Proteção e Higiene das Radiações

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.

 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.

 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.

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.

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

Proteção e Higiene das Radiações

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