forma físico-química e o comportamento
metabólico do radionuclídeo incorporado.
 A definição está relacionada com a dose equivalente num
órgão ou tecido que será recebida por um individuo após certo
tempo, logo após a ocorrência da incorporação.
𝐻𝑇 =
𝑡0
𝑡0+𝜏
𝐻𝜏 𝑡 . 𝑑𝑡

 A integral corresponde a uma só incorporação no tempo to e
onde, HT é a taxa de dose equivalente num tecido ou órgão T,
no tempo t e é o período de tempo sobre o qual é efetuada a
integração.
 Quando não for especificado, se toma igual 50 anos para
adultos e se integra até a idade de 70 anos para crianças.
 Dose efetiva comprometida, E()
 É definida como a somatória sobre os tecidos ou órgãos
expostos dos produtos da dose equivalente comprometidas
pelo fator de peso wT, para cada um deles.
unidade:J.kg-1 = Sv
𝐸𝜏 =
𝑇
𝑤𝑇. 𝐻𝑇 𝜏

 Grandezas operacionais para monitoração da irradiação
externa
 Dado que a dose equivalente e toda outra grandeza que é
derivada dela, não poder ser quantificada por medição direta,
foram desenvolvidas as grandezas mensuráveis, chamadas
operacionais, para sua aplicação prática em proteção por
irradiação externa.
 Estas grandezas permitem uma razoável aproximação na
estimativa da dose efetiva e da dose equivalente na pele.
 Em sua definição é incorporado o conceito do efeito que
produz a presença do corpo do receptor, isto é, a pessoa
exposta, modificando o campo incidente no ponto de medida.
 Por outro lado para considerar o grau de penetração da
radiação, as grandezas são especificadas para determinadas
profundidades no corpo.

 A diferença da definição da dose equivalente em tecido,
empregando o fator de ponderação wR, as grandezas
operacionais de dose equivalente, por ser função do ponto,
mantém em sua definição a ponderação da dose absorvida com
o fator de qualidade de radiação Q.
 Assim o equivalente de dose é definido como,
𝐻 = 𝐷. 𝑄

 São estipuladas duas considerações práticas, afins com a
resposta isotrópica e uniformidade de irradiação dos elementos
detectores contidos nos dispositivos usuais de medida, para os
campos de radiação associados às definições, que são
respectivamente,
• Campo expandido:
o os campos de radiação no ponto de medida se
expandem conservando a fluência e distribuição
espectral e angular.
• Campo alinhado:
o os campos de radiação no ponto de medida são levados
a coincidir numa direção.

 Grandezas Operacionais
Para fins de medição de radiação, as seguintes
grandezas operacionais são definidas:
• Equivalente de dose ambiente
• Equivalente de dose direcional
• Equivalente de dose individual

Quando as doses são estimadas a partir dos resultados
da monitoração de área, as grandezas operacionais
relevantes são equivalente de dose ambiente e
equivalente de dose direcional.
Para monitoramento individual, recomenda-se o uso do
equivalente de dose individual
 Grandezas Operacionais

 Monitoramento de Área
As grandezas recomendadas para monitoramento de área
referem-se a um simulador denominado esfera da ICRU.
A esfera da ICRU (ICRU, 1980) é uma esfera equivalente
de tecido de 30 cm de diâmetro com densidade de 1 g cm-
3 e uma composição de massa de 76,2% de oxigênio,
11,1% de carbono, 10,1% de hidrogênio e 2,6% de
nitrogênio

 Esfera de Referência da ICRU

 Monitoração ambiental
 São introduzidos aqui dois conceitos para fins de monitoração
ambiente, que relacionam ao campo de radiação externo com
a dose efetiva e com a dose equivalente na pele.
 O primeiro destes conceitos, o equivalente de dose
ambiente, H*(d), que é adequado para a radiação
fortemente penetrante; e
 O segundo, o equivalente de dose direcional, H’ (d) que é
para radiação pouco penetrante.

 Equivalente de Dose Ambiente
O equivalente de dose ambiente, H *(d), em um ponto, é
a dose equivalente que seria produzida pelo campo
correspondente, na esfera da ICRU, a uma profundidade
d em milímetros no raio oposto à direção do campo.
Para medição de radiações fortemente penetrantes, a
profundidade de referência é de 10 mm e a quantidade
indicada como H *(10).
A unidade é J kg-1
O nome especial para a unidade de equivalente de dose
ambiente é o Sievert (Sv)
O equivalente de dose ambiente é uma boa estimativa da
dose efetiva E.

 Campo Expandido
Um campo de radiação expandida é definido como um
campo de radiação hipotético no qual a fluência e suas
distribuições angulares e de energia têm o mesmo
valor em todo o volume de interesse que o campo real
no ponto de referência.

 Equivalente de Dose Direcional
O equivalente de dose direcional, H '(d,), em um ponto, é
a dose equivalente que seria produzida pelo campo
expandido correspondente na esfera da ICRU em uma
profundidade d em um raio em uma direção
especificada.
O equivalente de dose direcional é de uso particular na
avaliação da dose na pele ou nas lentes dos olhos
direcional é o Sievert (Sv)
H(d,0°) = H*(d)

 Equivalente de Dose Individual
O equivalente de dose Individual, Hp (d), é a dose
equivalente em tecido mole, a uma profundidade
adequada d, abaixo de um ponto especificado no corpo,
O Hp (d) pode ser medido com um dosímetro que é
usado na superfície do corpo e coberto com uma
espessura apropriada de material equivalente ao tecido.

 Monitoramento individual
 Para aplicação no monitoramento individual da irradiação
externa das pessoas, foi estabelecido o equivalente de dose
individual, Hp (d).
 Esta é a dose equivalente em tecido muscular, na
profundidade apropriada d, diante de um ponto especificado
na superfície do corpo.
 Em todos os casos de aplicação das grandezas de
equivalente de dose ambiente e individual, deve ser indicada
a profundidade d em milímetros a que se refere.
 Para a pele e órgãos superficiais se recomenda
 d = 0,07 mm, para o cristalino
 d = 3 mm, enquanto que para órgãos e
 tecidos profundos e o controle da dose efetiva, se adota
d = 10 mm.
 A unidade de medida destas grandezas é o sievert.

individual é o sievert (Sv)
Hp (10), medido a uma profundidade de 10 mm em
tecido mole, é o substituto operacional para a dose
efetiva, E

 Definição do equivalente de dose individual Hp(d)
 Hp(d) é equivalente à dose que seria medida a uma
profundidade d em mm no tecido mole (não na
esfera da ICRU), num ponto apropriado do corpo.
Para a esfera da ICRU é usado o cálculo numa fatia da
esfera ICRU, assim os valores obtidos são indicados por
Hp,esfera e Hp,fatia
Equivalente de dose de corpo inteiro Hp(10)
Equivalente de dose de cristalino Hp(3)
Equivalente de dose de pele Hp(0,07)
Unidade em sievert (Sv)

 Grandezas para grupos de indivíduos expostos
 Dose equivalente coletiva, ST
 Esta grandeza expressa a dose equivalente num órgão
determinado T de um grupo de indivíduos e é definida mediante
a integral seguinte,
unidade: Sv.pessoa
onde,
 (dN/dHT)dHT é o número de indivíduos que recebe uma dose
equivalente compreendida no intervalo HT e HT + dHT.
 A forma discreta de expressar esta definição é com a seguinte
somatória,
onde,
 Ni é o número de indivíduos no subgrupo iésimo da população, que
recebe uma dose equivalente média no órgão 𝐻𝑇,𝑖.
𝑆𝑇 =
0
∞
𝐻𝑇 .
𝑑𝑁
𝑑𝐻𝑇
. 𝑑𝐻𝑇
𝑆𝑇 =
𝑡
𝐻𝑇,𝑖𝑁𝑖

 RELAÇÃO ENTRE AS GRANDEZAS
 Relação entre kerma (K) e dose absorvida (D)
 A diferença entre kerma e dose absorvida, é que esta
depende da energia média absorvida na região de
interação (local) e o kerma, depende da energia total
transferida ao material.
 Isto significa que, do valor transferido, uma parte é
dissipada por radiação de frenamento, outra sob forma
de luz ou raios X característicos, quando da excitação
e desexcitação dos átomos que interagiram com os
elétrons de ionização.

 Relação entre kerma (K) e dose absorvida (D)
 Para se estabelecer uma relação entre kerma e dose
absorvida é preciso que haja equilíbrio de partículas
carregadas ou equilíbrio eletrônico que ocorre quando:
a) A composição atômica do meio é homogênea;
b) A densidade do meio é homogênea;
c) Existe um campo uniforme de radiação indiretamente
ionizante; e
d) Não existem campos elétricos ou magnéticos não
homogêneos.
 Nestas condições, a kerma de colisão Kcol é igual à dose
absorvida D, ou seja,
𝐷 = 𝐾𝑐𝑜𝑙

 Relação entre kerma de colisão (Kcol) e fluência ()
 Quando um feixe monoenergético de fótons de energia E
interage com um material homogêneo, o coeficiente de
absorção de energia em massa (μen /ρ) apresenta um valor
único.
 Como a fluência Φ é a relação entre o número de
partículas ou fótons incidentes dN sobre uma esfera
de secção de área da, o produto dN.E representa a
energia total das partículas incidentes.
 Isto dividido pela densidade fornece,
𝐾𝑐𝑜𝑙 = 𝜙 ∗ 𝐸 ∗
𝜇𝑒𝑛
𝜌
= Ψ ∗
𝜇𝑒𝑛
𝜌
onde
 é a fluência de energia (em J.m-2).

 Relação entre exposição (X) e dose absorvida no ar (Dad)
 Sob condições de equilíbrio eletrônico a Exposição X,
medida no ar, se relaciona com a Dose Absorvida D no ar,
pela expressão,
𝐷𝑎𝑟 = 𝑋 ∗
𝑊
𝑒 𝑎𝑟
= 0,876 ∗ 𝑋
onde
 (W/e)ar é a energia média para formação de um par de
íons no ar/carga do elétron = 0,876.

 Relação entre dose absorvida no ar (Dar) e outro material (Dm)
 Determinada a Dose no Ar, Dar, pode-se obter a dose em um
meio material qualquer, para a mesma exposição, por meio de
um fator de conversão.
 Para a mesma condição de irradiação, a relação entre os
valores da dose absorvida no material m e no ar, pode ser
expressa por:
𝐷𝑚
𝐷𝑎𝑟
=
𝜇𝑒𝑛
𝜌 𝑚
𝜇𝑒𝑛
𝜌 𝑎𝑟
onde
 (μen/ρ) é o coeficiente de absorção de energia em massa
do ar ou do material m.

 Relação entre dose absorvida no ar (Dar) e outro material (Dm)
onde
 fm = 0,876.(μen/ρ)m / (μen/ρ)ar é o fator de conversão de exposição
no ar em dose absorvida no meio m.
 O fator fm depende da energia do fóton e, por isso, na maioria
dos casos, utilizam-se valores médios dos coeficientes de
absorção de energia em massa (μen/ρ). Esses valores são
tabelados para alguns materiais, sendo que para a água eles
variam de 0,881 rad.R-1 a 0,964 rad.R-1, na faixa de energia de
20 keV a 150 keV, respectivamente.
𝐷𝑚 = 𝐷𝑎𝑟 ∗
𝜇𝑒𝑛
𝜌 𝑚
𝜇𝑒𝑛
𝜌 𝑚
= 0,876 ∗ 𝑋 ∗
𝜇𝑒𝑛
𝜌 𝑚
𝜇𝑒𝑛
𝜌 𝑚
= 𝑓𝑚 ∗ 𝑋

 Relação entre taxa de exposição (𝑿) e atividade (A)
 A Taxa de Exposição pode ser associada à atividade gama
de uma fonte pela expressão:
𝑋 = Γ ∗
𝐴
𝑑2
onde
 𝑋= taxa de exposição (em R/h);
 A = atividade da fonte (em curie);
 d = distância entre fonte e ponto de medição (em m); e
 Γ = constante de taxa de exposição em (R.m2)/(h.Ci).
Esta relação vale para as seguintes condições:
a) A fonte é suficientemente pequena (puntiforme), de modo que a fluência varia
com o inverso do quadrado da distância;
b) A atenuação na camada de ar intermediária entre a fonte e o ponto de medição é
desprezível ou corrigida pelo fator de atenuação; e
c) Somente fótons provenientes da fonte contribuem para o ponto de medição, ou
seja, que não haja espalhamento nos materiais circunvizinhos.

 Relação entre dose efetiva (𝑬) e atividade (A)
 Uma relação semelhante permite obter o valor da Dose
Efetiva, em mSv, em função da atividade da fonte
radioativa, em kBq, utilizando um Fator de Conversão de
dose, em (mSv.m2)/(kBq.h)
𝐸𝑝 =
𝐴 ∗ 𝐹𝐶𝑝 ∗ 𝑡
𝑑2
onde
 Ep = dose efetiva devido à exposição a uma fonte puntiforme (mSv);
 A = atividade da fonte (kBq);
 FCp = fator de conversão para fonte puntiforme (mSv.m2/kBq.h);
 t = duração da exposição (h); e
 d = distância (m).
Observação: esta expressão não vale para distância menor que 0,5 m.

 Unidades e suas respectivas grandezas

Programa Específico de
Treinamento
Matias Puga Sanches
msanchesp@yahoo.com.br

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