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Proteção e higiene das Radiações
RESUMO PARA ESTUDO DA
PRIMEIRA PROVA
Prof. Tecgo em Radiologia Nathanael Mel. Brancaglione.
Disciplina: Radioproteção e Higiene das Radiações
Curso Técnico em Radiologia Médica
COLÉGIO TÉCNICO RENASCER-2013
A importância da Radioproteção aos profissionais da
Radiologia
 Para os profissionais que atuam na área de radiologia médica, é de extrema
importância o conhecimento sobre radioproteção.
 A radioproteção tem a finalidade de fornecer condições seguras para atividades
que envolvam radiações ionizantes.
 Condições básicas de segurança devem ser observadas no exercício profissional.
Breve Histórico
•A radiobiologia surgiu para estudar aqueles efeitos, e trazendo à luz da
ciência os efeitos determinísticos, estocásticos e o risco fetal.
•A partir desse conhecimento fez-se necessário criar princípios de proteção
radiológica.
•Já os princípios de radioproteção fornecem diretrizes básicas para as
atividades operacionais que utilizam radiação ionizante.
•São eles:
•Justificativa, Otimização e Limitação da dose, todos baseados no princípio
fundamental conhecido como ALARA acrômio para As Low As reasonable
Achievable, que significa: tão baixo quanto possivelmente exeqüível.
 Em consonância com esses princípios (ALARA), desenvolveram se formas de
radioproteção baseadas no:
 Tempo de exposição,
 Distância da fonte de radiação e
 Blindagem com a finalidade de reduzir ao máximo os efeitos deletérios da
radiação.
Breve Histórico
 ICRU (“International Commission on radiological Units and Measurements”)
 Criado em 1925, este órgão propõe grandezas e unidades relacionadas aos níveis de
radiação estabelecidos e recomenda procedimentos para sua medição.
Breve Histórico
•ICRP (“International Commission on Radiological Protection”)
•Criado em 1928, este órgão estabelece limites de dose e princípios
básicos para proteção contra a radiação.
Comissões Internacionais
Fis.Roberta Giglioti - CNEN MN 1159
Breve Histórico
Comissões Nacionais
CNEN – Comissão Nacional de Energia Nuclear:
CNEN NN 3.01- “Diretrizes e Básicas de Proteção Radiológica”
Janeiro de 2006 (primeira versão de dezembro de 1988). g
ANVISA – Agência Nacional de Vigilância Sanitária:
PORTARIA 453 de 1 de Junho de 1998
Resolução RE 1016 de 3 de abril de 2006
Radiodiagnóstico Médico e Odontológico
Fis.Roberta Giglioti - CNEN MN 1159
O que é radioatividade?
 Algumas vezes o centro de um átomo, seu núcleo, possui muita energia. Um átomo
não pode deter esta energia para sempre. Mais cedo ou mais tarde, o átomo deve
livrar-se deste excesso de energia e retornar ao seu estado normal, estável.
 Os átomos que possuem muita energia em seu núcleo são chamados de radioativos.
 Livram-se do excesso de energia emitindo radiação. Alguns átomos radioativos
existem naturalmente no planeta, outros são produzidos artificialmente pelo homem.
O que é radiação?
 Um átomo radioativo emite radiação para livrar-se do excesso
de energia. A radiação pode ser emitida na forma de
partículas que se movimentam em alta velocidade, ou na forma
de energia pura.
Qual é o significado do sievert?
 O sievert é a unidade de dose de radiação.
 Normalmente é usado para descrever a quantidade de
energia que é depositada em algum material ou em alguma
pessoa.
Sievert
 Quando comparado com a dose de radiação que uma pessoa
recebe, normalmente, todos os dias de sua vida proveniente
das fontes de ocorrência natural, ele é uma dose de radiação
muito grande.
Sievert
Existem unidades menores que o sievert
os sub múltiplos do sievert, o
centisievert, o milisievert e o
microsievert. Um centisievert é a
centésima parte do sievert, 1/100, 1
cSv; o milisievert é a milésima parte do
sievert, 1/1000, 1 mSv; e o microsievert
é a milionésima parte do sievert,
1/1000000, 1 μSv.
Bequerel
 Portanto, é mais conveniente usarmos unidades
menores para indicar a quantidade de
radioatividade.
Milisievert e bequerel
 Uma boa chama para aquecimento numa lareira é um bom exemplo para explicar
a diferença entre estes dois termos. Numa lareira, a madeira que está sendo
queimada irradia calor, neste caso, a quantidade de madeira que está sendo
queimada, combustível da lareira, é similar à quantidade de bequerel de
radioatividade.
 A quantidade de calor liberada pela lareira, energia, é similar à quantidade de
milisievert, energia da radiação.
Quando são observadas 60
desintegrações por minuto tem-
se a medida de 1 becquerel de
radioatividade, 1 desintegração
por segundo.
Radiação natural
 Um outro tipo de radiação natural é a radiação cósmica proveniente do sol e das estrelas.
 Devido a atmosfera terrestre absorver parte desta radiação
 Geralmente para cada aumento de 30 metros na altitude existe um incremento na dose anual de 10
microsievert
 Em Ohio, nos Estados Unidos 600 microsievert por ano
 Brasil, apresenta uma taxa de 50 microsievert por hora.
Não é possível prever quando um átomo
radioativo irá decair
A taxa de decaimento é simplesmente a ocorrência do número de
átomos radioativos decaindo durante um período específico.
A taxa de decaimento é
convencionalmente conhecida como a
atividade ou radioatividade de um
material, amostra ou meio.
As unidades de atividade incluem
desintegração por segundo, dps,
desintegração por minuto, dpm,
bequerel, Bq, e curie,
Radiação X
 Os raios X são radiações eletromagnéticas geradas fora do núcleo atômico.
 Tanto a radiação X como a radiação gama são altamente penetrantes e podem produzir
doses de radiação de corpo inteiro.
 Um tipo de radiação X que oferece um risco a segurança nos laboratórios de pesquisa é
aquele denominado radiação de frenamento (bremsstrahlung).
 Estes fótons são emitidos quando os elétrons são desacelerados rapidamente ao interagir com
o campo elétrico ao redor do núcleo atômico.
 A energia do fóton resultante está relacionada com a energia do elétron incidente ou β- bem
como com a intensidade do campo elétrico
 átomos de baixo número atômico, tais como o hidrogênio, carbono e oxigênio, a energia e a
intensidade da radiação de frenamento (bremsstrahlung) é minimizada. Portanto, o lucite
(plexiglass) deve ser escolhido como material para blindagem da radiação beta.
Como se caracteriza um Radionuclídeo
 Basicamente, existem três fatores que separam um radionuclídeo
de outro.
 a meia vida,
 a energia da partícula ou fóton associado com o decaimento,
 e o tipo de emissão.
 A meia vida é definida como o tempo necessário para que
metade ou 50% dos átomos radioativos sofram decaimento
radioativo.
é conhecida como meia vida radioativa ou física. meia vida biológica..
 Uma vez que a meia vida é definida para o tempo em que 50%
dos átomos decairão, porque não podemos prever quando um
átomo individualmente irá decair.
•meia vida biológica
Radionuclídios de vida curta e longa
 Os radionuclídeos de meia vida curta são usados frequentemente
em aplicações médicas.
 O tecnécio-99 na forma metaestável e o iodo-131, usados em
medicina nuclear, possuem meia vida de 6 horas e 8 dias,
respectivamente.
 Radionuclídeos de meia vida longa sendo usados em aplicações
médicas, é o caso do plutônio-239 utilizado em marcapassos
cardíacos, com uma meia vida de 87,7 anos.
 A meia vida deve ser suficientemente longa, pois para o implante é
necessário fazer uma intervenção cirúrgica.
Meia vida biológica e meia vida física
 Comparando com a meia vida física, a meia vida biológica é a medida do
tempo necessária para que a metade da radioatividade seja eliminada do
corpo por processos biológicos, por exemplo, pela excreção.
 A meia vida física do césio-137 é aproximadamente 30 anos quando fora
do corpo.
 Quando dentro do corpo, o césio-137 possui uma meia vida biológica de
70 dias. Isto indica que o processo biológico acelera a taxa de eliminação
associada com o radionuclídeo em comparação à meia vida física.
 Metade da radioatividade será eliminada em 70 dias.
Como medir a radioatividade
 Podemos medir indiretamente
fazendo uso dos efeitos causados por
ela.
 Ao contrário da luz solar que
podemos ver, a radiação nuclear
invisível produz um efeito elétrico em
materiais pelos quais ela passa.
 Se medirmos o efeito elétrico,
podemos determinar quanta radiação
passou através do material.
 Este meio é o principio operacional
básico para a medida da
radioatividade.
Instrumentos para medida da
radioatividade
 O método definitivo para verificar a
presença da radioatividade é fazer
medidas com um instrumento adequado,
empregando procedimentos
adequados.
 Não existe um instrumento universal que
trabalha em todas as circunstâncias.
 A contribuição da radiação de
ocorrência natural deve ser
considerada quando for determinar a
existência de radioatividade.
Ionização
 Ionização é o processo onde a radiação possui
energia suficiente para arrancar elétrons do átomo.
 O processo de ionização resulta na formação de um
elétron livre e um átomo residual positivo com falta
de um elétron orbital. A radiação que é capaz de
iniciar o processo de ionização é conhecida como
radiação ionizante.
 Exemplos deste tipo de radiação incluem as
partículas radioativas, com massa, tais como
partículas alfa e beta; e as radiações fotônicas,
energia pura, tais como a radiação gama e X.
 Os nêutrons e prótons são exemplos adicionais de
radiações ionizantes.
Excitação
 A excitação está relacionada com o
processo onde a radiação não possui
energia suficiente para arrancar elétrons
dos átomos porém excita-os ou promove-
os para um estado energético superior
dentro do átomo.
 Os elétrons não são removidos
fisicamente do átomo.
 Uma vez excitado, os elétrons retornarão
para o estado fundamental ou original,
emitindo a energia associada com esta
transição na forma de radiação X.
Radioterapia (terapia)
Nesta prática, a irradiação do paciente, a fim de destruir as células
cancerígenas de um órgão, pode ser feita de três formas distintas:
a) A fonte radioativa é posicionada a certa distância do paciente e a
irradiação se dá por feixe colimado (teleterapia).
b) A fonte radioativa é posicionada em contato direto com o tumor ou
inserida no mesmo (braquiterapia).
c) A substância radioativa é injetada no paciente, a qual se
instala no órgão de interesse por compatibilidade bioquímica.
Aplicações na medicina
 O uso de materiais radioativos na medicina engloba
tanto o diagnóstico como a terapia, sendo eles
ferramentas essenciais na área de oncologia
 Pode-se dizer que este tipo de ensaio é utilizado para
todos os órgãos e sistemas do corpo humano,
destacando-se, entre muitos, os estudos do miocárdio,
da função renal e tireoidiana e a detecção de
neuroblastomas
Aplicações na indústria
 Na indústria, os materiais radioativos têm uma grande variedade de usos,
destacando-se, principalmente, o controle de processos e produtos, o
controle de qualidade de soldas e a esterilização.
 Medidores de nível, espessura, densidade e detectores de fumaça utilizam
princípios semelhantes.
 Uma fonte radioativa é colocada em posição oposta a um detector e o
material a ser controlado, que passa entre a fonte e o detector, age como
blindagem da radiação, fazendo com que o fluxo detectado varie.
 Fontes radioativas de alta atividade são utilizadas, principalmente, para
esterilização de materiais cirúrgicos, tais como suturas, luvas, seringas,
esterilização de alimentos e produção de polímeros.
Aplicações na agricultura
 Na agricultura, os materiais radioativos são
utilizados para controle de pragas e pestes,
ibridação de sementes, preservação de aimentos,
estudos para aumento de produção etc.
Unidades para atividades
 No Sistema Internacional de Unidades (SI), o becquerel (Bq) é
definido como uma transformação nuclear atômica por
segundo, ou seja Dps( desintegrações por segundos)
 O curie (Ci) foi definido como a atividade de 1 g de Ra-226,
porém foi redefinido mais tarde como a atividade de material
radioativo em que o núcleo de 3,7x10 à 10 átomos se
desintegra por segundo (dps).
 Conseqüentemente, um Curie é igual a 2,2x10 a 12
desintegrações por minuto (dpm).
Submultiplos do Ci e
multiplos de becquerel
Unidades para exposição a Radiação
 O coulomb por quilograma (C/kg) é
a unidade do SI usada para medir
a ionização induzida pela radiação
num volume cuja massa é unitária
 O roentgen (R) é a unidade antiga
definida como a quantidade de
radiação que produz íons, portando
um coulomb de carga de ambos os
sinais por centímetro cúbico de ar
Unidades para dose absorvidadas
 A unidade do SI usada para medir a energia cedida para a matéria
irradiada é chamada de gray (Gy). É definida como a dose de
radiação absorvida de um joule por Kg.
 O RAD (Radiação Absorvida Dose) era a unidade usada
anteriormente e, portanto, é mais conhecida que o gray, e é definida
como uma dose de radiação absorvida de 100 ergs/g ou 0,01
Joules/kg.
1 gray (Gy) = 1 J/kg
1 gray = 100 rads
Unidade de Eficácia Biológica Relativa
EBR
 O sievert (Sv) é a unidade do SI que leva em conta o efeito
biológico de um tipo de emissão de radiação na dose absorvida
 O sievert substitui a unidade antiga Roentgen Equivalente ao Homem
ou REM (RAD x Q). DOSE EQUIVALENTE NO HOMEM
 O fator de qualidade Q relaciona o efeito de diferentes tipos de
radiação em termos de danos aos tecidos
1 Sv =100 rem
1 mSv = 100 mrem
1μSv = 0,1 mrem
Monitoração individual externa
 A dosimetria termo luminescente é o método mais preciso utilizado para determinar a exposição individual
a radiação externa.
 Os componentes funcionais de um dosímetro termo luminescente (DTL) são as pastilhas de fluoreto de lítio
que possuem uma estrutura cristalina que varia quando ionizada pela radiação.
 Esta alteração estrutural aprisiona os elétrons livres num estado metaestável até que a pastilha seja
aquecida, com a conseqüente emissão de um foco de luz.
 A quantidade de luz produzida é proporcional à quantidade de radiação absorvida, e pode ser medida e
registrada.
Monitoração individual externa
 Qualquer indivíduo que for trabalhar com mais de 50MBq necessita
portar um dosímetro para extremidades.
 Evitar a contaminação do dosímetro e leituras de exposição não
recebida pelo indivíduo.
Monitoração individual externa
 As câmaras de ionização de bolso são usadas em áreas com altos
níveis de radiação onde uma estimativa imediata da dose é
necessária após períodos de exposição bastante curtos. Estes
dosímetros podem ser do tipo leitura direta, ou com um sinal de
alarma pré-estabelecido e deve ser utilizado juntamente com o
dosímetro termoluminescente. Em condições específicas são fornecidos
pelo SRP.
Dose máxima permitida
Exposição interna
 A dosimetria interna é mais difícil de ser avaliada com precisão que as
doses externas, portanto, em muitos casos a medida direta da quantidade e
distribuição dos radioisótopos é praticamente impossível, especificamente se
os isótopos ingeridos ou inalados forem emissores de radiação beta.
 Os cálculos para a dose interna estão baseados nas quantidades destes
isótopos que podem ser encontradas no ar exalado ou na urina.
Efeitos biológicos das Radiações
Ionizantes
 Em geral, resulta uma das duas coisas seguintes:
 Primeiro a célula pode morrer, isto é conhecido
como efeito agudo;
 Segundo a célula pode ser danificada.
 Se a célula danificada for reparada, não existirá
efeito.
 Se a célula não for reparada, porém, as funções
da célula não foram alteradas, continuará a não
existir efeito.
 Porém, se o dano causado à célula provocar uma
disfunção, a célula sofre uma mutação.
 Algumas mutações podem dar origem ao câncer.
Características gerais dos efeitos biológicos
das radiações
 Tempo de latência: É o tempo que decorre entre o momento da irradiação e o
aparecimento de um dano biológico visível.
 Reversibilidade: A reversibilidade de um efeito dependerá do tipo de célula
afetada e da possibilidade de restauração desta célula. Existem, porém, os
danos irreversíveis como o câncer e as necroses.
 Transmissibilidade: A maior parte das alterações causadas pelas radiações
ionizantes que afetam uma célula ou um organismo não são transmitidos a
outras células ou outros organismos a não ser danos causados aos ovários e aos
testículos, esses danos podem ser transmitidos através da reprodução.
 Limiar de dose: Certos efeitos biológicos necessitam de pelo menos 1 Sv para se
manifestar.
Efeitos biológicos das Radiações
Ionizantes
Efeitos agudos
 Efeitos determinísticos ou (agudo) são aqueles para os quais
existe uma relação causal clara entre a quantidade de
exposição e o efeito observado.
 Uma certa dose mínima deve ser excedida antes que um efeito
em particular seja observado, em cujo ponto a intensidade ou
gravidade do efeito aumenta com o valor da dose.
Efeitos tardios
 Os efeitos estocásticos são aqueles para os quais um aumento na dose aumenta a
probabilidade de ocorrência de um efeito ao invés de sua amplitude ou
gravidade.
 Ocorrem por acaso e aparecem entre as pessoas expostas bem como em
indivíduos não expostos.
 Quando estamos considerando a radiação ionizante, os principais efeitos
estocásticos são as enfermidades malignas e os efeitos genéticos.
 Estudos epidemiológicos indicam que estes efeitos surgem alguns anos após a
exposição a radiação e não possuem limiar de dose para o seu aparecimento, o
que significa dizer que até mesmo para pequenas doses existe
proporcionalmente um aumento pequeno na probabilidade de ocorrência do
efeito.
Exposição a Radiação
 Menos de 250 mSv, não existem efeitos observáveis
diretos.
 Existem variações em algumas células que podem ser
observadas com um microscópio em exposições acima
de 100 mSv.
 De 250 mSv a 500 mSv, não ocorrerá sintomas, mas
pode existir alterações na química do sangue do
indivíduo.
Síndrome Aguda da Radiação
 Para doses de aproximadamente 2 Sv (200 rem), as células mais danificadas serão
aquelas com maior sensibilidade, como as células da medula óssea.
 Desta forma, os efeitos observáveis durante a manifestação deste estágio da
síndrome são relativos a danos nessas células. Temos então a observação de anemia,
leucopenia, plaquetopenia, infecção, febre e hemorragia. Esta é conhecida como
forma hematopoiética da síndrome aguda da radiação.
 Com doses mais altas, acima de 8 Sv (800 rem), as células mais danificadas serão as
células do tecido epitelial (mucosa) que revestem o trato gastrointestinal.
 Para doses acima de 50 Sv (5000 rem), as células relativamente resistentes do
sistema nervoso central serão danificadas e o indivíduo afetado rapidamente
apresentará sintomas de dano nesse órgão, apresentando convulsões, estado de
choque, desorientação.
Dose equivalente (H T)
 Para um mesmo valor de dose absorvida , observa se que algumas radiações são mais efetivas do que
outras em causar efeitos estocásticos.
 Para considerar isto, foi introduzida uma grandeza mais apropriada, a dose equivalente, Ht definida como
o produto da dose absorvida média em um órgão ou tecido pelo fator de peso da radiação, wR.
 Foi então definida a grandeza dose equivalente, cujo símbolo é H.
 A dose equivalente é numericamente igual ao produto da dose absorvida (D) pelos fatores de qualidade
Q e N.
Dose equivalente (H T)
 Para um mesmo valor de dose absorvida , observa se que algumas radiações são mais
efetivas do que outras em causar efeitos estocásticos.
 Para considerar isto, foi introduzida uma grandeza mais apropriada, a dose equivalente, Ht
definida como o produto da dose absorvida média em um órgão ou tecido pelo fator de
peso da radiação, wR.
 Foi então definida a grandeza dose equivalente, cujo símbolo é H.
 A dose equivalente é numericamente igual ao produto da dose absorvida (D) pelos fatores de
qualidade Q e N.
Dose equivalente efetiva (E )
 A dose recebida em cada
órgão do corpo humano é
multiplicada por um fator
de ponderação (WT), o
qual leva em conta o risco
de efeitos estocásticos.
 HE = ∑ WT. HT
WT - fator de ponderação: considera o grau
de dano que um órgão causaria
independentemente para o corpo todo
Na tabela é apresentado um resumo das principais
unidades e grandezas usadas em radioproteção.
PRINCÍPIOS DE PROTEÇÃO
RADIOLÓGICA
 A principal finalidade da proteção radiológica é
proteger os indivíduos, seus descendentes e a
humanidade como um todo dos efeitos danosos das
radiações ionizantes, permitindo, desta forma, as
atividades que fazem uso das radiações.
 Para atingir essa finalidade, três princípios básicos da
proteção radiológica são estabelecidos: Justificação,
Limitação de dose e Otimização.
Limites de dose
 Limites de dose representam um valor máximo de dose,
abaixo do qual os riscos decorrentes da exposição à
radiação são considerados aceitáveis. No caso das
radiações ionizantes, são estabelecidos limites de dose
anuais máximos admissíveis (LAMA),
 Para o estabelecimento dos limites máximos admissíveis
para trabalhadores foram considerados os efeitos
somáticos tardios, principalmente o câncer.
Limites primários
As medidas adotadas para situações normais de operação devem ser tais
que os limites de dose para trabalhadores e para indivíduos do público não
excedam aos níveis recomendados pela CNEN.
Limites Derivados para Irradiação
Externa
São função da fração de tempo gasto para executar as tarefas projetadas
para o ano nos locais de trabalho. Por exemplo, o limite derivado para um
trabalhador, baseado numa semana de 40 horas trabalhadas, para 50 semanas
em um ano de trabalho, equivale a 25 mSv/h.
Este limite garante a concordância com o limite de 50 mSv por ano, conforme
mostrado a seguir.
Tipos de fonte (eletromagnéticas)
 As fontes de radiação ionizante de maior interesse para a radioproteção são os
aparelhos de raios X, os aceleradores de partículas, as substâncias radioativas e os
reatores nucleares.
 Nos aparelhos de raios X, um filamento de lâmpada produz um feixe de elétrons que
é acelerado num campo elétrico e lançado contra um alvo metálico de número
atômico elevado e densidade alta.
 Ao atingir o alvo, os elétrons são freados, emitindo sua energia na forma de radiação
de frenamento que é o raios X.
 Nos aceleradores de partículas, gases ionizados são injetados em um campo
magnético onde são acelerados e lançados contra um alvo onde provocam reações
nucleares.
 Estes dois tipos de aparelhos são fontes de radiação somente enquanto estão
conectados à rede elétrica
Tipos de fonte (nucleares)
 As fontes de radiação constituídas de substâncias radioativas, ao
contrário, emitem radiação contínua e independentemente da ação
do homem, até que todos os átomos da fonte tenham se
desintegrado.
 Radiações emitidas depende da massa do radionuclídeo na amostra
e varia continuamente, de acordo com as leis do decaimento
radioativo.
Proteção contra a irradiação externa
 Desta forma existem duas maneiras para se reduzir a dose
equivalente do trabalhador, ou seja, fornecer-lhe proteção
adequada.
 A primeira considera a variação do tempo de irradiação
 A segunda considera a redução da taxa de dose, conseguida por
redução da atividade da fonte.
 O aumento da distância fonte-indivíduo.
 Blindagem.
 Será examinado a seguir, com mais detalhes, como esta redução da
dose pode ser conseguida.
Proteção contra a irradiação externa
 Desta forma existem duas maneiras para se reduzir a dose
equivalente do trabalhador, ou seja, fornecer-lhe proteção
adequada.
 A primeira considera a variação do tempo de irradiação
 A segunda considera a redução da taxa de dose, conseguida por
redução da atividade da fonte.
 O aumento da distância fonte-indivíduo.
 Blindagem.
 Será examinado a seguir, com mais detalhes, como esta redução da
dose pode ser conseguida.
MODOS DE EXPOSIÇÃO
Entende-se por exposição interna
aquela em que a fonte de
radiação está dentro do corpo
da
pessoa irradiada
Entende-se por exposição
externa aquela em que a
fonte de radiação, aparelhos
de raios X ou fontes
radioativas, estão fora do
corpo da pessoa irradiada.
Exposição internaExposição externa
Aumento da distância fonte-indivíduo
A dose de radiação
recebida por um indivíduo
é inversamente
proporcional ao quadrado
da distância, entre o
indivíduo e a fonte.
A medida que um
indivíduo se afasta da
fonte de radiação, a dose
por ele recebida diminui
H1 / H2 = (d2)2 / (d1)2
Uso de blindagem
Particulas
alfa
• Não é necessário proteção externa para radiação alfa
Partículas
Beta
• tem por objetivo evitar a irradiação da pele, cristalino dos olhos e
gônadas
Radiação
Gama ou X
• A camada semiredutora de um material utilizado para blindagem é a
espessura necessária para reduzir a intensidade de radiação à
metade.
Materiais para blindagem Proteção
contra a contaminação
y , X
• Usa-se chumbo, a espessura dependerá da atividade da fonte e da
energia da radiação emitida. Também são usados concreto, ferro e
outros materiais de alta densidade
Beta
• Normalmente usa-se 1 cm de lucite ou outro material plástico
seguido de uma folha de chumbo de 1 cm de espessura, que é
usado para blindar a radiação de freiamento (bremsstrahlung).
• Para fontes de baixa atividade pode ser dispensável o uso desta
folha de chumbo.
Proteção contra a contaminação
 Os EPIs tais como: luvas botas, aventais, óculos
pumbliferos e máscaras ou fazendo o controle de
acessos a áreas contaminadas
 O confinamento dos materiais radioativos deve ser feito
utilizando uma capela ou “glove box” (caixa de luvas),
com sistema de exaustão e filtração adequados.
 A contaminação interna acontece quando o material
radioativo é incorporado pelo indivíduo por inalação,
ingestão ou absorção através da pele.
Proteção contra a inalação de materiais
radioativos
 Ao trabalhar com substâncias radioativas na forma de pó, voláteis e
gasosas deve se ter o cuidado para evitar sua dispersão no ar e manipulá-
las em locais apropriados, como capelas e caixas com luvas.
 Além disso, pode ser necessário o uso de máscaras ou outros equipamentos
de proteção respiratória.
Proteção contra a ingestão de material radioativo.
 Na manipulação de substâncias radioativas devem ser
utilizadas luvas e os materiais de laboratório não devem ser
levados à boca.
 A higiene das mãos após a saída da área de trabalho é
fundamental para se evitar uma contaminação interna.
Controle de acesso em áreas restritas
 A entrada numa área com potencial de contaminação exige o uso
de roupas de proteção, as quais devem ser removidas ao deixar o
local.
 As roupas de proteção são basicamente compostas por sapatilhas,
galochas, macacões, luvas, toucas, e máscaras de proteção
respiratória.
 Nas áreas de trabalho onde é necessário um controle mais rigoroso,
o acesso é feito através de vestiários, que devem contar com, pias
para lavar as mãos, recipientes para recolher as roupas de
proteção utilizadas na área, instruções para operação normal e em
emergência e monitores para detectar a contaminação.
Detectores por ionização
 A radiação incidente cria pares de
íons no volume de medida do
detector.
 Este volume de medida geralmente é
preenchido com um gás ou uma
mistura de gases.
 A quantidade de pares de íons
criados são contados em um
dispositivo de medida da corrente
elétrica.
 Ex: Camara de ionização, contador
proporcional e o contador Geiger-
Muller
Detectores à cintilação
O iodeto de sódio (NaI); o sulfeto de zinco
(ZnS); e cintiladores plásticos são exemplos
de
instrumentos com meio de detecção sólido.
Os detectores de iodeto de sódio e sulfeto
de
zinco são sólidos cristalinos inorgânicos que
respondem a radiação gama e alfa,
respectivamente, produzindo lampejos de
luz. Por isso, é que são chamados de
cintiladores.
Tubo Geiger-Mueller
 O detector mais comum para radiação alfa, beta e
gama é o tubo Geiger-Mueller (G-M), e é
particularmente adequado para as monitorações em
radioproteção.
Dosímetros
 As principais características que um bom dosímetro deve apresentar
são:
Deve cobrir um grande intervalo de dose deve medir todos os tipos de
radiação ionizante, ser pequeno, leve, de fácil manuseio, confortável
para o uso e econômico quanto à fabricação.
 Até hoje não existe um dosímetro que preencha todos esses
requisitos de forma ideal, mas apenas parcialmente. Os principais
tipos de dosímetros são: fotográfico,
 termoluminescente (TLD) e câmara de ionização de bolso (caneta
dosimétrica
Dosímetros
 Dosímetro fotográfico: Os
filmes dosimétricos utilizam à
propriedade das radiações
ionizantes de impressionarem
chapas fotográficas.
 Os filmes dosimétricos
oferecem a vantagem de
assegurar uma informação
permanente (podem ser
guardados).
Dosímetros
 Dosímetro termoluminescente (TLD): Se este dosímetro for
aquecido, a uma certa temperatura, após ter sido irradiado,
a energia armazenada será liberada com emissão de luz,
fenômeno conhecido como termoluminescência.
 A quantidade de luz emitida durante o aquecimento é
proporcional à dose absorvida pelo dosímetro.
 Os dosímetros TLD têm o formato de pastilhas e, geralmente,
são utilizados num
 Estojo que acomoda vários filtros, com a mesma finalidade
daqueles utilizados nos dosímetros fotográficos
 A grande vantagem desses dosímetros é que podem ser
reutilizados.
 A desvantagem é que uma vez lido, não pode ser feita a
leitura novamente.
Câmara de ionização de bolso
 caneta dosimétrica: são utilizados
como dosímetros complementares,
quando é necessário uma medida
direta e rápida, permitindo ao
usuário verificar a dose a que foi
submetido durante um determinado
trabalho. O princípio de
funcionamento deste dosímetro é
semelhante do dosímetro
fotográfico.
PROGRAMAS E PROCEDIMENTOS DE
MONITORAÇÃO.
 Para que as monitorações atinjam
suas finalidades, devem ser
racionalmente planejadas e
realizadas dentro de um programa.
Um programa de monitoração inclui:
 a obtenção de medidas,
 a interpretação das medidas
obtidas,
 registro dos dados e
 as providências, quando necessário.
Monitoração individual
 Monitoração individual externa: tem como objetivo a
obtenção de dados para avaliar as doses equivalentes
recebidas pelo corpo inteiro, pela pele ou pelas
extremidades, quando o indivíduo é irradiado
externamente.
 Monitoração individual interna: Pode ser feita pela
análise de excretas (técnica “in vitro”) ou pela
contagem direta (técnica “in vivo”), quando irradiado
internamente
Monitoração de área
 Monitoração do nível de radiação: É utilizada para dar
uma indicação dos níveis de radiação existentes em locais
de trabalho, sendo eles câmaras de ionização, detectores
Geiger- Muller, cintiladores etc.
 Medem taxas de taxas de dose (mSv/h ou mGy/h) ou as
taxas de exposição (mC / (kg.h)).
 Os detectores antigos possuem escala em mrad/h ou mR/h.
 Podem ser portáteis ou fixos.
Sinais e avisos de radiação
 Os equipamentos, os recipientes, as áreas ou os
recintos, que possuam riscos potenciais de
radiações ionizantes, devem ser marcados com
sinais de advertência de radiação.
 O sinal consiste de um trifólio que representa a
radiação, juntamente com dizeres apropriados.
 Os dizeres mais comuns são:
 PERIGO: - ÁREA RADIOATIVA
 PERIGO: - MATERIAL RADIOATIVO
 PERIGO: - RISCO DE RADIAÇÃO
Boa prova
 nbrancaglione@gmail.com

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Proteção e Higiene das Radiações

  • 1. Proteção e higiene das Radiações RESUMO PARA ESTUDO DA PRIMEIRA PROVA Prof. Tecgo em Radiologia Nathanael Mel. Brancaglione. Disciplina: Radioproteção e Higiene das Radiações Curso Técnico em Radiologia Médica COLÉGIO TÉCNICO RENASCER-2013
  • 2. A importância da Radioproteção aos profissionais da Radiologia  Para os profissionais que atuam na área de radiologia médica, é de extrema importância o conhecimento sobre radioproteção.  A radioproteção tem a finalidade de fornecer condições seguras para atividades que envolvam radiações ionizantes.  Condições básicas de segurança devem ser observadas no exercício profissional.
  • 3. Breve Histórico •A radiobiologia surgiu para estudar aqueles efeitos, e trazendo à luz da ciência os efeitos determinísticos, estocásticos e o risco fetal. •A partir desse conhecimento fez-se necessário criar princípios de proteção radiológica. •Já os princípios de radioproteção fornecem diretrizes básicas para as atividades operacionais que utilizam radiação ionizante. •São eles: •Justificativa, Otimização e Limitação da dose, todos baseados no princípio fundamental conhecido como ALARA acrômio para As Low As reasonable Achievable, que significa: tão baixo quanto possivelmente exeqüível.
  • 4.  Em consonância com esses princípios (ALARA), desenvolveram se formas de radioproteção baseadas no:  Tempo de exposição,  Distância da fonte de radiação e  Blindagem com a finalidade de reduzir ao máximo os efeitos deletérios da radiação. Breve Histórico
  • 5.  ICRU (“International Commission on radiological Units and Measurements”)  Criado em 1925, este órgão propõe grandezas e unidades relacionadas aos níveis de radiação estabelecidos e recomenda procedimentos para sua medição. Breve Histórico •ICRP (“International Commission on Radiological Protection”) •Criado em 1928, este órgão estabelece limites de dose e princípios básicos para proteção contra a radiação. Comissões Internacionais Fis.Roberta Giglioti - CNEN MN 1159
  • 6. Breve Histórico Comissões Nacionais CNEN – Comissão Nacional de Energia Nuclear: CNEN NN 3.01- “Diretrizes e Básicas de Proteção Radiológica” Janeiro de 2006 (primeira versão de dezembro de 1988). g ANVISA – Agência Nacional de Vigilância Sanitária: PORTARIA 453 de 1 de Junho de 1998 Resolução RE 1016 de 3 de abril de 2006 Radiodiagnóstico Médico e Odontológico Fis.Roberta Giglioti - CNEN MN 1159
  • 7. O que é radioatividade?  Algumas vezes o centro de um átomo, seu núcleo, possui muita energia. Um átomo não pode deter esta energia para sempre. Mais cedo ou mais tarde, o átomo deve livrar-se deste excesso de energia e retornar ao seu estado normal, estável.  Os átomos que possuem muita energia em seu núcleo são chamados de radioativos.  Livram-se do excesso de energia emitindo radiação. Alguns átomos radioativos existem naturalmente no planeta, outros são produzidos artificialmente pelo homem.
  • 8. O que é radiação?  Um átomo radioativo emite radiação para livrar-se do excesso de energia. A radiação pode ser emitida na forma de partículas que se movimentam em alta velocidade, ou na forma de energia pura.
  • 9. Qual é o significado do sievert?  O sievert é a unidade de dose de radiação.  Normalmente é usado para descrever a quantidade de energia que é depositada em algum material ou em alguma pessoa.
  • 10. Sievert  Quando comparado com a dose de radiação que uma pessoa recebe, normalmente, todos os dias de sua vida proveniente das fontes de ocorrência natural, ele é uma dose de radiação muito grande.
  • 11. Sievert Existem unidades menores que o sievert os sub múltiplos do sievert, o centisievert, o milisievert e o microsievert. Um centisievert é a centésima parte do sievert, 1/100, 1 cSv; o milisievert é a milésima parte do sievert, 1/1000, 1 mSv; e o microsievert é a milionésima parte do sievert, 1/1000000, 1 μSv.
  • 12. Bequerel  Portanto, é mais conveniente usarmos unidades menores para indicar a quantidade de radioatividade.
  • 13. Milisievert e bequerel  Uma boa chama para aquecimento numa lareira é um bom exemplo para explicar a diferença entre estes dois termos. Numa lareira, a madeira que está sendo queimada irradia calor, neste caso, a quantidade de madeira que está sendo queimada, combustível da lareira, é similar à quantidade de bequerel de radioatividade.  A quantidade de calor liberada pela lareira, energia, é similar à quantidade de milisievert, energia da radiação. Quando são observadas 60 desintegrações por minuto tem- se a medida de 1 becquerel de radioatividade, 1 desintegração por segundo.
  • 14. Radiação natural  Um outro tipo de radiação natural é a radiação cósmica proveniente do sol e das estrelas.  Devido a atmosfera terrestre absorver parte desta radiação  Geralmente para cada aumento de 30 metros na altitude existe um incremento na dose anual de 10 microsievert  Em Ohio, nos Estados Unidos 600 microsievert por ano  Brasil, apresenta uma taxa de 50 microsievert por hora.
  • 15. Não é possível prever quando um átomo radioativo irá decair A taxa de decaimento é simplesmente a ocorrência do número de átomos radioativos decaindo durante um período específico. A taxa de decaimento é convencionalmente conhecida como a atividade ou radioatividade de um material, amostra ou meio. As unidades de atividade incluem desintegração por segundo, dps, desintegração por minuto, dpm, bequerel, Bq, e curie,
  • 16. Radiação X  Os raios X são radiações eletromagnéticas geradas fora do núcleo atômico.  Tanto a radiação X como a radiação gama são altamente penetrantes e podem produzir doses de radiação de corpo inteiro.  Um tipo de radiação X que oferece um risco a segurança nos laboratórios de pesquisa é aquele denominado radiação de frenamento (bremsstrahlung).  Estes fótons são emitidos quando os elétrons são desacelerados rapidamente ao interagir com o campo elétrico ao redor do núcleo atômico.  A energia do fóton resultante está relacionada com a energia do elétron incidente ou β- bem como com a intensidade do campo elétrico  átomos de baixo número atômico, tais como o hidrogênio, carbono e oxigênio, a energia e a intensidade da radiação de frenamento (bremsstrahlung) é minimizada. Portanto, o lucite (plexiglass) deve ser escolhido como material para blindagem da radiação beta.
  • 17. Como se caracteriza um Radionuclídeo  Basicamente, existem três fatores que separam um radionuclídeo de outro.  a meia vida,  a energia da partícula ou fóton associado com o decaimento,  e o tipo de emissão.  A meia vida é definida como o tempo necessário para que metade ou 50% dos átomos radioativos sofram decaimento radioativo. é conhecida como meia vida radioativa ou física. meia vida biológica..  Uma vez que a meia vida é definida para o tempo em que 50% dos átomos decairão, porque não podemos prever quando um átomo individualmente irá decair. •meia vida biológica
  • 18. Radionuclídios de vida curta e longa  Os radionuclídeos de meia vida curta são usados frequentemente em aplicações médicas.  O tecnécio-99 na forma metaestável e o iodo-131, usados em medicina nuclear, possuem meia vida de 6 horas e 8 dias, respectivamente.  Radionuclídeos de meia vida longa sendo usados em aplicações médicas, é o caso do plutônio-239 utilizado em marcapassos cardíacos, com uma meia vida de 87,7 anos.  A meia vida deve ser suficientemente longa, pois para o implante é necessário fazer uma intervenção cirúrgica.
  • 19. Meia vida biológica e meia vida física  Comparando com a meia vida física, a meia vida biológica é a medida do tempo necessária para que a metade da radioatividade seja eliminada do corpo por processos biológicos, por exemplo, pela excreção.  A meia vida física do césio-137 é aproximadamente 30 anos quando fora do corpo.  Quando dentro do corpo, o césio-137 possui uma meia vida biológica de 70 dias. Isto indica que o processo biológico acelera a taxa de eliminação associada com o radionuclídeo em comparação à meia vida física.  Metade da radioatividade será eliminada em 70 dias.
  • 20. Como medir a radioatividade  Podemos medir indiretamente fazendo uso dos efeitos causados por ela.  Ao contrário da luz solar que podemos ver, a radiação nuclear invisível produz um efeito elétrico em materiais pelos quais ela passa.  Se medirmos o efeito elétrico, podemos determinar quanta radiação passou através do material.  Este meio é o principio operacional básico para a medida da radioatividade.
  • 21. Instrumentos para medida da radioatividade  O método definitivo para verificar a presença da radioatividade é fazer medidas com um instrumento adequado, empregando procedimentos adequados.  Não existe um instrumento universal que trabalha em todas as circunstâncias.  A contribuição da radiação de ocorrência natural deve ser considerada quando for determinar a existência de radioatividade.
  • 22. Ionização  Ionização é o processo onde a radiação possui energia suficiente para arrancar elétrons do átomo.  O processo de ionização resulta na formação de um elétron livre e um átomo residual positivo com falta de um elétron orbital. A radiação que é capaz de iniciar o processo de ionização é conhecida como radiação ionizante.  Exemplos deste tipo de radiação incluem as partículas radioativas, com massa, tais como partículas alfa e beta; e as radiações fotônicas, energia pura, tais como a radiação gama e X.  Os nêutrons e prótons são exemplos adicionais de radiações ionizantes.
  • 23. Excitação  A excitação está relacionada com o processo onde a radiação não possui energia suficiente para arrancar elétrons dos átomos porém excita-os ou promove- os para um estado energético superior dentro do átomo.  Os elétrons não são removidos fisicamente do átomo.  Uma vez excitado, os elétrons retornarão para o estado fundamental ou original, emitindo a energia associada com esta transição na forma de radiação X.
  • 24. Radioterapia (terapia) Nesta prática, a irradiação do paciente, a fim de destruir as células cancerígenas de um órgão, pode ser feita de três formas distintas: a) A fonte radioativa é posicionada a certa distância do paciente e a irradiação se dá por feixe colimado (teleterapia). b) A fonte radioativa é posicionada em contato direto com o tumor ou inserida no mesmo (braquiterapia). c) A substância radioativa é injetada no paciente, a qual se instala no órgão de interesse por compatibilidade bioquímica.
  • 25. Aplicações na medicina  O uso de materiais radioativos na medicina engloba tanto o diagnóstico como a terapia, sendo eles ferramentas essenciais na área de oncologia  Pode-se dizer que este tipo de ensaio é utilizado para todos os órgãos e sistemas do corpo humano, destacando-se, entre muitos, os estudos do miocárdio, da função renal e tireoidiana e a detecção de neuroblastomas
  • 26. Aplicações na indústria  Na indústria, os materiais radioativos têm uma grande variedade de usos, destacando-se, principalmente, o controle de processos e produtos, o controle de qualidade de soldas e a esterilização.  Medidores de nível, espessura, densidade e detectores de fumaça utilizam princípios semelhantes.  Uma fonte radioativa é colocada em posição oposta a um detector e o material a ser controlado, que passa entre a fonte e o detector, age como blindagem da radiação, fazendo com que o fluxo detectado varie.  Fontes radioativas de alta atividade são utilizadas, principalmente, para esterilização de materiais cirúrgicos, tais como suturas, luvas, seringas, esterilização de alimentos e produção de polímeros.
  • 27. Aplicações na agricultura  Na agricultura, os materiais radioativos são utilizados para controle de pragas e pestes, ibridação de sementes, preservação de aimentos, estudos para aumento de produção etc.
  • 28. Unidades para atividades  No Sistema Internacional de Unidades (SI), o becquerel (Bq) é definido como uma transformação nuclear atômica por segundo, ou seja Dps( desintegrações por segundos)  O curie (Ci) foi definido como a atividade de 1 g de Ra-226, porém foi redefinido mais tarde como a atividade de material radioativo em que o núcleo de 3,7x10 à 10 átomos se desintegra por segundo (dps).  Conseqüentemente, um Curie é igual a 2,2x10 a 12 desintegrações por minuto (dpm).
  • 29. Submultiplos do Ci e multiplos de becquerel
  • 30. Unidades para exposição a Radiação  O coulomb por quilograma (C/kg) é a unidade do SI usada para medir a ionização induzida pela radiação num volume cuja massa é unitária  O roentgen (R) é a unidade antiga definida como a quantidade de radiação que produz íons, portando um coulomb de carga de ambos os sinais por centímetro cúbico de ar
  • 31. Unidades para dose absorvidadas  A unidade do SI usada para medir a energia cedida para a matéria irradiada é chamada de gray (Gy). É definida como a dose de radiação absorvida de um joule por Kg.  O RAD (Radiação Absorvida Dose) era a unidade usada anteriormente e, portanto, é mais conhecida que o gray, e é definida como uma dose de radiação absorvida de 100 ergs/g ou 0,01 Joules/kg. 1 gray (Gy) = 1 J/kg 1 gray = 100 rads
  • 32. Unidade de Eficácia Biológica Relativa EBR  O sievert (Sv) é a unidade do SI que leva em conta o efeito biológico de um tipo de emissão de radiação na dose absorvida  O sievert substitui a unidade antiga Roentgen Equivalente ao Homem ou REM (RAD x Q). DOSE EQUIVALENTE NO HOMEM  O fator de qualidade Q relaciona o efeito de diferentes tipos de radiação em termos de danos aos tecidos 1 Sv =100 rem 1 mSv = 100 mrem 1μSv = 0,1 mrem
  • 33. Monitoração individual externa  A dosimetria termo luminescente é o método mais preciso utilizado para determinar a exposição individual a radiação externa.  Os componentes funcionais de um dosímetro termo luminescente (DTL) são as pastilhas de fluoreto de lítio que possuem uma estrutura cristalina que varia quando ionizada pela radiação.  Esta alteração estrutural aprisiona os elétrons livres num estado metaestável até que a pastilha seja aquecida, com a conseqüente emissão de um foco de luz.  A quantidade de luz produzida é proporcional à quantidade de radiação absorvida, e pode ser medida e registrada.
  • 34. Monitoração individual externa  Qualquer indivíduo que for trabalhar com mais de 50MBq necessita portar um dosímetro para extremidades.  Evitar a contaminação do dosímetro e leituras de exposição não recebida pelo indivíduo.
  • 35. Monitoração individual externa  As câmaras de ionização de bolso são usadas em áreas com altos níveis de radiação onde uma estimativa imediata da dose é necessária após períodos de exposição bastante curtos. Estes dosímetros podem ser do tipo leitura direta, ou com um sinal de alarma pré-estabelecido e deve ser utilizado juntamente com o dosímetro termoluminescente. Em condições específicas são fornecidos pelo SRP.
  • 37. Exposição interna  A dosimetria interna é mais difícil de ser avaliada com precisão que as doses externas, portanto, em muitos casos a medida direta da quantidade e distribuição dos radioisótopos é praticamente impossível, especificamente se os isótopos ingeridos ou inalados forem emissores de radiação beta.  Os cálculos para a dose interna estão baseados nas quantidades destes isótopos que podem ser encontradas no ar exalado ou na urina.
  • 38. Efeitos biológicos das Radiações Ionizantes  Em geral, resulta uma das duas coisas seguintes:  Primeiro a célula pode morrer, isto é conhecido como efeito agudo;  Segundo a célula pode ser danificada.  Se a célula danificada for reparada, não existirá efeito.  Se a célula não for reparada, porém, as funções da célula não foram alteradas, continuará a não existir efeito.  Porém, se o dano causado à célula provocar uma disfunção, a célula sofre uma mutação.  Algumas mutações podem dar origem ao câncer.
  • 39. Características gerais dos efeitos biológicos das radiações  Tempo de latência: É o tempo que decorre entre o momento da irradiação e o aparecimento de um dano biológico visível.  Reversibilidade: A reversibilidade de um efeito dependerá do tipo de célula afetada e da possibilidade de restauração desta célula. Existem, porém, os danos irreversíveis como o câncer e as necroses.  Transmissibilidade: A maior parte das alterações causadas pelas radiações ionizantes que afetam uma célula ou um organismo não são transmitidos a outras células ou outros organismos a não ser danos causados aos ovários e aos testículos, esses danos podem ser transmitidos através da reprodução.  Limiar de dose: Certos efeitos biológicos necessitam de pelo menos 1 Sv para se manifestar.
  • 40. Efeitos biológicos das Radiações Ionizantes
  • 41. Efeitos agudos  Efeitos determinísticos ou (agudo) são aqueles para os quais existe uma relação causal clara entre a quantidade de exposição e o efeito observado.  Uma certa dose mínima deve ser excedida antes que um efeito em particular seja observado, em cujo ponto a intensidade ou gravidade do efeito aumenta com o valor da dose.
  • 42. Efeitos tardios  Os efeitos estocásticos são aqueles para os quais um aumento na dose aumenta a probabilidade de ocorrência de um efeito ao invés de sua amplitude ou gravidade.  Ocorrem por acaso e aparecem entre as pessoas expostas bem como em indivíduos não expostos.  Quando estamos considerando a radiação ionizante, os principais efeitos estocásticos são as enfermidades malignas e os efeitos genéticos.  Estudos epidemiológicos indicam que estes efeitos surgem alguns anos após a exposição a radiação e não possuem limiar de dose para o seu aparecimento, o que significa dizer que até mesmo para pequenas doses existe proporcionalmente um aumento pequeno na probabilidade de ocorrência do efeito.
  • 43. Exposição a Radiação  Menos de 250 mSv, não existem efeitos observáveis diretos.  Existem variações em algumas células que podem ser observadas com um microscópio em exposições acima de 100 mSv.  De 250 mSv a 500 mSv, não ocorrerá sintomas, mas pode existir alterações na química do sangue do indivíduo.
  • 44. Síndrome Aguda da Radiação  Para doses de aproximadamente 2 Sv (200 rem), as células mais danificadas serão aquelas com maior sensibilidade, como as células da medula óssea.  Desta forma, os efeitos observáveis durante a manifestação deste estágio da síndrome são relativos a danos nessas células. Temos então a observação de anemia, leucopenia, plaquetopenia, infecção, febre e hemorragia. Esta é conhecida como forma hematopoiética da síndrome aguda da radiação.  Com doses mais altas, acima de 8 Sv (800 rem), as células mais danificadas serão as células do tecido epitelial (mucosa) que revestem o trato gastrointestinal.  Para doses acima de 50 Sv (5000 rem), as células relativamente resistentes do sistema nervoso central serão danificadas e o indivíduo afetado rapidamente apresentará sintomas de dano nesse órgão, apresentando convulsões, estado de choque, desorientação.
  • 45. Dose equivalente (H T)  Para um mesmo valor de dose absorvida , observa se que algumas radiações são mais efetivas do que outras em causar efeitos estocásticos.  Para considerar isto, foi introduzida uma grandeza mais apropriada, a dose equivalente, Ht definida como o produto da dose absorvida média em um órgão ou tecido pelo fator de peso da radiação, wR.  Foi então definida a grandeza dose equivalente, cujo símbolo é H.  A dose equivalente é numericamente igual ao produto da dose absorvida (D) pelos fatores de qualidade Q e N.
  • 46. Dose equivalente (H T)  Para um mesmo valor de dose absorvida , observa se que algumas radiações são mais efetivas do que outras em causar efeitos estocásticos.  Para considerar isto, foi introduzida uma grandeza mais apropriada, a dose equivalente, Ht definida como o produto da dose absorvida média em um órgão ou tecido pelo fator de peso da radiação, wR.  Foi então definida a grandeza dose equivalente, cujo símbolo é H.  A dose equivalente é numericamente igual ao produto da dose absorvida (D) pelos fatores de qualidade Q e N.
  • 47. Dose equivalente efetiva (E )  A dose recebida em cada órgão do corpo humano é multiplicada por um fator de ponderação (WT), o qual leva em conta o risco de efeitos estocásticos.  HE = ∑ WT. HT WT - fator de ponderação: considera o grau de dano que um órgão causaria independentemente para o corpo todo
  • 48. Na tabela é apresentado um resumo das principais unidades e grandezas usadas em radioproteção.
  • 49. PRINCÍPIOS DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA  A principal finalidade da proteção radiológica é proteger os indivíduos, seus descendentes e a humanidade como um todo dos efeitos danosos das radiações ionizantes, permitindo, desta forma, as atividades que fazem uso das radiações.  Para atingir essa finalidade, três princípios básicos da proteção radiológica são estabelecidos: Justificação, Limitação de dose e Otimização.
  • 50. Limites de dose  Limites de dose representam um valor máximo de dose, abaixo do qual os riscos decorrentes da exposição à radiação são considerados aceitáveis. No caso das radiações ionizantes, são estabelecidos limites de dose anuais máximos admissíveis (LAMA),  Para o estabelecimento dos limites máximos admissíveis para trabalhadores foram considerados os efeitos somáticos tardios, principalmente o câncer.
  • 51. Limites primários As medidas adotadas para situações normais de operação devem ser tais que os limites de dose para trabalhadores e para indivíduos do público não excedam aos níveis recomendados pela CNEN.
  • 52. Limites Derivados para Irradiação Externa São função da fração de tempo gasto para executar as tarefas projetadas para o ano nos locais de trabalho. Por exemplo, o limite derivado para um trabalhador, baseado numa semana de 40 horas trabalhadas, para 50 semanas em um ano de trabalho, equivale a 25 mSv/h. Este limite garante a concordância com o limite de 50 mSv por ano, conforme mostrado a seguir.
  • 53. Tipos de fonte (eletromagnéticas)  As fontes de radiação ionizante de maior interesse para a radioproteção são os aparelhos de raios X, os aceleradores de partículas, as substâncias radioativas e os reatores nucleares.  Nos aparelhos de raios X, um filamento de lâmpada produz um feixe de elétrons que é acelerado num campo elétrico e lançado contra um alvo metálico de número atômico elevado e densidade alta.  Ao atingir o alvo, os elétrons são freados, emitindo sua energia na forma de radiação de frenamento que é o raios X.  Nos aceleradores de partículas, gases ionizados são injetados em um campo magnético onde são acelerados e lançados contra um alvo onde provocam reações nucleares.  Estes dois tipos de aparelhos são fontes de radiação somente enquanto estão conectados à rede elétrica
  • 54. Tipos de fonte (nucleares)  As fontes de radiação constituídas de substâncias radioativas, ao contrário, emitem radiação contínua e independentemente da ação do homem, até que todos os átomos da fonte tenham se desintegrado.  Radiações emitidas depende da massa do radionuclídeo na amostra e varia continuamente, de acordo com as leis do decaimento radioativo.
  • 55. Proteção contra a irradiação externa  Desta forma existem duas maneiras para se reduzir a dose equivalente do trabalhador, ou seja, fornecer-lhe proteção adequada.  A primeira considera a variação do tempo de irradiação  A segunda considera a redução da taxa de dose, conseguida por redução da atividade da fonte.  O aumento da distância fonte-indivíduo.  Blindagem.  Será examinado a seguir, com mais detalhes, como esta redução da dose pode ser conseguida.
  • 56. Proteção contra a irradiação externa  Desta forma existem duas maneiras para se reduzir a dose equivalente do trabalhador, ou seja, fornecer-lhe proteção adequada.  A primeira considera a variação do tempo de irradiação  A segunda considera a redução da taxa de dose, conseguida por redução da atividade da fonte.  O aumento da distância fonte-indivíduo.  Blindagem.  Será examinado a seguir, com mais detalhes, como esta redução da dose pode ser conseguida.
  • 57. MODOS DE EXPOSIÇÃO Entende-se por exposição interna aquela em que a fonte de radiação está dentro do corpo da pessoa irradiada Entende-se por exposição externa aquela em que a fonte de radiação, aparelhos de raios X ou fontes radioativas, estão fora do corpo da pessoa irradiada. Exposição internaExposição externa
  • 58. Aumento da distância fonte-indivíduo A dose de radiação recebida por um indivíduo é inversamente proporcional ao quadrado da distância, entre o indivíduo e a fonte. A medida que um indivíduo se afasta da fonte de radiação, a dose por ele recebida diminui H1 / H2 = (d2)2 / (d1)2
  • 59. Uso de blindagem Particulas alfa • Não é necessário proteção externa para radiação alfa Partículas Beta • tem por objetivo evitar a irradiação da pele, cristalino dos olhos e gônadas Radiação Gama ou X • A camada semiredutora de um material utilizado para blindagem é a espessura necessária para reduzir a intensidade de radiação à metade.
  • 60. Materiais para blindagem Proteção contra a contaminação y , X • Usa-se chumbo, a espessura dependerá da atividade da fonte e da energia da radiação emitida. Também são usados concreto, ferro e outros materiais de alta densidade Beta • Normalmente usa-se 1 cm de lucite ou outro material plástico seguido de uma folha de chumbo de 1 cm de espessura, que é usado para blindar a radiação de freiamento (bremsstrahlung). • Para fontes de baixa atividade pode ser dispensável o uso desta folha de chumbo.
  • 61. Proteção contra a contaminação  Os EPIs tais como: luvas botas, aventais, óculos pumbliferos e máscaras ou fazendo o controle de acessos a áreas contaminadas  O confinamento dos materiais radioativos deve ser feito utilizando uma capela ou “glove box” (caixa de luvas), com sistema de exaustão e filtração adequados.  A contaminação interna acontece quando o material radioativo é incorporado pelo indivíduo por inalação, ingestão ou absorção através da pele.
  • 62. Proteção contra a inalação de materiais radioativos  Ao trabalhar com substâncias radioativas na forma de pó, voláteis e gasosas deve se ter o cuidado para evitar sua dispersão no ar e manipulá- las em locais apropriados, como capelas e caixas com luvas.  Além disso, pode ser necessário o uso de máscaras ou outros equipamentos de proteção respiratória.
  • 63. Proteção contra a ingestão de material radioativo.  Na manipulação de substâncias radioativas devem ser utilizadas luvas e os materiais de laboratório não devem ser levados à boca.  A higiene das mãos após a saída da área de trabalho é fundamental para se evitar uma contaminação interna.
  • 64. Controle de acesso em áreas restritas  A entrada numa área com potencial de contaminação exige o uso de roupas de proteção, as quais devem ser removidas ao deixar o local.  As roupas de proteção são basicamente compostas por sapatilhas, galochas, macacões, luvas, toucas, e máscaras de proteção respiratória.  Nas áreas de trabalho onde é necessário um controle mais rigoroso, o acesso é feito através de vestiários, que devem contar com, pias para lavar as mãos, recipientes para recolher as roupas de proteção utilizadas na área, instruções para operação normal e em emergência e monitores para detectar a contaminação.
  • 65. Detectores por ionização  A radiação incidente cria pares de íons no volume de medida do detector.  Este volume de medida geralmente é preenchido com um gás ou uma mistura de gases.  A quantidade de pares de íons criados são contados em um dispositivo de medida da corrente elétrica.  Ex: Camara de ionização, contador proporcional e o contador Geiger- Muller
  • 66. Detectores à cintilação O iodeto de sódio (NaI); o sulfeto de zinco (ZnS); e cintiladores plásticos são exemplos de instrumentos com meio de detecção sólido. Os detectores de iodeto de sódio e sulfeto de zinco são sólidos cristalinos inorgânicos que respondem a radiação gama e alfa, respectivamente, produzindo lampejos de luz. Por isso, é que são chamados de cintiladores.
  • 67. Tubo Geiger-Mueller  O detector mais comum para radiação alfa, beta e gama é o tubo Geiger-Mueller (G-M), e é particularmente adequado para as monitorações em radioproteção.
  • 68. Dosímetros  As principais características que um bom dosímetro deve apresentar são: Deve cobrir um grande intervalo de dose deve medir todos os tipos de radiação ionizante, ser pequeno, leve, de fácil manuseio, confortável para o uso e econômico quanto à fabricação.  Até hoje não existe um dosímetro que preencha todos esses requisitos de forma ideal, mas apenas parcialmente. Os principais tipos de dosímetros são: fotográfico,  termoluminescente (TLD) e câmara de ionização de bolso (caneta dosimétrica
  • 69. Dosímetros  Dosímetro fotográfico: Os filmes dosimétricos utilizam à propriedade das radiações ionizantes de impressionarem chapas fotográficas.  Os filmes dosimétricos oferecem a vantagem de assegurar uma informação permanente (podem ser guardados).
  • 70. Dosímetros  Dosímetro termoluminescente (TLD): Se este dosímetro for aquecido, a uma certa temperatura, após ter sido irradiado, a energia armazenada será liberada com emissão de luz, fenômeno conhecido como termoluminescência.  A quantidade de luz emitida durante o aquecimento é proporcional à dose absorvida pelo dosímetro.  Os dosímetros TLD têm o formato de pastilhas e, geralmente, são utilizados num  Estojo que acomoda vários filtros, com a mesma finalidade daqueles utilizados nos dosímetros fotográficos  A grande vantagem desses dosímetros é que podem ser reutilizados.  A desvantagem é que uma vez lido, não pode ser feita a leitura novamente.
  • 71. Câmara de ionização de bolso  caneta dosimétrica: são utilizados como dosímetros complementares, quando é necessário uma medida direta e rápida, permitindo ao usuário verificar a dose a que foi submetido durante um determinado trabalho. O princípio de funcionamento deste dosímetro é semelhante do dosímetro fotográfico.
  • 72. PROGRAMAS E PROCEDIMENTOS DE MONITORAÇÃO.  Para que as monitorações atinjam suas finalidades, devem ser racionalmente planejadas e realizadas dentro de um programa. Um programa de monitoração inclui:  a obtenção de medidas,  a interpretação das medidas obtidas,  registro dos dados e  as providências, quando necessário.
  • 73. Monitoração individual  Monitoração individual externa: tem como objetivo a obtenção de dados para avaliar as doses equivalentes recebidas pelo corpo inteiro, pela pele ou pelas extremidades, quando o indivíduo é irradiado externamente.  Monitoração individual interna: Pode ser feita pela análise de excretas (técnica “in vitro”) ou pela contagem direta (técnica “in vivo”), quando irradiado internamente
  • 74. Monitoração de área  Monitoração do nível de radiação: É utilizada para dar uma indicação dos níveis de radiação existentes em locais de trabalho, sendo eles câmaras de ionização, detectores Geiger- Muller, cintiladores etc.  Medem taxas de taxas de dose (mSv/h ou mGy/h) ou as taxas de exposição (mC / (kg.h)).  Os detectores antigos possuem escala em mrad/h ou mR/h.  Podem ser portáteis ou fixos.
  • 75. Sinais e avisos de radiação  Os equipamentos, os recipientes, as áreas ou os recintos, que possuam riscos potenciais de radiações ionizantes, devem ser marcados com sinais de advertência de radiação.  O sinal consiste de um trifólio que representa a radiação, juntamente com dizeres apropriados.  Os dizeres mais comuns são:  PERIGO: - ÁREA RADIOATIVA  PERIGO: - MATERIAL RADIOATIVO  PERIGO: - RISCO DE RADIAÇÃO