O que é Radioproteção (Proteção Radiológica)

            Proteção radiológica é o conjunto de medidas que visa proteger o homem e o meio ambiente de possíveis efeitos indevidos causados pela radiação ionizante. A Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) tem se preocupado há muitos anos com o problema da interação da radiação ionizante no corpo humano e os danos por ela causados. Ela estuda os riscos da radiação, estabelecendo valores de doses máximas permissíveis, tanto para o trabalhador com radiações ionizantes como para o público em geral.   Em 1952, a Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) definiu os limites para exposição externa.  Foram adotados os limites previamente estabelecidos pelo Canadá, Estados Unidos e Inglaterra, logo após a Segunda Guerra Mundial. No Brasil, todo uso de radiação ionizante está definido pelas Normas e Diretrizes de Radioproteção da Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN).

Tipos de exposições aos radioisótopos           

A exposição a materiais radioativos pode ser classificada em:

  • Externa: quando a fonte radioativa encontra-se fora do corpo (ex: Radioterapia, raio-X odontológico,etc);
  • Interna: quando o material radioativo entra no corpo através de ingestão, inalação ou cortes na pele.

 Os tipos de exposição resultantes da manipulação de substâncias radioativas são geralmente classificados em: externa e interna.

            As exposições externas à radiação ionizante podem ser:

  1.   À distância – esta é a forma mais comum, pois mesmo distanciado das substâncias radioativas, todas as partes do corpo do manipulador estão geralmente expostas à radiação, exceto quando da utilização de acessórios de proteção (avental de chumbo, protetor de tiróide, etc.);
  2.    Por Contato – a manipulação de substâncias radioativas leva o pesquisador a entrar em contato com recipientes (pipetas, seringas, beckers, provetas, etc.) contendo essas substâncias, podendo ocasionar o depósito do material radioativo sobre a pele;
  3.   Por imersão – ocorre durante a manipulação de fontes radioativas gasosas, em particular em atividades envolvendo elementos radioativos de meia-vida curta.

            Por outro lado, as formas mais comuns de exposição interna (ou incorporação) de substâncias radioativas são:

  1. Inalação – ocorre após disseminação de aerossóis, vapores e gazes na atmosfera;
  2. Ingestão – resultado da contaminação das mãos, objetos e alimentos levados à boca;
  3. Difusão através da pele – seja através de cortes associados a uma contaminação corporal, seja pelo contato com substâncias químicas agressivas, tais como soluções ácidas e solventes contendo material radioativo.

Efeito biológico da radiação

O efeito biológico da radiação pode ser verificado em diferentes níveis no corpo humano e animais:

 

1.  Meio Célula: neste caso, quando a radiação entra no corpo e interage com a célula, há quatro possibilidades:

 a radiação passa pela célula sem causar dano ao DNA;

  causa dano, mas este é corrigido antes que a célula se divida (sub letal);

  o dano não é corrigido, sendo repassado as células filhas (potencialmente letal)

   ocorre morte celular (letal).

Para entender melhor esse assunto acesse a aba RADIOBILOGIA.

 

   2. Tecidos

Os tecidos com elevados índices de divisão celular são os mais sensíveis a radiação, pois há pouco tempo para que os mecanismos de reparo da célula possam atuar. Assim, tecidos embrionários são extremamente sensíveis à radiação. Para se ter uma idéia, a dose que causa 100% de mortalidade em adultos é de 1000 rem, ao passo que para embriões essa dose é de 200 rem, ou seja, 5 vezes  menos nos embriões. 

Geralmente, doses baixas podem provocr  mau-formações em embriões, podendo também  ser fatais. Em tecidos com baixo níveis de divisão,  os efeitos da radiação se restringem a célula afetada. Apenas doses mais altas de radiação que danificam  um grande número de células, é que seriam capazes de causar alterações no funcionamento de um orgão. De uma forma geral, o comprometimento de um órgão é proporcional ao número de células afetadas. 

 

Radioatividade e saúde

            Muito do que se sabe sobre o efeito da radiação sobre a saúde humana veio de estudos terapêuticos (radioatividade medicinal), dos sobreviventes de bombardeios nucleares (Japão),e acidentes como o de Chernobyl  (Rússia) e no Brasil (Goiania). Estes estudos permitiram avaliar o grau de comprometimento de tecidos e órgãos, expostos a diferentes níveis e tipos de radiação. Na tabela abaixo encontra-se, resumidamente, a correlação entre doses de radiação e seus efeitos na saúde.

 

 

Dose (rem)

Efeito

 

250 - 1000

Dosagem de 1000 rem: DL (dose letal) de 100%. Dosagem de 250 rem: DL 50%. Doses intermediária: diarréias, vômitos, hemorragias, queimaduras na pele, danos na medula óssea, desenvolvimento de tumores, mutações genéticas, entre outros efeitos. Estes são proporcionais ao nível de radiação ao qual o indivíduo foi exposto.

<  250

São observados os mesmos efeitos das doses mais altas, no entanto  sua intensidade é menor. Dosagem de 200 rem: DL 100% para embriões e fetos.

Doses  baixas (5 rem)

Assintomático. Pessoas sensíveis apresentam enjôo. Há riscos de desenvolvimento de tumores, mutações e envelhecimento precoce.

 

É importante salientar que a forma como um indivíduo reage  a uma exposição radioativa é influenciada por vários fatores (idade, predisposição genética, tempo de exposição, etc).

Com base em estudos foram estimados os limites máximos de exposição / ano para diferentes porções do corpo. Na tabela abaixo estão os limites recomendados pela ICRP.

 

Dose (rem)

Região do corpo

5

Corpo todo, gônadas, medula óssea

30

Ossos, pele e tireóide

75

Mãos, braços, pernas e pés

15

Demais partes do corpo

 

Esses limites estão fixados em norma estabelecida pela Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN). 

Grandezas e Unidades

Atividade

A primeira unidade estabelecida para Atividade foi Curie (Ci), definida como a taxa de desintegração de uma quantidade de gás Radônio (222Rn) em equilíbrio com um grama de Rádio (226Ra). Entretanto, o Sistema Internacional adota a unidade Becquerel (Bq).

 

1 Ci  =  3,7x1010 Bq    1 Bq = 1 dps (desintegração por segundo)

 

 Exposição X ou gama

Com a descoberta dos  raios-X, surgiu a necessidade de se estabelecer uma unidade para este tipo de exposição, o que foi feito em termos de ionização do ar. Em 1928, foi adotado o Roentgen (R), como sendo a quantidade de radiação X que produzia uma unidade de carga eletrostática em um cm3 de ar (em CNTP). Posteriormente,  essa ionização foi relacionado com a massa de ar contida neste volume. Essa exposição também serve para a radiação gama.

 

1 R = 2,58x10-4 C / kg

A relação Atividade (A) e Exposição (X) para emissores gama segue a seguinte equação:

 

X = T (fator gamão) .A / d 2    (R / h)

 

Sendo: T(fator gamão) = constante específica para a radiação gama (depende do radioisótopo) em R. m 2 / h. Ci

            A = Atividade da fonte em Ci

            d = distância entre a fonte e o ponto considerado em m

 

Observe que a dose de exposição é inversamente proporcional ao quadrado da distância. Portanto, a distância é um importante  fator para minimizar a exposição durante uma manipulação.

 

Dose absorvida

Com o avanço dos conhecimentos sobre as radiações e suas aplicações, julgou-se conveniente expressá-los em termos de deposição de energia. Assim, adotou-se o rad como unidade de dose absorvida

 

1 rad = 0,01 Gray (Gy)

1 Gy = 1 J / 1 kg

 

Dose equivalente

Para fins de radioproteção, o rad é uma unidade satisfatória para medição de raios-X , raios gama e elétrons, porque os danos biológicos são proporcionais à energia depositada, o que não acontece no caso de partículas fortemente ionizantes ( prótons, partículas alfa, etc). Para avaliar o efeito biológico de cada tipo de radiação foi estabelecido um fator de qualidade (Q) que converte a energia depositada (D, em rad) em uma dose equivalente (H, expressa em rem). Outros fatores que afetariam a dose absorvida, como a geometria da fonte, a distribuição de um radioisótopo no organismo, entre outros, são considerados através de um fator  de peso N, que na prática pode ser considerado como sendo 1.

 

 rem =  rad .Q.N           

 

Esse fator Q, também conhecido como fator RBE (Eficácia Biológica Relativa), é específico para a radiação considerada, conforme tabela abaixo.

 

Tipo de Radiação

Fator Q

X, gama, beta

1

Neutrons rápidos

10

Neutrons lentos

4

Alfa

10

Fragmentos nucleares

20
 

                                              

Dose equivalente efetiva

Esta seria a soma dos produtos das doses absorvidas pelos respectivos valores de ponderação wt, o qual é o coeficiente de risco para um determinado órgão em relação ao risco total para o corpo humano (alguns valores encontram-se no rodapé da tabela para limites, anteriormente mostrada). Sua unidade é o Sievert (Sv), sendo usualmente expressa em mSv.

 

1 rem = 10 mSv          ou        1 Sv = 100 rem                      

 

Portanto, exposição e doses (absorvida ou equivalente) dizem respeito a quantidade de energia em relação a quantidade de massa. No primeiro caso, é energia de inonização para formação de pares de íons e no segundo caso, é energia absorvida pela matéria, sendo que a dose equivalente considera as diferentes radiações, principalmente em relação a capacidade de provocar danos biológicos. 

 

Grandeza

 

Atividade

A

 

Exposição

X

 

Dose Absorvida

D

 

 

Dose Equivalente

H

 

Definição

Variação no no  desintegrações por intervalo de tempo

 

Ionização por unidade de massa de ar

 

Energia absorvida por unidade de massa

Energia absorvida por unidade de massa

Aplicação

Fontes

Ar

Matéria

Homem

 

SI

 

Bq

 

 

C/kg

 

Gy

(J/kg)

 

Sv

(J/kg)

 

 

Unidade

Especial

 

 

Ci

 

R

 

Rad

 

Rem

 

DiretrizesBásicas de Radioproteção

            A Norma CNEN-NE-3.01, redigida pela Comissão Nacional de Energia Nuclear, regulamenta as diretrizes básicas de radioproteção e os limites permissíveis para a devida manipulação de material radioativo em território brasileiro. Esta norma encontra-se fundamentada nos seguintes princípios:

  • da justificação: a atividade deverá ser justificável perante outras alternativas, com benefício positivo para a sociedade;
  • da otimização: o planejamento e as operações devem garantir exposições mínimas possíveis;
  • da limitação da dose individual: estas não devem exceder os limites estabelecidos em norma.

 

DOSES NOS INDIVÍDUOS DO PÚBLICO 

Limites primários 

 
  •  Pelos regulamentos em vigor, a dose equivalente efetiva no indivíduo mais exposto deve ser inferior a 1 mSv/ano, o que corresponde a um risco para efeitos estocásticos de 10-5 por ano, risco este similar ao que as pessoas estão expostas na vida diária, tanto por causas naturais como tecnológicas (terremotos, enchentes, acidentes de trânsito etc.). 
  •  A dose equivalente anual máxima é 50 mSv para o cristalino dos olhos, para a pele e para as extremidades do corpo, ou seja um décimo dos valores adotados para os trabalhadores e 1/wT mSv/ano para quaisquer  outros órgãos ou tecidos, onde wT é o fator de ponderação que representa o quociente entre o risco estocástico para o órgão ou tecido T e o risco total  para o corpo inteiro. 

 

Limites derivados 

 
Os limites derivados para os indivíduos do público são estabelecidos a partir de modelos, baseados em cenários conservadores sobre as vias de irradiação dosindivíduos mais expostos, e são aplicados principalmente às descargas de material radioativo no ambiente e às concentrações de radionuclídeos em água de consumo e alimentos. 
 

Conforme esta norma, os limites primários anuais de dose equivalente para trabalhadores de Instalação radioativa (local onde se produz, manipula, trata ou armazena material radiativo) e para pessoas do público são:

Dose Equivalente

Trabalhador

Público (indivíduo)

Cristalino

 20mSv 15mSv
Pele    

Mãos e Pés		 500mSv

500mSv		 50mSv

  ------
 
CNEN-NN-3.01 -  Setembro/2011 
 

Em decorrência destes limites e da observância da norma encontra-se estabelecido que:

  • nenhum trabalhador deverá ser exposto à radiação sem que seja necessário, tenha conhecimento dos riscos envolvidos, e esteja adequadamente treinado;
  • menores de 18 anos não devem ser trabalhadores (constitui proibição);
  • gestantes não devem trabalhar em áreas controladas (constitui proibição);
  • em mulheres com capacidade reprodutiva, a dose no abdômen não deve exceder a 10 mSv (1rem) em período de 3 meses consecutivos;
  • a dose acumulada no feto durante gestação não deve exceder 1mSv;
  • estudantes / estagiários entre 16 - 18 anos: não exceder 3/10 do limite para indivíduo do público (1 mSv / ano);
  • estudantes / estagiários maiores de 18 anos: não exceder limite para trabalhadores (50 mSv / ano);

Esta  norma também estabelece as obrigações da direção da Instalação, as quais compreendem:

  •   ser a responsável pela radioproteção;
  •  providenciar o licenciamento;
  •    manter supervisor de radioproteção;
  •   estabelecer plano de radioproteção;
  •   manter serviço de radioproteção;
  •   autorizar exposições de emergência;
  •   instruir sobre os riscos da exposição e os regulamentos de radioproteção adotados;
  •  manter serviço médico adequado;
  •  minimizar exposições acidentais;
  •  estabelecer contatos emergenciais (Defesa Civil, Bombeiros, etc);
  • comunicar a CNEN sobre  acidentes e situações anormais;
  •  disponibilizar (para a CNEN): dados, procedimentos, e acessos a áreas e equipamentos.  

A norma também detalha o conteúdo de um  Plano de Radioproteção, o qual deverá conter:

  •  identificação da Instalação e da chefia
  •  descrição  / classificação das áreas
  •  descrição da equipe e equipamentos do serviço de radioproteção;
  •  descrição das fontes de radiação e atividades;
  • qualificação dos trabalhadores;
  • procedimentos de monitoração individual, áreas e meio ambiente;
  • descrição da gerência de rejeitos radiativos;
  • serviço e controle médico dos trabalhadores;
  • programa de treinamento;
  • níveis de referência  e limites operacionais;
  • estimativas das exposições de rotina;
  • tipos de acidentes admissíveis e sistema de detecção;
  • plano de emergência;
  • instruções gerais a serem fornecidas por escrito aos trabalhadores

Deve estar de acorco com a RDC20 - Anvisa 2006

 

Eliminação de Rejeitos Radioativos (Norma CNEN-NE 6.05)

Conforme especificado em norma, os limites estabelecidos para descarte de efluente em esgoto sanitário, de resíduos sólidos como lixo urbano, e de resíduos gasosos são:

  • Líquidos prontamente solúveis ou fácil dispersão: quantidade anual total inferior 1 Ci  (quantidade diária   também pode ser prevista);
  • Sólidos: Atividade específica limitada a 2µCi/Kg;
  • Gasosos: necessitam previamente autorização da CNEN (ex: 7Be = 2.10-7µCi/m3 ; 14C = 1.10-7 µCi/m3).

Alguns aspectos básicos para a escolha de um Detector de Radiação

Percebe-se, portanto, que em radioproteção a palavra monitoramento é palavra-chave. Assim, é importante saber o que medir, e com que medir. Desta forma, alguns aspectos básicos para a escolha de um detector de radiação devem ser considerados. Estes  aspectos são:

 

1.  Eficiência Intrínseca

É a razão entre o número de partículas detectadas pelo aparelho em relação ao número total de partículas incidentes sobre o volume sensível do detector;

** uma eficiência de 50 % significa que somente metade das partículas / fótons que chegaram no aparelho foram detectados e registrados. Assim, quanto maior a eficiência, melhor.

2.  Tempo Morto

É o tempo mínimo necessário entre a chegada de duas partículas  / fótons sobre o detector, sem que haja distorção ou perda de registro da segunda;

um tempo morto satisfatório está ao redor de 10 ms. Assim, quanto menor o tempo morto, melhor.

3. Discriminação de energia

            É a capacidade em distinguir radiações de energias diferentes (ex: se a diferença mínima discriminada pelo aparelho for de 20 keV, 2 fótons com         diferença menor que esta não serão devidamente resolvidos e registrados no aparelho.

 

Para efeito de comparação didática, a tabela abaixo apresenta, resumidademente, alguns dos principais tipos de detectores e suas características.

 

Detector

Eficiência Intrínsica

Tempo Morto

Discriminação de Energia

Aplicação Básica

Câmara de Ionização

Muito baixa

não pode ser usado como contador

nenhuma

medidas de exposição de feixe contínuo e pulsado

Contador Geiger-Müller

Moderada

ms

nenhuma

medidas de campo; monitoração de superfície; segregação de rejeitos

Contador de Cintilação

Alta

ms

moderada

busca de superf. contaminada;

segregação de rejeitos

Contador de Estado sólido

 

Moderada

< 1ms

muito boa

análise de ativação de nêutrons

Fonte: CNEN / PROGER

Procedimentos de emergência

 

  1.  Em caso de acidentes, avisar imediatamente o responsável - Supervisor de Radioproteção.
  2.  Em caso de contaminação de pessoas: monitorar todas as pessoas suspeitas.

 

1.  Pele:

  • lavar com sabão / detergente neutro e água em abundância (cuidado para não espalhar a contaminação);
  • monitorar com detector (máximo: 0,1 mrem/h a 2 cm);
  • repetir o procedimento com escova macia, se necessário usar sabão mais abrasivo (cuidados para não arranhar, descamar ou lesionar a pele);
  •  cortar as unhas;
  • aplicar creme para as mãos (para evitar rachaduras);
  • narinas ou canais auriculares: usar cotonetes;
  • nariz e boca: lavar com água em abundância;
  • olhos: lavar com solução salina (NaCl 0,9% (p/v));

 

2.  Roupas e sapatos:

  •  Identificar o material radiativo, nível de exposição e data;
  •  guardar em sacos plásticos até decair para 200 dpm/100 cm2 (ou dose medida a 2 cm, menor que 0,1 mrem/h);

 

3.  Superfície de trabalho:

  • delimitar a área e impedir o tráfego de pessoas;
  • cobrir a área contaminada com papel absorvente;
  •  promover a descontaminação com detergentes (da periferia p/ área central) até que o nível de contaminação seja inferior a  0,1 mrem/h, medido a 2 cm;
  • recolher o material contaminado e usado na descontaminação para sacos plásticos devidamente etiquetados (deixar decair);

 

4.   Outras superfícies:

  •  superfícies pintadas : citrato de amônio,

                                                        bifluoreto de amônio

  • madeira e cimento : difícil descontaminação, promover remoção;
  • vidraria: HCl 10% e carreador, antes da lavagem com muita água;
  • alumínio :  HNO3 10%;
  • chumbo : HCl 4N;
  • aço: H3PO4 e agente dispersante.

Bibliografia Consultada:

CNEN,  Diretrizes Básicas de Radioproteção - Norma  NN.301.

CNEN, Serviços de Radioproteção. Norma NE-3.02. 1988.

CNEN, Gerência de Rejeitos Radioativos em Instalações Radiativas. Norma NN-3.05..

CNEN. Gerência de Rejeitos Radioativos em Instalações Radiativas. Norma NN6.05

IAEA,  Safe Handdling of Radionuclides, 91p. 1973.

Lamm, C. G. Proteção Radiológica e Segurança em Trabalhos com Radiações Ionizantes.  Centro de Energia Nuclear na Agricultura, USP - CNEN. Piracicaba - SP, 51 p. 1972.

Phipps, A. W.; Kendall, G. W.; Stather, J. W.; Fell, T. P. Committed Equivalent Organ Doses and Committed Effective Doses from Intakes of Radionuclides. National Radiological Protection Board of UK. 245p. 1991.

Xavier, A. M.; Wieland, P.; Heibron - Filho, P. F. L.; Ferreira, R. de S. Programa de Gerência de Rejeitos Radioativos em Pesquisa. Comissão Nacional de Energia Nuclear, 82 p. 1998.

 Agência Nacional de Vigilância Sanitária – ANVISA (2004), Regulamento Técnico para o Gerenciamento de Resíduos de Serviços de Saúde – Diretrizes Gerais. 

 International Commission on Radiological Protection – ICRP (1991), Recommendations of the International Commission on Radiological Protection, ICRP-60, Pergamon Press, Oxford, UK.

 International Atomic Energy Agency – IAEA (1990), Recommendations for safe use and regulation of radiation sources in industry, medicine, research, and teaching. IAEA Safety Series N° 102, Vienna, Austria.