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Proteção Radiológica
Prof. Altem Nascimento Pontes
Período: 18 a 24 de Janeiro de 2010
Normas da Comissão Nacional de
Energia Nuclear
� CNEN-NN-3.01: Diretrizes Básicas de Proteção Radiológica.
� CNEN-NN-3.03: Certificação da Qualificação de Supervisores de Radioproteção
DefiniçõesProteção Radiológica ou Radioproteção: conjunto de medidas que visam proteger o ser humano e seus descendentes contra possíveis efeitos indevidos causados pela radiação ionizante;
Serviço de Proteção Radiológica: estrutura construída com vistas à execução
e manutenção do plano de proteção radiológica de uma instalação;e manutenção do plano de proteção radiológica de uma instalação;
Supervisor de Proteção Radiológica ou Supervisor de Radioproteção: indivíduo com habilitação de qualificação emitida pela CNEN, no âmbito de sua atuação, formalmente designado pelo titular da instalação para assumir a condução das tarefas relativas às ações de proteção radiológica na instalação relacionadas
àquela prática.
Princípios de RadioproteçãoPrincípios de RadioproteçãoPrincípios de RadioproteçãoPrincípios de Radioproteção
Requisitos básicos de proteção
radiológicaJustificação:
Nenhuma prática ou fonte associada a essa prática será aceita pela CNEN, a não ser que a prática produza benefícios, para os indivíduos expostos ou para a sociedade, suficientes para compensar o detrimento correspondente;
As exposições médicas devem ser justificadas, ponderando-se os benefícios diagnósticos ou terapêuticos que elas venham a produzir em relação ao detrimento correspondente, levando-se em conta os riscos e benefícios de venham a produzir em relação ao detrimento correspondente, levando-se em conta os riscos e benefícios de técnicas alternativas disponíveis, que não envolvem exposição.
Com exceção das práticas com exposições médicas justificadas, as seguintes práticas não são justificadas, sempre que, por adição deliberada de substâncias radioativas ou por ativação, resultem em aumento de atividade nas mercadorias ou produtos associados:
a) as práticas que envolvam alimentos, bebidas, cosméticos ou quaisquer outras mercadorias ou produtos destinados a ingestão, inalação, incorporação percutânea ou aplicação no ser humano;
b) as práticas que envolvam o uso frívolo de radiação ou substâncias radioativas em mercadorias ou produtos, estando incluídos, desde já, brinquedos e objetos de joalheria ou de adorno pessoal; e
c) exposições de pessoas para fins de demonstração ou treinamento.
Requisitos básicos de proteção
radiológica
Limitação de dose individual
A exposição normal dos indivíduos deve ser restringida, de tal modo que nem a dose efetiva nem a dose equivalente nos órgãos ou tecidos de interesse, causadas pela possível combinação de exposições originadas por práticas autorizadas, excedam o limite de dose especificado na tabela abaixo, salvo em circunstâncias especiais, autorizadas pela CNEN. Esses limites de dose não se aplicam às exposições médicas;
Para mulheres grávidas, ocupacionalmente expostas, suas tarefas devem ser controladas de maneira que seja improvável que, a partir da notificação da gravidez, o feto receba dose efetiva superior a 1 mSvdurante o resto do período de gestação;
Indivíduos com idade inferior a 16 anos não podem estar sujeitos a exposições ocupacionais.
Requisitos básicos de proteção
radiológicaOtimização
Em relação às exposições causadas por uma determinada fonte associada a uma prática, salvo no caso das exposições médicas terapêuticas, a proteção radiológica deve ser otimizada de forma que a magnitude das doses individuais, o número de pessoas expostas e a probabilidade de ocorrência de exposições mantenham-se tão baixas quanto possa ser razoavelmente exequível,ocorrência de exposições mantenham-se tão baixas quanto possa ser razoavelmente exequível,tendo em conta os fatores econômicos e sociais.
Nesse processo de otimização, deve ser observado que as doses causadas nos indivíduos pela fonte devem estar sujeitas às restrições de dose relacionadas a essa fonte.
Os efeitos cumulativos de cada liberação anual de qualquer material radioativo devem ser restringidos de forma que seja improvável que a dose efetiva, em qualquer ano, exceda o limite de dose aplicável.
Modo de exposição
Exposição externa: é aquela em que a fonte de radiação, aparelhos de raios X ou fontes radioativas, está fora do corpo da pessoa irradiada.
Exposição interna: é aquela em que a fonte de radiação está dentro do corpo da pessoa irradiada.
Proteção contra irradiação
externaRedução do tempo de irradiação:
� A dose acumulada por uma pessoa que trabalha numa área exposta a uma certa taxa de dose é diretamente proporcional ao tempo em que ela permanece na área.
� Essa dose pode ser controlada pela limitação desse tempo:
Dose = Taxa de Dose x Tempo
Exemplo
Um trabalhador com radiação pode receber até 5 rem por ano, o que corresponde a 100 mrem/semana. Quantas horas por semana ele poderá permanecer em um área onde a taxa de dose média é de 10 mrem/h?
.h10t
t10100
TempoxDosedeTaxaDose
=
=
=
ExemploA taxa de dose em um local de trabalho é de 100 μSv/h. Qual o período de tempo que um pesquisador poderá efetuar suas tarefas sem que ultrapasse o limite derivado de dose horário (25 μSv/h)? Qual o tempo permitido para que não ultrapasse o limite derivado de dose diária?
Dose=
h2h4
182Tempo
min15h4
1
100
251Tempo
DosedeTaxa
DoseTempo
.
==
===
=
Proteção contra irradiação
externaRedução da atividade da fonte:
� Pode ser conseguida diminuindo-se a quantidade de material radioativo manipulado. Esta redução pode ser obtida, por exemplo, fracionando-se a fonte em fontes com atividades menores.fonte em fontes com atividades menores.
� Outro procedimento para redução da atividade de uma fonte é seu armazenamento para que ocorra o decaimento radioativo do material.
� Este processo é geralmente empregado para radionuclídeos de meia-vida curta e principalmente para rejeitos radioativos. Para tanto é necessário ter locais adequados para armazenamento do material, de acordo com suas características.
Proteção contra irradiação
externaAumento da distância fonte-indivíduoA dose de radiação recebida por um indivíduo é inversamente proporcional ao quadrado da distância entre o indivíduo e a fonte. Ou seja, a medida que um indivíduo se afasta da fonte de radiação, a dose por ele recebida diminui.por ele recebida diminui.
2
1
2
2
1
d
d
H
H
=
Aqui, H1 é a taxa de dose na distância d1 da fonte e H2 é a taxa de dose na distância d2 da fonte.
Exemplo
A taxa de dose a uma distância de 2 m de uma fonte de raios γé de 100 mrem/h. A que distância, a taxa de dose seria de 10 mrem/h?
m3,6d
10
1002
H
Hdd
d
d
H
H
2
2
112
2
1
2
2
1
=
==
=
Exemplo
Se a taxa de dose a 25 cm de uma fonte é de 0,4 mSv/h, qual a distância necessária para atendermos o limite derivado de dose horário (25 μSv/h)?
.m1cm100d
025,0
4,025
H
Hdd
d
d
H
H
2
2
112
2
1
2
2
1
==
==
=
Relação entre Taxa de Exposição e Atividade da Fonte
� A Taxa de Dose pode ser associada à atividade gama de uma fonte , pela expressão:
.A
X Γ=
Em que,X = taxa de dose, em R/h.A = atividade da fonte, em curie (Ci).d = distância entre fonte e ponto de medição, em m.
Г = constante de taxa de exposição em (R.m2)/(h.Ci).
.d
AX
2 Γ=
Exemplo
Qual será a taxa de dose a 5 m de distância de uma fonte de Ir-192 com atividade de 400 GBq? Dado: Г(Ir-192) = 0,13 mSv.m2/h. GBq.
.h/mSv08,2X
5
40013,0X
d
AX
2
2
=
=
Γ=
Exemplo
A taxa de dose de 1 mGy/h é medida a 15 cm de uma fonte radioativa de Cs-137 . Qual é a atividade da fonte? Dados: Г(Cs-137) = 0,0891 mSv. m2/h.GBq e 1 mGy/h = 1 mSv/h.
.GBq25,0A
0891,0
15,0.1A
Γ
X d A
2
2
=
=
=
Exemplo
Uma taxa de dose de 780 µGy/h é devida a uma fonte de Co-60 com 320 GBq. A que distância estaria esta fonte?Dado: Г(Co-60) = 0,351 mSv.m2/h. GBq.
.m12d
78,0
320351,0d
X
Ad
.
=
=
Γ=
Cálculo de Doses de Radiação Emitida por um Aparelho de Raios X� O cálculo de doses devido às radiações emitidas por aparelhos de raios X é
extremamente complexo devido aos vários tipos de aparelhos existentes, modelos, fabricantes e utilização.
� Entretanto, podemos estimar genericamente para qualquer aparelho uma relação matemática que estabelece o fluxo de radiação φ em função do número relação matemática que estabelece o fluxo de radiação φ em função do número de raios X monocromático emitido por segundo n, e a distância d considerada. Através de gráficos específicos, poderemos converter o fluxo de fótons em taxa de exposição , como segue:
π=ϕ
s.cm
fótons.
d4
n
2
Gráfico para converter o fluxo de fótons em taxa de exposição
Exemplo
Calcular a Taxa de Exposição a uma distância de 50 cm de um aparelho de raios X cujo ânodo emite 105 raios X por segundo, e opera com 300 kV.
50.π . 4
10
d4
n
2
2
5
=
π=ϕ
s.cm/fótons2,3 2 =ϕ
Pelo gráfico do fluxo de radiação em função da taxa de exposição teremos para 1 fóton/cm2.s, na energia de 300 keV, o equivalente a 6 x 10-7 R/h.
Portanto para um fluxo de 3,2 fótons/cm2.s , obteremos uma taxa de exposição “P”. Daí P = 6 x 10-7 . 3,2 = 19,2 x 10-7 R/h. Como 1 Sv = 100 R, então P = 19,2 nSv/h.
Proteção contra irradiação externa
Uso de blindagem:
Denomina-se blindagem a todo sistema destinado a atenuar um campo de radiação por interposição de um meio material entre a fonte de radiação e as pessoas ou objetos a proteger.
Proteção contra irradiação externa
Blindagem para Raios X e Gama
� Devido ao fato de fótons X e atravessarem o material absorvedor, sua redução é determinada pela energia da radiação, pela natureza do
feixe incidente
Io
feixe emergente
I
material absorvedor
energia da radiação, pela natureza do material absorvedor e a sua espessura.
� Pode-se então determinar a espessura de material necessário para se atenuar feixes de fótons X e, utilizando em primeira aproximação, a lei de atenuação exponencial
( ).eIeII x
ox
o
ρρµ−µ− ==
Em que µ é o coeficiente de atenuação total do material para a energia de radiação E, µ/ρ é o coeficiente de atenuação total em massa (ou “mássico”), ρ é a densidade do material e x é a espessura da blindagem.
x
Proteção contra irradiação externa
Camada Semi Redutora
� O coeficiente de atenuação total µ depende do material atenuador e da energia do feixe incidente. No caso de uma fonte que emite fótons de várias energias, deve-se utilizar diferentes valores de µ, correspondentes às diversas energias do feixe e à diversas taxas de emissão de cada radiação. emissão de cada radiação.
� Como a intensidade de um feixe de fótons não pode ser totalmente atenuada pela blindagem, utiliza-se um parâmetro experimental, denominado de camada semi redutora (HVL = HalfValue Layer), definido como sendo a espessura de material que atenua à metade a intensidade do feixe de fótons. Com isso, temos:
.eIeIIx
HVL
693,0
ox
o
−µ− ==
Exemplo
Calcule a porcentagem de radiação transmitida através de um material de 20 cm de espessura, sendo o coeficiente de atenuação igual a 0,2 cm-1.
x= µ−
%8,1018,0I
I
eI
I
eII
o
202,0
o
xo
==
=
=
−
µ−
.
Exemplo
A camada semi redutora para a radiação gama do Co-60 (E = 1,25 MeV), na água, é de 10,8 cm. Determine o percentual de intensidade da radiação que é transmitida por 1 m de espessura de água.
x693,0
−
%16,00016,0I
I
eI
I
eIeII
o
8,10
100693,0
o
xHVL
693,0
ox
o
==
=
==
−
−µ−
.
Proteção contra contaminação
A contaminação tanto externa como interna ao corpo humano pode ser evitada adotando-se procedimentos para confinar o material radioativo evitando que haja dispersão no meio ambiente.
Além disso, podemos isolar e proteger o indivíduo com a utilização de equipamentos de proteção individual (EPIs), tais como: luvas, aventais, botas, óculos, máscaras, ou
fazendo o controle de acesso às áreas contaminadas;fazendo o controle de acesso às áreas contaminadas;
Proteção contra inalação de materiais radioativos;
Proteção contra ingestão de material radioativo
Proteção contra absorção através da pele
Seja uma partícula a com energia cinética inicial de 4,8 MeV,
emitida pelo rádio-226. Quantas ionizações seriam produzidas no
ar, antes da partícula a parar?
Exemplo
ionizações000.14533
10x8,4 6
≅
Exemplo
Injeta-se intravenosamente mercúrio-197 que emite radiação γem um paciente com 74 kg. Calcule a dose absorvida pelo paciente, se a energia total absorvida por seu organismo for 7,4 x 10-2 J.7,4 x 10-2 J.
Gy1074
104,7
m
ED 3
2
−
−
=⋅
==
Exemplo
Uma pessoa ingere uma pequena quantidade de trítio, que emite radiação b com 18 keV. Sendo a dose média absorvida pelo trato gastrintestinal igual a 500 mrad, determine a dose equivalente em Sv:
mSv511010500QDH 2-3 =⋅⋅⋅=⋅= −
Exemplo
Determine a dose equivalente máxima permissível, por hora, para um trabalhador com radiação:
h/mSv01,0LMP
semana/horas40semanas50
1020ano/mSv20LMP
3
=∴
⋅
⋅==
−
Bibliografia
� ANDREUCCI, R. Proteção Radiológica: Aspectos Industriais. SãoPaulo:Abende, 2003.
� BELLINTANI, S. A; GILI, F. N. (orgs). Noções Básicas de ProteçãoRadiológica. São Paulo: Instituto de Pesquisas Energéticas eNucleares (IPEN), 2002.Nucleares (IPEN), 2002.
� KNOLL, G. F. Radiation Detection and Measurement. NewJersey: JohnWiley & Sons, 2000.
� TAUHATA, L.; SALATI, I. P. A.; PRINZIO, R. D.; PRINZIO, A. D.Radioproteção e Dosimetria: Fundamentos. Rio de Jeneiro: Ed.Instituto de Radioproteção e Dosimetria, 2005.
Obrigado pela atenção.
