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48. Radiação: Ionizante

Editor do capítulo: Robert N. Cherry, Jr.


 

Conteúdo

Introdução
Robert N. Cereja, Jr.

Biologia da Radiação e Efeitos Biológicos
Arthur C. Upton

Fontes de Radiação Ionizante
Robert N. Cereja, Jr.

Projeto do local de trabalho para segurança contra radiação
Gordon M. Lodde

Segurança de radiação
Robert N. Cereja, Jr.

Planejamento e Gerenciamento de Acidentes de Radiação
Sidney W. Porter, Jr.

Quinta-feira, Março 24 2011 18: 50

Introdução

A radiação ionizante está em toda parte. Chega do espaço exterior como raios cósmicos. Está no ar como emissões de radônio radioativo e sua progênie. Os isótopos radioativos que ocorrem naturalmente entram e permanecem em todos os seres vivos. É inevitável. De fato, todas as espécies deste planeta evoluíram na presença de radiação ionizante. Embora os humanos expostos a pequenas doses de radiação possam não mostrar imediatamente quaisquer efeitos biológicos aparentes, não há dúvida de que a radiação ionizante, quando administrada em quantidades suficientes, pode causar danos. Esses efeitos são bem conhecidos tanto em espécie quanto em grau.

Embora a radiação ionizante possa causar danos, ela também tem muitos usos benéficos. O urânio radioativo gera eletricidade em usinas nucleares em muitos países. Na medicina, os raios x produzem radiografias para diagnóstico de lesões e doenças internas. Os médicos de medicina nuclear usam material radioativo como traçadores para formar imagens detalhadas de estruturas internas e para estudar o metabolismo. Radiofármacos terapêuticos estão disponíveis para tratar distúrbios como hipertireoidismo e câncer. Os médicos de radioterapia usam raios gama, feixes de píon, feixes de elétrons, nêutrons e outros tipos de radiação para tratar o câncer. Os engenheiros usam material radioativo em operações de exploração de poços de petróleo e em medidores de densidade de umidade do solo. Os radiologistas industriais usam raios X no controle de qualidade para examinar as estruturas internas dos dispositivos fabricados. Sinais de saída em edifícios e aeronaves contêm trítio radioativo para fazê-los brilhar no escuro em caso de falha de energia. Muitos detectores de fumaça em residências e prédios comerciais contêm amerício radioativo.

Esses muitos usos de radiação ionizante e materiais radioativos melhoram a qualidade de vida e ajudam a sociedade de várias maneiras. Os benefícios de cada uso devem sempre ser comparados com os riscos. Os riscos podem ser para os trabalhadores diretamente envolvidos na aplicação da radiação ou material radioativo, para o público, para as gerações futuras e para o meio ambiente ou para qualquer combinação destes. Além das considerações políticas e econômicas, os benefícios devem sempre superar os riscos quando a radiação ionizante está envolvida.

Radiação ionizante

A radiação ionizante consiste em partículas, incluindo fótons, que causam a separação de elétrons de átomos e moléculas. No entanto, alguns tipos de radiação de energia relativamente baixa, como a luz ultravioleta, também podem causar ionização em determinadas circunstâncias. Para distinguir esses tipos de radiação da radiação que sempre causa ionização, um limite arbitrário de energia inferior para radiação ionizante geralmente é definido em torno de 10 kiloelétrons volts (keV).

A radiação diretamente ionizante consiste em partículas carregadas. Tais partículas incluem elétrons energéticos (às vezes chamados de negatrons), pósitrons, prótons, partículas alfa, mésons carregados, múons e íons pesados ​​(átomos ionizados). Esse tipo de radiação ionizante interage com a matéria principalmente por meio da força de Coulomb, repelindo ou atraindo elétrons de átomos e moléculas em virtude de suas cargas.

A radiação indiretamente ionizante consiste em partículas não carregadas. Os tipos mais comuns de radiação indiretamente ionizante são os fótons acima de 10 keV (raios x e raios gama) e todos os nêutrons.

Os fótons de raios X e raios gama interagem com a matéria e causam ionização de pelo menos três maneiras diferentes:

    1. Os fótons de baixa energia interagem principalmente por meio do efeito fotoelétrico, no qual o fóton dá toda a sua energia a um elétron, que então deixa o átomo ou a molécula. O fóton desaparece.
    2. Os fótons de energia intermediária interagem principalmente por meio do efeito Compton, no qual o fóton e um elétron colidem essencialmente como partículas. O fóton continua em uma nova direção com energia reduzida, enquanto o elétron liberado sai com o restante da energia recebida (menos a energia de ligação do elétron ao átomo ou molécula).
    3. A produção de pares só é possível para fótons com energia superior a 1.02 MeV. (No entanto, perto de 1.02 MeV, o efeito Compton ainda domina. A produção de pares domina em energias mais altas.) O fóton desaparece e um par elétron-pósitron aparece em seu lugar (isso ocorre apenas nas proximidades de um núcleo por causa da conservação do momento e considerações energéticas). A energia cinética total do par elétron-pósitron é igual à energia do fóton menos a soma das energias da massa de repouso do elétron e do pósitron (1.02 MeV). Esses elétrons e pósitrons energéticos procedem então como radiação diretamente ionizante. À medida que perde energia cinética, um pósitron acabará encontrando um elétron e as partículas se aniquilarão. Dois (geralmente) fótons de 0.511 MeV são então emitidos do local de aniquilação a 180 graus um do outro.

         

        para um determinado fóton qualquer um desses pode ocorrer, exceto que a produção de pares só é possível para fótons com energia maior que 1.022 MeV. A energia do fóton e o material com o qual ele interage determinam qual interação é mais provável de ocorrer.

        A Figura 1 mostra as regiões em que cada tipo de interação de fótons domina em função da energia do fóton e do número atômico do absorvedor.

        Figura 1. Importância relativa das três principais interações dos fótons na matéria

        ION010F1

        As interações de nêutrons mais comuns com a matéria são colisões inelásticas, captura de nêutrons (ou ativação) e fissão. Tudo isso são interações com núcleos. Um núcleo colidindo inelasticamente com um nêutron é deixado em um nível de energia mais alto. Ele pode liberar essa energia na forma de um raio gama ou emitindo uma partícula beta, ou ambos. Na captura de nêutrons, um núcleo afetado pode absorver o nêutron e ejetar energia como raios gama ou x ou partículas beta, ou ambos. As partículas secundárias então causam ionização conforme discutido acima. Na fissão, um núcleo pesado absorve o nêutron e se divide em dois núcleos mais leves, quase sempre radioativos.

        Quantidades, Unidades e Definições Relacionadas

        A Comissão Internacional de Unidades e Medidas de Radiação (ICRU) desenvolve definições formais internacionalmente aceitas de quantidades e unidades de radiação e radioatividade. A Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) também estabelece padrões para definição e uso de várias grandezas e unidades usadas na segurança contra radiação. Segue uma descrição de algumas grandezas, unidades e definições comumente usadas em segurança contra radiação.

        Dose absorvida. Esta é a grandeza dosimétrica fundamental para a radiação ionizante. Basicamente, é a energia que a radiação ionizante transmite à matéria por unidade de massa. Formalmente,

        onde D é a dose absorvida, de é a energia média transmitida à matéria de massa dm. A dose absorvida tem unidades de joules por quilograma (J kg-1). O nome especial para a unidade de dose absorvida é gray (Gy).

        Atividade. Essa quantidade representa o número de transformações nucleares de um determinado estado de energia nuclear por unidade de tempo. Formalmente,

        onde A é a atividade, dN é o valor esperado do número de transições nucleares espontâneas do estado de energia dado no intervalo de tempo dt. Está relacionado com o número de núcleos radioativos N por:

        onde l é a constante de decaimento. A atividade tem unidades de segundos inversos (s-1). O nome especial para a unidade de atividade é o becquerel (Bq).

        Constante de decaimento (eu). Essa quantidade representa a probabilidade por unidade de tempo de ocorrer uma transformação nuclear para um determinado radionuclídeo. A constante de decaimento tem unidades de segundos inversos (s-1). Está relacionado com a meia-vida t½ de um radionuclídeo por:

        A constante de decaimento l está relacionada com o tempo de vida médio, t, de um radionuclídeo por:

        A dependência temporal da atividade A(t) e do número de núcleos radioativos N(t) pode ser expressa por  respectivamente.

        Efeito biológico determinístico. Este é um efeito biológico causado pela radiação ionizante e cuja probabilidade de ocorrência é zero em pequenas doses absorvidas, mas aumentará abruptamente até a unidade (100%) acima de algum nível de dose absorvida (o limiar). A indução de catarata é um exemplo de efeito biológico estocástico.

        Dose efetiva. A dose eficaz E é a soma das doses equivalentes ponderadas em todos os tecidos e órgãos do corpo. É uma quantidade de segurança de radiação, portanto seu uso não é apropriado para grandes doses absorvidas entregues em um período de tempo relativamente curto. É dado por:

        onde w T é o fator de ponderação do tecido e HT é a dose equivalente para o tecido T. A dose efetiva tem unidades de J kg-1. O nome especial para a unidade de dose efetiva é o sievert (Sv).

        Dose equivalente. A dose equivalente HT é a dose absorvida média sobre um tecido ou órgão (ao invés de um ponto) e ponderada para a qualidade da radiação que é de interesse. É uma quantidade de segurança de radiação, portanto seu uso não é apropriado para grandes doses absorvidas entregues em um período de tempo relativamente curto. A dose equivalente é dada por:

        onde DT, R é a dose absorvida média sobre o tecido ou órgão T devido à radiação R e w R
        é o fator de ponderação da radiação. A dose equivalente tem unidades de J kg-1. O nome especial para a unidade de dose equivalente é o sievert (Sv).

        Meia-vida. Essa quantidade é a quantidade de tempo necessária para que a atividade de uma amostra de radionuclídeo seja reduzida pela metade. Equivalentemente, é a quantidade de tempo necessária para que um determinado número de núcleos em um determinado estado radioativo reduza pela metade. Possui unidades fundamentais de segundos (s), mas também é comumente expresso em horas, dias e anos. Para um determinado radionuclídeo, a meia-vida t½ está relacionado com a constante de decaimento l por:

        Transferência linear de energia. Essa quantidade é a energia que uma partícula carregada transmite à matéria por unidade de comprimento à medida que atravessa a matéria. Formalmente,

        onde L é a transferência linear de energia (também chamada potência de parada de colisão linear) e de é a energia média perdida pela partícula ao percorrer uma distância dl. A transferência linear de energia (LET) tem unidades de J m-1.

        Tempo de vida médio. Essa quantidade é o tempo médio que um estado nuclear sobreviverá antes de sofrer uma transformação para um estado de energia mais baixo, emitindo radiação ionizante. Tem unidades fundamentais de segundos (s), mas também pode ser expresso em horas, dias ou anos. Está relacionado com a constante de decaimento por:

        onde t é o tempo de vida médio e l é a constante de decaimento para um determinado nuclídeo em um determinado estado de energia.

        Fator de ponderação de radiação. Este é um número w R que, para um determinado tipo e energia de radiação R, é representativo de valores da eficácia biológica relativa dessa radiação na indução de efeitos estocásticos em baixas doses. os valores de w R estão relacionados à transferência linear de energia (LET) e são apresentados na tabela 1. A Figura 2 (no verso) mostra a relação entre w R e LET para nêutrons.

        Tabela 1. Fatores de ponderação da radiação wR

        Tipo e faixa de energia

        wR 1

        Fótons, todas as energias

        1

        Elétrons e múons, todas as energias2

        1

        Nêutrons, energia 10 keV

        5

        10 keV a 100 keV

        10

        >100 keV a 2 MeV

        20

        >2 MeV a 20 MeV

        10

        >20 MeV

        5

        Prótons, exceto prótons de recuo, energia > 2 MeV

        5

        Partículas alfa, fragmentos de fissão, núcleos pesados

        20

        1 Todos os valores referem-se à radiação incidente no corpo ou, para fontes internas, emitidas pela fonte.

        2 Excluindo elétrons Auger emitidos de núcleos ligados ao DNA.

        Eficácia biológica relativa (RBE). O RBE de um tipo de radiação comparado com outro é a razão inversa das doses absorvidas produzindo o mesmo grau de um ponto final biológico definido.

        Figura 2. Fatores de ponderação de radiação para nêutrons (a curva suave deve ser tratada como uma aproximação)

        ION010F2

        Efeito biológico estocástico. Trata-se de um efeito biológico causado pela radiação ionizante cuja probabilidade de ocorrência aumenta com o aumento da dose absorvida, provavelmente sem limiar, mas cuja gravidade independe da dose absorvida. O câncer é um exemplo de efeito biológico estocástico.

        Fator de ponderação tecidual w T. Isso representa a contribuição do tecido ou órgão T em detrimento total devido a todos os efeitos estocásticos resultantes da irradiação uniforme de todo o corpo. É usado porque a probabilidade de efeitos estocásticos devido a uma dose equivalente depende do tecido ou órgão irradiado. Uma dose equivalente uniforme em todo o corpo deve fornecer uma dose efetiva numericamente igual à soma das doses efetivas para todos os tecidos e órgãos do corpo. Portanto, a soma de todos os fatores de peso do tecido é normalizada para a unidade. A Tabela 2 fornece valores para fatores de ponderação de tecido.

        Tabela 2. Fatores de ponderação tecidual wT

        Tecido ou órgão

        wT 1

        Gônadas

        0.20

        Medula óssea (vermelha)

        0.12

        Cólon

        0.12

        Pulmão

        0.12

        Estômago

        0.12

        Bexiga

        0.05

        Peito

        0.05

        Fígado

        0.05

        Esôfago

        0.05

        Tiróide

        0.05

        Pele

        0.01

        Superfície óssea

        0.01

        Restante

        0.052, 3

        1 Os valores foram desenvolvidos a partir de uma população de referência de números iguais de ambos os sexos e uma ampla gama de idades. Na definição de dose efetiva, eles se aplicam a trabalhadores, a toda a população e a ambos os sexos.

        2 Para fins de cálculo, o restante é composto pelos seguintes tecidos e órgãos adicionais: adrenais, cérebro, intestino grosso superior, intestino delgado, rins, músculos, pâncreas, baço, timo e útero. A lista inclui órgãos que provavelmente serão irradiados seletivamente. Alguns órgãos da lista são conhecidos por serem suscetíveis à indução de câncer.

        3 Nos casos excepcionais em que um único dos tecidos ou órgãos restantes recebe uma dose equivalente em excesso à dose mais alta em qualquer um dos doze órgãos para os quais um fator de ponderação é especificado, um fator de ponderação de 0.025 deve ser aplicado a esse tecido ou órgão e um fator de ponderação de 0.025 para a dose média no restante do restante conforme definido acima.

         

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        Quinta-feira, Março 24 2011 18: 59

        Biologia da Radiação e Efeitos Biológicos

        Após sua descoberta por Roentgen em 1895, o raio X foi introduzido tão rapidamente no diagnóstico e tratamento de doenças que lesões por exposição excessiva à radiação começaram a ser encontradas quase imediatamente em trabalhadores pioneiros da radiação, que ainda não haviam se conscientizado dos perigos (Brown 1933). As primeiras dessas lesões foram predominantemente reações cutâneas nas mãos daqueles que trabalhavam com os primeiros equipamentos de radiação, mas em uma década muitos outros tipos de lesões também foram relatados, incluindo os primeiros cânceres atribuídos à radiação (Stone 1959).

        Ao longo do século, desde essas primeiras descobertas, o estudo dos efeitos biológicos da radiação ionizante recebeu um impulso contínuo dos crescentes usos da radiação na medicina, ciência e indústria, bem como das aplicações pacíficas e militares da energia atômica. Como resultado, os efeitos biológicos da radiação têm sido investigados mais profundamente do que os de praticamente qualquer outro agente ambiental. A evolução do conhecimento dos efeitos da radiação tem sido influente na definição de medidas para a proteção da saúde humana contra muitos outros perigos ambientais, bem como contra a radiação.

        Natureza e Mecanismos dos Efeitos Biológicos da Radiação

        Deposição de energia. Em contraste com outras formas de radiação, a radiação ionizante é capaz de depositar energia localizada suficiente para desalojar elétrons dos átomos com os quais interage. Assim, como a radiação colide aleatoriamente com átomos e moléculas ao passar pelas células vivas, ela dá origem a íons e radicais livres que quebram as ligações químicas e causam outras alterações moleculares que danificam as células afetadas. A distribuição espacial dos eventos ionizantes depende do fator de ponderação da radiação, w R da radiação (ver tabela 1 e figura 1).

        Tabela 1. Fatores de ponderação da radiação wR

        Tipo e faixa de energia

        wR 1

        Fótons, todas as energias

        1

        Elétrons e múons, todas as energias2

        1

        Nêutrons, energia <10 keV

        5

        10 keV a 100 keV

        10

        >100 keV a 2 MeV

        20

        >2 MeV a 20 MeV

        10

        >20 MeV

        5

        Prótons, exceto prótons de recuo, energia > 2 MeV

        5

        Partículas alfa, fragmentos de fissão, núcleos pesados

        20

        1 Todos os valores referem-se à radiação incidente no corpo ou, para fontes internas, emitidas pela fonte.

        2 Excluindo elétrons Auger emitidos de núcleos ligados ao DNA.

        Figura 1. Diferenças entre vários tipos de radiação ionizante no poder de penetração no tecido

        ION020F1

        Efeitos no DNA. Qualquer molécula na célula pode ser alterada pela radiação, mas o DNA é o alvo biológico mais crítico devido à redundância limitada da informação genética que ele contém. Uma dose absorvida de radiação grande o suficiente para matar a célula em divisão média - 2 gray (Gy) - é suficiente para causar centenas de lesões em suas moléculas de DNA (Ward 1988). A maioria dessas lesões é reparável, mas aquelas produzidas por uma radiação densamente ionizante (por exemplo, um próton ou uma partícula alfa) são geralmente menos reparáveis ​​do que aquelas produzidas por uma radiação esparsamente ionizante (por exemplo, um raio X ou um raio gama) ( Goodhead 1988). As radiações densamente ionizantes (alto LET), portanto, normalmente têm uma eficácia biológica relativa (RBE) mais alta do que as radiações esparsamente ionizantes (baixo LET) para a maioria das formas de lesão (ICRP 1991).

        Efeitos nos genes. Danos ao DNA que permanecem não reparados ou são reparados incorretamente podem ser expressos na forma de mutações, cuja frequência parece aumentar como uma função linear e não limiar da dose, aproximadamente 10-5 para 10-6 por locus por Gy (NAS 1990). O fato de que a taxa de mutação parece ser proporcional à dose é interpretado como significando que a travessia do DNA por uma única partícula ionizante pode, em princípio, ser suficiente para causar uma mutação (NAS 1990). Nas vítimas do acidente de Chernobyl, a relação dose-resposta para as mutações da glicoforina nas células da medula óssea assemelha-se muito à observada nos sobreviventes da bomba atômica (Jensen, Langlois e Bigbee 1995).

        Efeitos nos cromossomos. Os danos causados ​​pela radiação ao aparato genético também podem causar alterações no número e na estrutura dos cromossomos, cuja frequência aumenta com a dose em trabalhadores que trabalham com radiação, sobreviventes de bombas atômicas e outros expostos à radiação ionizante. A relação dose-resposta para aberrações cromossômicas em linfócitos do sangue humano (figura 2) foi suficientemente bem caracterizada para que a frequência de aberrações nessas células possa servir como um dosímetro biológico útil (IAEA 1986).

        Figura 2. Frequência de aberrações cromossômicas dicêntricas em linfócitos humanos em relação à dose, taxa de dose e qualidade da irradiação in vitro

        ION020F2

         

        Efeitos na sobrevivência celular. Entre as primeiras reações à irradiação está a inibição da divisão celular, que aparece imediatamente após a exposição, variando tanto em grau quanto em duração com a dose (figura 3). Embora a inibição da mitose seja caracteristicamente transitória, os danos causados ​​pela radiação aos genes e cromossomos podem ser letais para as células em divisão, que são altamente radiossensíveis como classe (ICRP 1984). Medida em termos de capacidade proliferativa, a sobrevivência das células em divisão tende a diminuir exponencialmente com o aumento da dose, 1 a 2 Gy geralmente é suficiente para reduzir a população sobrevivente em cerca de 50% (figura 4).

        Figura 3. Inibição mitótica induzida por raios x em células epiteliais da córnea de rato

        ION020F3

         

        Figura 4. Curvas de dose-sobrevivência típicas para células de mamíferos expostas a raios x e nêutrons rápidos

         

        ION020F4

        Efeitos nos tecidos. Células maduras que não se dividem são relativamente radiorresistentes, mas as células em divisão em um tecido são radiossensíveis e podem ser mortas em número suficiente por irradiação intensa para fazer com que o tecido se torne atrófico (figura 5). A rapidez dessa atrofia depende da dinâmica da população celular no tecido afetado; ou seja, em órgãos caracterizados por lenta renovação celular, como fígado e endotélio vascular, o processo é tipicamente muito mais lento do que em órgãos caracterizados por rápida renovação celular, como medula óssea, epiderme e mucosa intestinal (ICRP 1984). É digno de nota, além disso, que se o volume de tecido irradiado for suficientemente pequeno, ou se a dose for acumulada gradualmente, a gravidade da lesão pode ser bastante reduzida pela proliferação compensatória das células sobreviventes.

        Figura 5. Sequência característica de eventos na patogênese dos efeitos não estocásticos da radiação ionizante

         ION020F5

        Manifestações clínicas de lesão

        Tipos de efeitos. Os efeitos da radiação abrangem uma ampla variedade de reações, variando acentuadamente em suas relações dose-resposta, manifestações clínicas, tempo e prognóstico (Mettler e Upton 1995). Os efeitos são frequentemente subdivididos, por conveniência, em duas grandes categorias: (1) hereditário efeitos, que se expressam nos descendentes dos indivíduos expostos, e (2) somático efeitos, que se expressam nos próprios indivíduos expostos. Estes últimos incluem efeitos agudos, que ocorrem relativamente logo após a irradiação, bem como efeitos tardios (ou crônicos), como o câncer, que pode aparecer meses, anos ou décadas depois.

        Efeitos agudos. Os efeitos agudos da radiação resultam predominantemente da depleção de células progenitoras nos tecidos afetados (figura 5) e podem ser provocados apenas por doses grandes o suficiente para matar muitas dessas células (por exemplo, tabela 2). Por esta razão, tais efeitos são vistos como não estocásticoou determinista, na natureza (ICRP 1984 e 1991), em contraste com os efeitos mutagênicos e carcinogênicos da radiação, que são vistos como estocástico fenômenos resultantes de alterações moleculares aleatórias em células individuais que aumentam como funções lineares sem limiar da dose (NAS 1990; ICRP 1991).

        Tabela 2. Doses limite aproximadas de radiação X terapêutica convencionalmente fracionada para efeitos não estocásticos clinicamente prejudiciais em vários tecidos

        Órgão

        Lesão aos 5 anos

        Limite
        dose (Gy)*

        Irradiação
        campo (área)

        Pele

        Úlcera, fibrose grave

        55

        100 cm2

        Mucosa oral

        Úlcera, fibrose grave

        60

        50 cm2

        Esôfago

        Úlcera, estenose

        60

        75 cm2

        Estômago

        Úlcera, perfuração

        45

        100 cm2

        Intestino delgado

        Úlcera, estenose

        45

        100 cm2

        Cólon

        Úlcera, estenose

        45

        100 cm2

        Reto

        Úlcera, estenose

        55

        100 cm2

        Glândulas salivares

        Xerostomia

        50

        50 cm2

        Fígado

        Insuficiência hepática, ascite

        35

        inteiro

        Rim

        Nefrosclerose

        23

        inteiro

        Bexiga urinária

        Úlcera, contratura

        60

        inteiro

        testes

        Esterilidade permanente

        5-15

        inteiro

        ovário

        Esterilidade permanente

        2-3

        inteiro

        Útero

        Necrose, perfuração

        > 100

        inteiro

        Vagina

        úlcera, fístula

        90

        5 cm2

        peito, criança

        Hipoplasia

        10

        5 cm2

        peito, adulto

        Atrofia, necrose

        > 50

        inteiro

        Pulmão

        Pneumonite, fibrose

        40

        lóbulo

        Capilares

        Telangiectasia, fibrose

        50-60

        s

        Coração

        Pericardite, pancardite

        40

        inteiro

        osso, criança

        crescimento preso

        20

        10 cm2

        osso, adulto

        Necrose, fratura

        60

        10 cm2

        Cartilagem, criança

        crescimento preso

        10

        inteiro

        Cartilagem, adulto

        Necrose

        60

        inteiro

        Sistema nervoso central (cérebro)

        Necrose

        50

        inteiro

        Medula espinhal

        Necrose, transecção

        50

        5 cm2

        Olho

        Panoftalmite, hemorragia

        55

        inteiro

        córnea

        Ceratite

        50

        inteiro

        Lente

        Catarata

        5

        inteiro

        Orelha (interna)

        Surdez

        > 60

        inteiro

        Tiróide

        Hipotireoidismo

        45

        inteiro

        Ad-renal

        Hipoadrenalismo

        > 60

        inteiro

        Pituitário

        hipopituitarismo

        45

        inteiro

        músculo, criança

        Hipoplasia

        20-30

        inteiro

        Músculo, adulto

        Atrofia

        > 100

        inteiro

        Medula óssea

        Hipoplasia

        2

        inteiro

        Medula óssea

        Hipoplasia, fibrose

        20

        localizado

        Gânglios linfáticos

        Atrofia

        33-45

        s

        Linfáticos

        Esclerose

        50

        s

        Feto

        Morte

        2

        inteiro

        * Dose causando efeito em 1-5 por cento das pessoas expostas.

        Fonte: Rubin e Casarett 1972.

        Lesões agudas dos tipos que eram predominantes em trabalhadores pioneiros de radiação e pacientes de radioterapia precoce foram amplamente eliminadas por melhorias nas precauções de segurança e métodos de tratamento. No entanto, a maioria dos pacientes tratados com radiação hoje ainda apresenta alguma lesão do tecido normal que é irradiado. Além disso, acidentes graves de radiação continuam a ocorrer. Por exemplo, cerca de 285 acidentes com reatores nucleares (excluindo o acidente de Chernobyl) foram relatados em vários países entre 1945 e 1987, irradiando mais de 1,350 pessoas, 33 delas fatalmente (Lushbaugh, Fry e Ricks 1987). O acidente de Chernobyl sozinho liberou material radioativo suficiente para exigir a evacuação de dezenas de milhares de pessoas e animais de fazenda da área circundante, e causou doença por radiação e queimaduras em mais de 200 equipes de emergência e bombeiros, ferindo 31 fatalmente (UNSCEAR 1988 ). Os efeitos de longo prazo do material radioativo liberado na saúde não podem ser previstos com certeza, mas as estimativas dos riscos resultantes de efeitos carcinogênicos, com base em modelos de incidência de dose sem limite (discutidos abaixo), indicam que até 30,000 mortes adicionais por câncer podem ocorrer em a população do hemisfério norte durante os próximos 70 anos como resultado do acidente, embora os cânceres adicionais em qualquer país provavelmente sejam muito poucos para serem detectados epidemiologicamente (USDOE 1987).

        Menos catastróficos, mas muito mais numerosos do que os acidentes com reatores, foram os acidentes envolvendo fontes médicas e industriais de raios gama, que também causaram ferimentos e perda de vidas. Por exemplo, o descarte indevido de uma fonte de radioterapia de césio-137 em Goiânia, Brasil, em 1987, resultou na irradiação de dezenas de vítimas inocentes, quatro delas fatalmente (UNSCEAR 1993).

        Uma discussão abrangente sobre lesões por radiação está além do escopo desta revisão, mas as reações agudas dos tecidos mais radiossensíveis são de interesse generalizado e, portanto, são descritas brevemente nas seções a seguir.

        Pele. As células da camada germinativa da epiderme são altamente radiossensíveis. Como resultado, a exposição rápida da pele a uma dose de 6 Sv ou mais causa eritema (vermelhidão) na área exposta, que aparece em um dia ou mais, geralmente dura algumas horas e é seguido duas a quatro semanas depois por uma ou mais ondas de eritema mais profundo e prolongado, bem como por depilação (queda de cabelo). Se a dose exceder 10 a 20 Sv, bolhas, necrose e ulceração podem ocorrer dentro de duas a quatro semanas, seguidas por fibrose da derme subjacente e vasculatura, o que pode levar à atrofia e uma segunda onda de ulceração meses ou anos depois (ICRP 1984 ).

        Medula óssea e tecido linfóide. Os linfócitos também são altamente radiossensíveis; uma dose de 2 a 3 Sv administrada rapidamente em todo o corpo pode matar um número suficiente deles para deprimir a contagem de linfócitos periféricos e prejudicar a resposta imune em horas (UNSCEAR 1988). As células hematopoiéticas na medula óssea são igualmente radiossensíveis e são suficientemente depletadas por uma dose comparável para causar granulocitopenia e trombocitopenia dentro de três a cinco semanas. Tais reduções nas contagens de granulócitos e plaquetas podem ser graves o suficiente após uma dose maior para resultar em hemorragia ou infecção fatal (tabela 3).

        Tabela 3. Principais formas e características da síndrome de radiação aguda

        tempo depois
        irradiação

        forma cerebral
        (>50 Gy)

        Gastro-
        forma intestinal
        (10-20 Gy)

        Forma hemopoiética
        (2-10 Gy)

        Forma pulmonar
        (>6 Gy para os pulmões)

        Primeiro dia

        náusea
        vómitos
        diarréia
        dor de cabeça
        desorientaçao
        ataxia
        coma
        convulsões
        Death

        náusea
        vómitos
        diarréia

        náusea
        vómitos
        diarréia

        náusea
        vómitos

        Segunda semana

         

        náusea
        vómitos
        diarréia
        febre
        eritema
        prostração
        Death

           

        Terceiro a sexto
        semanas

           

        fraqueza
        fadiga
        anorexia
        febre
        hemorragia
        depilação
        recuperação (?)
        morte (?)

         

        Segundo a oitavo
        mês

             

        tossir
        dispneia
        febre
        dor no peito
        respiratório
        falha (?)

        Fonte: UNSCEAR 1988.

        Intestino. As células-tronco no epitélio que reveste o intestino delgado também são extremamente radiossensíveis, exposição aguda a 10 Sv esgotando seu número o suficiente para fazer com que as vilosidades intestinais sobrejacentes se tornem desnudas em poucos dias (ICRP 1984; UNSCEAR 1988). A desnudação de uma grande área da mucosa pode resultar em uma síndrome tipo disenteria fulminante e rapidamente fatal (tabela 3).

        Gônadas. Os espermatozóides maduros podem sobreviver a grandes doses (100 Sv), mas as espermatogônias são tão radiossensíveis que apenas 0.15 Sv entregues rapidamente a ambos os testículos são suficientes para causar oligospermia, e uma dose de 2 a 4 Sv pode causar esterilidade permanente. Os oócitos, da mesma forma, são radiossensíveis, uma dose de 1.5 a 2.0 Sv entregue rapidamente a ambos os ovários causando esterilidade temporária, e uma dose maior, esterilidade permanente, dependendo da idade da mulher no momento da exposição (ICRP 1984).

        Trato Respiratório. O pulmão não é altamente radiossensível, mas a exposição rápida a uma dose de 6 a 10 Sv pode causar o desenvolvimento de pneumonia aguda na área exposta dentro de um a três meses. Se um grande volume de tecido pulmonar for afetado, o processo pode resultar em insuficiência respiratória em semanas ou pode levar a fibrose pulmonar e cor pulmonale meses ou anos depois (ICRP 1984; UNSCEAR 1988).

        Lente do olho. As células do epitélio anterior do cristalino, que continuam a se dividir ao longo da vida, são relativamente radiossensíveis. Como resultado, a exposição rápida do cristalino a uma dose superior a 1 Sv pode levar, dentro de meses, à formação de uma opacidade polar posterior microscópica; e 2 a 3 Sv recebidos em uma única exposição breve - ou 5.5 a 14 Sv acumulados durante um período de meses - podem produzir uma catarata que prejudica a visão (ICRP 1984).

        Outros tecidos. Em comparação com os tecidos mencionados acima, outros tecidos do corpo são geralmente apreciavelmente menos radiossensíveis (por exemplo, tabela 2); no entanto, o embrião constitui uma exceção notável, conforme discutido abaixo. Digno de nota também é o fato de que a radiossensibilidade de cada tecido é aumentada quando está em um estado de crescimento rápido (ICRP 1984).

        Lesão por radiação de corpo inteiro. A exposição rápida de uma grande parte do corpo a uma dose superior a 1 Gy pode causar a síndrome de radiação aguda. Esta síndrome inclui: (1) um estágio prodrômico inicial, caracterizado por mal-estar, anorexia, náuseas e vômitos, (2) um período latente subsequente, (3) uma segunda (principal) fase da doença e (4) finalmente, recuperação ou morte (tabela 3). A fase principal da doença geralmente assume uma das seguintes formas, dependendo do local predominante da lesão por radiação: (1) hematológica, (2) gastrointestinal, (3) cerebral ou (4) pulmonar (tabela 3).

        Lesão por radiação localizada. Ao contrário das manifestações clínicas de lesões agudas por radiação em todo o corpo, que normalmente são dramáticas e imediatas, a reação à irradiação agudamente localizada, seja de uma fonte de radiação externa ou de um radionuclídeo depositado internamente, tende a evoluir lentamente e produzir poucos sintomas ou sinais. a menos que o volume de tecido irradiado e/ou a dose sejam relativamente grandes (por exemplo, tabela 3).

        Efeitos de radionuclídeos. Alguns radionuclídeos - por exemplo, trítio (3H), carbono-14 (14C) e césio-137 (137Cs) - tendem a se distribuir sistemicamente e a irradiar o corpo como um todo, enquanto outros radionuclídeos são caracteristicamente captados e concentrados em órgãos específicos, produzindo lesões correspondentemente localizadas. Rádio (Ra) e estrôncio-90
        (90Sr), por exemplo, são depositados predominantemente no osso e, portanto, danificam principalmente os tecidos esqueléticos, enquanto o iodo radioativo se concentra na glândula tireóide, o local primário de qualquer lesão resultante (Stannard 1988; Mettler e Upton 1995).

        Efeitos cancerígenos

        Características gerais. A carcinogenicidade da radiação ionizante, manifestada pela primeira vez no início deste século pela ocorrência de cânceres de pele e leucemias em trabalhadores pioneiros da radiação (Upton 1986), foi documentada extensivamente por excessos dependentes da dose de muitos tipos de neoplasias em pintores de dial de rádio, mineiros subterrâneos de hardrock, sobreviventes de bombas atômicas, pacientes de radioterapia e animais de laboratório experimentalmente irradiados (Upton 1986; NAS 1990).

        Os crescimentos benignos e malignos induzidos pela irradiação caracteristicamente levam anos ou décadas para aparecer e não exibem características conhecidas pelas quais possam ser distinguidos daqueles produzidos por outras causas. Além disso, com poucas exceções, sua indução foi detectável apenas após equivalentes de dose relativamente grandes (0.5 Sv) e variou com o tipo de neoplasia, bem como com a idade e o sexo das pessoas expostas (NAS 1990).

        Mecanismos. Os mecanismos moleculares da carcinogênese da radiação ainda precisam ser elucidados em detalhes, mas em animais de laboratório e células cultivadas os efeitos carcinogênicos da radiação foram observados como iniciando efeitos, promovendo efeitos e efeitos na progressão da neoplasia, dependendo das condições experimentais em questão (NAS 1990). Os efeitos também parecem envolver a ativação de oncogenes e/ou a inativação ou perda de genes supressores de tumor em muitos casos, se não em todos. Além disso, os efeitos carcinogênicos da radiação se assemelham aos dos carcinógenos químicos, sendo modificáveis ​​por hormônios, variáveis ​​nutricionais e outros fatores modificadores (NAS 1990). Vale ressaltar, além disso, que os efeitos da radiação podem ser aditivos, sinérgicos ou mutuamente antagônicos aos dos carcinógenos químicos, dependendo dos produtos químicos específicos e das condições de exposição em questão (UNSCEAR 1982 e 1986).

        Relação dose-efeito. Os dados existentes não são suficientes para descrever a relação dose-incidência de forma inequívoca para qualquer tipo de neoplasia ou para definir quanto tempo após a irradiação o risco de crescimento pode permanecer elevado em uma população exposta. Quaisquer riscos atribuíveis à irradiação de baixo nível podem, portanto, ser estimados apenas por extrapolação, com base em modelos que incorporam suposições sobre tais parâmetros (NAS 1990). Dos vários modelos dose-efeito que foram usados ​​para estimar os riscos de irradiação de baixo nível, aquele que foi julgado como o que melhor se ajusta aos dados disponíveis é o seguinte:

        onde R0 denota o risco de fundo específico da idade de morte de um tipo específico de câncer, D a dose de radiação, f(D) uma função de dose que é linear-quadrática para leucemia e linear para alguns outros tipos de câncer, e g(b) é uma função de risco dependente de outros parâmetros, como sexo, idade na exposição e tempo após a exposição (NAS 1990).

        Modelos sem limite desse tipo foram aplicados a dados epidemiológicos dos sobreviventes da bomba atômica japonesa e outras populações irradiadas para derivar estimativas dos riscos ao longo da vida de diferentes formas de câncer induzido por radiação (por exemplo, tabela 4). Tais estimativas devem ser interpretadas com cautela, no entanto, na tentativa de prever os riscos de câncer atribuíveis a pequenas doses ou doses que são acumuladas ao longo de semanas, meses ou anos, uma vez que experimentos com animais de laboratório mostraram a potência carcinogênica de raios x e raios gama ser reduzida em uma ordem de grandeza quando a exposição é muito prolongada. De fato, como foi enfatizado em outro lugar (NAS 1990), os dados disponíveis não excluem a possibilidade de que possa haver um limite na faixa equivalente de dose de milisievert (mSv), abaixo do qual a radiação pode não ter carcinogenicidade.

        Tabela 4. Riscos estimados de câncer ao longo da vida atribuíveis à irradiação rápida de 0.1 Sv

        Tipo ou localização do câncer

        Excesso de mortes por câncer por 100,000

         

        (Não.)

        (%)*

        Estômago

        110

        18

        Pulmão

        85

        3

        Cólon

        85

        5

        Leucemia (excluindo LLC)

        50

        10

        Bexiga urinária

        30

        5

        Esôfago

        30

        10

        Peito

        20

        1

        Fígado

        15

        8

        Gônadas

        10

        2

        Tiróide

        8

        8

        Osteossarcoma

        5

        5

        Pele

        2

        2

        Restante

        50

        1

        Total

        500

        2

        * Aumento percentual na expectativa de “background” para uma população não irradiada.

        Fonte: ICRP 1991.

        Vale ressaltar também que as estimativas tabuladas são baseadas em médias populacionais e não necessariamente aplicáveis ​​a um determinado indivíduo; isto é, a suscetibilidade a certos tipos de câncer (por exemplo, câncer de tireoide e mama) é substancialmente maior em crianças do que em adultos, e a suscetibilidade a certos tipos de câncer também aumenta em associação com alguns distúrbios hereditários, como retinoblastoma e nevóide síndrome do carcinoma basocelular (UNSCEAR 1988, 1994; NAS 1990). Apesar de tais diferenças na suscetibilidade, estimativas baseadas na população foram propostas para uso em casos de compensação como base para avaliar a probabilidade de que um câncer surgido em uma pessoa previamente irradiada possa ter sido causado pela exposição em questão (NIH 1985).

        Avaliação de risco de baixa dose. Estudos epidemiológicos para verificar se os riscos de câncer decorrentes da exposição de baixo nível à radiação realmente variam com a dose da maneira prevista pelas estimativas acima foram inconclusivos até o momento. As populações que residem em áreas com níveis elevados de radiação natural de fundo não manifestam aumentos definitivamente atribuíveis nas taxas de câncer (NAS 1990; UNSCEAR 1994); inversamente, alguns estudos chegaram a sugerir uma relação inversa entre os níveis de radiação de fundo e as taxas de câncer, o que foi interpretado por alguns observadores como evidência da existência de efeitos benéficos (ou horméticos) da irradiação de baixo nível, de acordo com as respostas adaptativas de certos sistemas celulares (UNSCEAR 1994). A relação inversa é de significância questionável, entretanto, uma vez que não persistiu após o controle dos efeitos das variáveis ​​de confusão (NAS 1990). Da mesma forma, nos trabalhadores de radiação de hoje - exceto para certas coortes de mineradores subterrâneos (NAS 1994; Lubin, Boice e Edling 1994) - as taxas de outros cânceres além da leucemia não são mais detectavelmente aumentadas (UNSCEAR 1994), graças aos avanços na proteção contra radiação; além disso, as taxas de leucemia em tais trabalhadores são consistentes com as estimativas tabuladas acima (IARC 1994). Em resumo, portanto, os dados disponíveis no momento são consistentes com as estimativas tabuladas acima (tabela 4), que implicam que menos de 3% dos cânceres na população em geral são atribuíveis à radiação natural de fundo (NAS 1990; IARC 1994), embora até 10% dos cânceres de pulmão podem ser atribuídos ao radônio interno (NAS 1990; Lubin, Boice e Edling 1994).

        Observou-se que altos níveis de precipitação radioativa de um teste de armas termonucleares em Bikini em 1954 causaram um aumento dependente da dose na frequência de câncer de tireoide em habitantes das Ilhas Marshall que receberam grandes doses na glândula tireoide na infância (Robbins e Adams 1989). Da mesma forma, foi relatado que crianças que vivem em áreas da Bielo-Rússia e da Ucrânia contaminadas por radionuclídeos liberados do acidente de Chernobyl apresentam uma incidência aumentada de câncer de tireoide (Prisyazhuik, Pjatak e Buzanov 1991; Kasakov, Demidchik e Astakhova 1992), mas os resultados são em desacordo com os do Projeto Internacional de Chernobyl, que não encontrou excesso de nódulos tireoidianos benignos ou malignos em crianças que vivem nas áreas mais fortemente contaminadas ao redor de Chernobyl (Mettler, Williamson e Royal 1992). A base para a discrepância e se os excessos relatados podem ter resultado apenas de vigilância intensificada, ainda precisam ser determinados. A este respeito, é digno de nota que as crianças do sudoeste de Utah e Nevada que foram expostas à precipitação de testes de armas nucleares em Nevada durante a década de 1950 mostraram aumento na frequência de qualquer tipo de câncer de tireóide (Kerber et al. 1993), e a prevalência de leucemia aguda parece ter sido elevada nessas crianças que morreram entre 1952 e 1957, o período de maior exposição à precipitação (Stevens et al. 1990).

        Também foi sugerida a possibilidade de que o excesso de leucemia entre crianças residentes nas proximidades de usinas nucleares no Reino Unido possa ter sido causado pela radioatividade liberada pelas usinas. Estima-se, no entanto, que as liberações tenham aumentado a dose total de radiação para essas crianças em menos de 2%, do que se infere que outras explicações são mais prováveis ​​(Doll, Evans e Darby 1994). Uma etiologia ineficaz para os grupos observados de leucemia é sugerida pela existência de excessos comparáveis ​​de leucemia infantil em locais no Reino Unido que carecem de instalações nucleares, mas de outra forma se assemelham a locais nucleares por terem experimentado grandes influxos de população de forma semelhante em tempos recentes (Kinlen 1988; Doll , Evans e Darby 1994). Outra hipótese - a saber, que as leucemias em questão podem ter sido causadas por irradiação ocupacional dos pais das crianças afetadas - também foi sugerida pelos resultados de um estudo de caso-controle (Gardner et al. 1990), mas essa hipótese é geralmente descontados por razões que são discutidas na seção a seguir.

        Efeitos hereditários

        Os efeitos hereditários da irradiação, embora bem documentados em outros organismos, ainda não foram observados em humanos. Por exemplo, um estudo intensivo de mais de 76,000 filhos dos sobreviventes japoneses da bomba atômica, realizado ao longo de quatro décadas, não revelou quaisquer efeitos hereditários da radiação nessa população, conforme medido por resultados adversos da gravidez, mortes neonatais, doenças malignas, rearranjos cromossômicos, aneuploidia do cromossomo sexual, alterações dos fenótipos das proteínas séricas ou eritrocitárias, alterações na razão sexual ou distúrbios no crescimento e desenvolvimento (Neel, Schull e Awa 1990). Consequentemente, as estimativas dos riscos de efeitos hereditários da radiação devem depender fortemente da extrapolação de achados em camundongos de laboratório e outros animais experimentais (NAS 1990; UNSCEAR 1993).

        A partir dos dados experimentais e epidemiológicos disponíveis, infere-se que a dose necessária para dobrar a taxa de mutações hereditárias em células germinativas humanas deve ser de pelo menos 1.0 Sv (NAS 1990; UNSCEAR 1993). Com base nisso, estima-se que menos de 1% de todas as doenças geneticamente determinadas na população humana podem ser atribuídas à irradiação natural de fundo (tabela 5).

        Tabela 5. Frequências estimadas de distúrbios hereditários atribuíveis à irradiação ionizante de fundo natural

        Tipo de transtorno

        Prevalência natural
        (por milhão de nascidos vivos)

        Contribuição de fundo natural
        radiação
        1 (por milhão de nascidos vivos)2

           

        Primeira geração

        Equilíbrio
        Gerações
        3

        Autossômico
        dominante

        180,000

        20-100

        300

        ligado ao X

        400

        <1

        <15

        Recessiva

        2,500

        <1

        aumento muito lento

        Cromossômico

        4,400

        <20

        aumento muito lento

        Congênito
        defeitos

        20,000-30,000

        30

        30-300

        Outros distúrbios de etiologia complexa:

        Doença cardíaca

        600,000

        não estimado4

        não estimado4

        Câncer

        300,000

        não estimado4

        não estimado4

        Outros selecionados

        300,000

        não estimado4

        não estimado4

        1 Equivalente a » 1 mSv por ano, ou » 30 mSv por geração (30 anos).

        2 Valores arredondados.

        3 Depois de centenas de gerações, a adição de mutações desfavoráveis ​​induzidas por radiação eventualmente se torna equilibrada por sua perda da população, resultando em um "equilíbrio" genético.

        4 Faltam estimativas quantitativas de risco devido à incerteza sobre o componente mutacional da(s) doença(s) indicada(s).

        Fonte: Conselho Nacional de Pesquisa 1990.

        A hipótese de que o excesso de leucemia e linfoma não-Hodgkin em jovens residentes na vila de Seascale resultou de efeitos oncogênicos hereditários causados ​​pela irradiação ocupacional dos pais das crianças na instalação nuclear de Sellafield foi sugerida pelos resultados de um estudo de caso estudo de controle (Gardner et al. 1990), conforme observado acima. Os argumentos contra esta hipótese, no entanto, são:

        1. a falta de qualquer excesso comparável em números maiores de crianças nascidas fora de Seascale de pais que receberam doses ocupacionais semelhantes, ou até maiores, na mesma usina nuclear (Wakeford et al. 1994a)
        2. a falta de excessos semelhantes em crianças francesas (Hill e LaPlanche 1990), canadenses (McLaughlin et al. 1993) ou escocesas (Kinlen, Clarke e Balkwill 1993) nascidas de pais com exposições ocupacionais comparáveis
        3. a falta de excessos nos filhos de sobreviventes da bomba atômica (Yoshimoto et al. 1990)
        4. a falta de excessos em condados dos EUA contendo usinas nucleares (Jablon, Hrubec e Boice 1991)
        5. o fato de que a frequência de mutações induzidas por radiação implícitas na interpretação é muito maior do que as taxas estabelecidas (Wakeford et al. 1994b).

         

        Em suma, portanto, os dados disponíveis falham em apoiar a hipótese de irradiação gonadal paterna (Doll, Evans e Darby 1994; Little, Charles e Wakeford 1995).

        Efeitos da irradiação pré-natal

        A radiossensibilidade é relativamente alta durante a vida pré-natal, mas os efeitos de uma determinada dose variam acentuadamente, dependendo do estágio de desenvolvimento do embrião ou feto no momento da exposição (UNSCEAR 1986). Durante o período de pré-implantação, o embrião é mais suscetível à morte por irradiação, enquanto durante os estágios críticos da organogênese é suscetível à indução de malformações e outros distúrbios do desenvolvimento (tabela 6). Os últimos efeitos são dramaticamente exemplificados pelo aumento dependente da dose na frequência de retardo mental grave (figura 6) e pela diminuição dependente da dose nas pontuações dos testes de QI em sobreviventes da bomba atômica que foram expostos entre a oitava e a décima quinta semanas (e, em menor grau, entre a décima sexta e a vigésima quinta semanas) (UNSCEAR 1986 e 1993).

        Tabela 6. Principais anormalidades do desenvolvimento produzidas pela irradiação pré-natal

        Cérebro

        Anencefalia

        porencefalia

        Microcefalia*

        Encefalocele

        mongolismo*

        Medula reduzida

        atrofia cerebral

        Retardo mental*

        Neuroblastoma

        aqueduto estreito

        Hidrocefalia*

        Dilatação dos ventrículos*

        Anomalias da medula espinhal*

        Anomalias dos nervos cranianos

         

        Olhos

        Anoftalmia

        Microftalmia*

        Microcórnia*

        Coloboma*

        íris deformada

        ausência de lente

        Ausência de retina

        Pálpebras abertas

        Estrabismo*

        Nistagmo*

        Retinoblastoma

        Hipermetropia

        Glaucoma

        Catarata*

        Cegueira

        Coriorretinite*

        albinismo parcial

        Anquiloblefaro

        Esqueleto

        Atrofia geral

        Tamanho reduzido do crânio

        Deformidades do crânio*

        Defeitos de ossificação da cabeça*

        Crânio abobadado

        cabeça estreita

        Bolhas cranianas

        Fenda palatina*

        Peito de funil

        Luxação do quadril

        Spina bifida

        cauda deformada

        pés deformados

        Pé torto*

        Anomalias digitais*

        calcâneo valgo

        Odontogênese imperfeita*

        exostose tibial

        Amelanogênese*

        Necrose escleratomal

         

        Gerais

        situs inversus

        Hidronefrose

        hidroureter

        Hidrocele

        Ausência de rim

        Anomalias gonadais*

        doença cardíaca congénita

        Deformidades faciais

        Distúrbios da hipófise

        Deformidades das orelhas

        Distúrbios motores

        Necrose dermatomal

        necrose miotomal

        Anormalidades na pigmentação da pele

         

        * Essas anormalidades foram observadas em humanos expostos antes do nascimento a grandes doses de radiação e, portanto, foram atribuídas provisoriamente à irradiação.

        Fonte: Brill e Forgotson 1964.

        A suscetibilidade aos efeitos cancerígenos da radiação também parece ser relativamente alta durante o período pré-natal, a julgar pela associação entre câncer infantil (incluindo leucemia) e exposição pré-natal a raios X diagnósticos relatados em estudos de caso-controle (NAS 1990). Os resultados desses estudos indicam que a irradiação pré-natal pode causar um aumento de 4,000% por Sv no risco de leucemia e outros cânceres infantis (UNSCEAR 1986; NAS 1990), um aumento muito maior do que o atribuível à irradiação pós-natal (UNSCEAR 1988; NAS 1990). Embora, paradoxalmente, nenhum excesso de câncer infantil tenha sido registrado em sobreviventes de bomba atômica irradiados no período pré-natal (Yoshimoto et al. 1990), como observado acima, havia muito poucos desses sobreviventes para excluir um excesso da magnitude em questão.

        Figura 6. A frequência de retardo mental grave em relação à dose de radiação em sobreviventes de bombas atômicas irradiadas no período pré-natal    

        ION020F6

        Síntese e Conclusões

        Os efeitos adversos da radiação ionizante na saúde humana são amplamente diversos, variando de lesões rapidamente fatais a cânceres, defeitos congênitos e distúrbios hereditários que aparecem meses, anos ou décadas depois. A natureza, frequência e gravidade dos efeitos dependem da qualidade da radiação em questão, bem como da dose e das condições de exposição. A maioria desses efeitos requer níveis relativamente altos de exposição e, portanto, são encontrados apenas em vítimas de acidentes, pacientes de radioterapia ou outras pessoas fortemente irradiadas. Os efeitos genotóxicos e carcinogênicos da radiação ionizante, ao contrário, são presumidos para aumentar em frequência como funções lineares não limítrofes da dose; portanto, embora a existência de limites para esses efeitos não possa ser excluída, supõe-se que sua frequência aumente com qualquer nível de exposição. Para a maioria dos efeitos da radiação, a sensibilidade das células expostas varia com sua taxa de proliferação e inversamente com seu grau de diferenciação, sendo o embrião e a criança em crescimento especialmente vulneráveis ​​a lesões.

         

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        Quinta-feira, Março 24 2011 19: 16

        Fontes de Radiação Ionizante

        Tipos de Radiação Ionizante

        Partículas alfa

        Uma partícula alfa é uma coleção fortemente ligada de dois prótons e dois nêutrons. É idêntico a um hélio-4 (4Ele) núcleo. De fato, seu destino final após perder a maior parte de sua energia cinética é capturar dois elétrons e se tornar um átomo de hélio.

        Os radionuclídeos emissores de alfa são geralmente núcleos relativamente massivos. Quase todos os emissores alfa têm números atômicos maiores ou iguais aos do chumbo (82Pb). Quando um núcleo decai emitindo uma partícula alfa, tanto seu número atômico (número de prótons) quanto seu número de nêutrons são reduzidos em dois e seu número de massa atômica é reduzido em quatro. Por exemplo, o decaimento alfa do urânio-238 (238U) para tório-234 (234Th) é representado por:

        O sobrescrito à esquerda é o número de massa atômica (número de prótons mais nêutrons), o subscrito à esquerda é o número atômico (número de prótons) e o subscrito à direita é o número de nêutrons.

        Emissores alfa comuns emitem partículas alfa com energias cinéticas entre cerca de 4 e 5.5 MeV. Essas partículas alfa têm um alcance no ar de não mais que cerca de 5 cm (veja a figura 1). Partículas alfa com uma energia de pelo menos 7.5 MeV são necessárias para penetrar na epiderme (a camada protetora da pele, com 0.07 mm de espessura). Os emissores alfa geralmente não representam um risco de radiação externa. Eles são perigosos apenas se tomados dentro do corpo. Por depositarem sua energia em uma curta distância, as partículas alfa são radiações de alta transferência linear de energia (LET) e possuem um grande fator de ponderação de radiação; tipicamente, w R= 20.

        Figura 1. Faixa de radiação de energia de partículas alfa lentas no ar a 15 e 760 m

         

        ION030F1

         

        partículas beta

        Uma partícula beta é um elétron ou pósitron altamente energético. (Um pósitron é a antipartícula do elétron. Ele tem a mesma massa e a maioria das outras propriedades de um elétron, exceto por sua carga, que é exatamente a mesma magnitude que a de um elétron, mas é positiva.) Os radionuclídeos emissores beta podem ser de alto ou baixo peso atômico.

        Radionuclídeos que têm um excesso de prótons em comparação com nuclídeos estáveis ​​de aproximadamente o mesmo número de massa atômica podem decair quando um próton no núcleo se converte em um nêutron. Quando isso ocorre, o núcleo emite um pósitron e uma partícula extremamente leve e sem interação chamada neutrino. (O neutrino e sua antipartícula não têm interesse na proteção contra radiação.) Quando ele perde a maior parte de sua energia cinética, o pósitron finalmente colide com um elétron e ambos são aniquilados. A radiação de aniquilação produzida é quase sempre dois fótons de 0.511 keV (kiloelétron-volt) viajando em direções separadas por 180 graus. Um típico decaimento de pósitrons é representado por:

        onde o pósitron é representado por β+ e o neutrino por n. Observe que o nuclídeo resultante tem o mesmo número de massa atômica que o nuclídeo pai e um número atômico (próton) maior em um e um número de nêutrons menor em um do que o nuclídeo original.

        A captura de elétrons compete com o decaimento de pósitrons. No decaimento por captura eletrônica, o núcleo absorve um elétron orbital e emite um neutrino. Um típico decaimento por captura de elétrons é dado por:

        A captura de elétrons é sempre possível quando o núcleo resultante tem uma energia total menor que o núcleo inicial. No entanto, o decaimento do pósitron requer que a energia total do átomo é maior que o resultado átomo por mais de 1.02 MeV (duas vezes a energia de massa restante do pósitron).

        Semelhante ao decaimento da captura de elétrons e pósitrons, o negatron (β-) o decaimento ocorre para núcleos que têm um excesso de nêutrons em comparação com núcleos estáveis ​​com aproximadamente o mesmo número de massa atômica. Nesse caso, o núcleo emite um negatron (elétron energético) e um antineutrino. Um típico decaimento do negatron é representado por:

        onde o negatron é representado por β- e o anti-neutrino por`n Aqui o núcleo resultante ganha um nêutron à custa de um próton, mas novamente não muda seu número de massa atômica.

        O decaimento alfa é uma reação de dois corpos, de modo que as partículas alfa são emitidas com energias cinéticas discretas. No entanto, o decaimento beta é uma reação de três corpos, de modo que as partículas beta são emitidas em um espectro de energias. A energia máxima no espectro depende do radionuclídeo em decomposição. A energia beta média no espectro é aproximadamente um terço da energia máxima (veja a figura 2).

        Figura 2. Espectro de energia de negatrons emitidos de 32P

        ION030F2

        As energias beta máximas típicas variam de 18.6 keV para trítio (3H) a 1.71 MeV para fósforo-32 (32P).

        O alcance das partículas beta no ar é de aproximadamente 3.65 m por MeV de energia cinética. Partículas beta com pelo menos 70 keV de energia são necessárias para penetrar na epiderme. Partículas beta são radiação de baixo LET.

         

        Radiação gama

        A radiação gama é a radiação eletromagnética emitida por um núcleo quando ele passa por uma transição de um estado de energia superior para um inferior. O número de prótons e nêutrons no núcleo não muda em tal transição. O núcleo pode ter sido deixado no estado de maior energia após um decaimento alfa ou beta anterior. Ou seja, os raios gama são frequentemente emitidos imediatamente após os decaimentos alfa ou beta. Os raios gama também podem resultar da captura de nêutrons e espalhamento inelástico de partículas subatômicas por núcleos. Os raios gama mais energéticos foram observados nos raios cósmicos.

        A Figura 3 é uma imagem do esquema de decaimento do cobalto-60 (60Co). Ele mostra uma cascata de dois raios gama emitidos em níquel-60 (60Ni) com energias de 1.17 MeV e 1.33 MeV seguindo o decaimento beta de 60Co.

        Figura 3. Esquema de decaimento radioativo para 60Co

        ION030F3

        A Figura 4 é uma imagem do esquema de decaimento do molibdênio-99 (99Mo). Observe que o tecnécio-99 resultante (99O núcleo Tc) tem um estado excitado que dura um tempo excepcionalmente longo (t½ = 6h). Tal núcleo excitado é chamado de isômero. A maioria dos estados nucleares excitados tem meias-vidas entre alguns picossegundos (ps) e 1 microssegundo (μs).

        Figura 4. Esquema de decaimento radioativo para 99Mo

        ION030F4

        A Figura 5 é uma imagem do esquema de decaimento do arsênico-74 (74Como). Isso ilustra que alguns radionuclídeos decaem em mais de uma maneira.

        Figura 5. Esquema de decaimento radioativo para 74Como, ilustrando processos concorrentes de emissão de negatrons, emissão de pósitrons e captura de elétrons (m0 é a massa restante do elétron)

        ION030F5

        Enquanto as partículas alfa e beta têm intervalos definidos na matéria, os raios gama são atenuados exponencialmente (ignorando o acúmulo que resulta da dispersão dentro de um material) à medida que passam pela matéria. Quando o acúmulo pode ser ignorado, a atenuação dos raios gama é dada por:

        onde eu(x) é a intensidade do raio gama em função da distância x no material e μ é o coeficiente de atenuação de massa. O coeficiente de atenuação de massa depende da energia dos raios gama e do material com o qual os raios gama estão interagindo. Os valores do coeficiente de atenuação de massa são tabulados em muitas referências. A Figura 6 mostra a absorção de raios gama na matéria em condições de boa geometria (o acúmulo pode ser ignorado).

        Figura 6. Atenuação de raios gama de 667 keV em Al e Pb em condições de boa geometria (a linha tracejada representa a atenuação de um feixe de fótons polienergético)

        ION030F6

        O acúmulo ocorre quando um amplo feixe de raios gama interage com a matéria. A intensidade medida em pontos dentro do material é aumentada em relação ao valor esperado de “boa geometria” (feixe estreito) devido aos raios gama espalhados pelos lados do feixe direto no dispositivo de medição. O grau de acúmulo depende da geometria do feixe, do material e da energia dos raios gama.

        A conversão interna compete com a emissão gama quando um núcleo se transforma de um estado de energia mais alto para um mais baixo. Na conversão interna, um elétron orbital interno é ejetado do átomo em vez do núcleo emitir um raio gama. O elétron ejetado é diretamente ionizante. À medida que os elétrons orbitais externos caem para níveis de energia eletrônicos mais baixos para preencher a lacuna deixada pelo elétron ejetado, o átomo emite raios x. A probabilidade de conversão interna em relação à probabilidade de emissão gama aumenta com o aumento do número atômico.

        Raios X

        Os raios X são radiações eletromagnéticas e, como tal, são idênticos aos raios gama. A distinção entre os raios x e os raios gama é a sua origem. Enquanto os raios gama se originam no núcleo atômico, os raios x resultam de interações eletrônicas. Embora os raios x geralmente tenham energias mais baixas que os raios gama, isso não é um critério para diferenciá-los. É possível produzir raios X com energias muito superiores aos raios gama resultantes do decaimento radioativo.

        A conversão interna, discutida acima, é um método de produção de raios X. Nesse caso, os raios x resultantes têm energias discretas iguais à diferença dos níveis de energia entre os quais transitam os elétrons orbitais.

        Partículas carregadas emitem radiação eletromagnética sempre que são aceleradas ou desaceleradas. A quantidade de radiação emitida é inversamente proporcional à quarta potência da massa da partícula. Como resultado, os elétrons emitem muito mais radiação x do que partículas mais pesadas, como prótons, todas as outras condições sendo iguais. Os sistemas de raios X produzem raios X acelerando elétrons através de uma grande diferença de potencial elétrico de muitos kV ou MV. Os elétrons são então desacelerados rapidamente em um material denso e resistente ao calor, como o tungstênio (W).

        Os raios x emitidos por tais sistemas têm energias espalhadas por um espectro que varia de cerca de zero até a energia cinética máxima possuída pelos elétrons antes da desaceleração. Frequentemente sobrepostos a este espectro contínuo estão os raios x de energia discreta. Eles são produzidos quando os elétrons em desaceleração ionizam o material alvo. À medida que outros elétrons orbitais se movem para preencher as lacunas deixadas após a ionização, eles emitem raios X de energias discretas semelhantes à forma como os raios X são emitidos após a conversão interna. Eles são chamados característica raios x porque são característicos do material alvo (anodo). Veja a figura 7 para um espectro típico de raios x. A Figura 8 representa um tubo de raios x típico.

        Figura 7. Espectro de raios X ilustrando a contribuição dos raios X característicos produzidos quando os elétrons preenchem buracos na camada K de W (o comprimento de onda dos raios X é inversamente proporcional à sua energia)

        ION030F7

        Os raios X interagem com a matéria da mesma forma que os raios gama, mas uma simples equação de atenuação exponencial não descreve adequadamente a atenuação dos raios x com uma faixa contínua de energias (veja a figura 6). No entanto, como os raios X de baixa energia são removidos mais rapidamente do feixe do que os raios X de alta energia à medida que passam pelo material, a descrição da atenuação se aproxima de uma função exponencial.

         

         

         

         

         

        Figura 8. Um tubo de raios X simplificado com um ânodo estacionário e um filamento aquecido

        ION030F8

        nêutrons

        Geralmente, os nêutrons não são emitidos como resultado direto do decaimento radioativo natural. Eles são produzidos durante reações nucleares. Reatores nucleares produzem nêutrons em maior abundância, mas aceleradores de partículas e fontes especiais de nêutrons, chamadas fontes (α, n), também podem produzir nêutrons.

        Os reatores nucleares produzem nêutrons quando os núcleos de urânio (U) no combustível nuclear se dividem, ou fissão. De fato, a produção de nêutrons é essencial para manter a fissão nuclear em um reator.

        Os aceleradores de partículas produzem nêutrons acelerando partículas carregadas, como prótons ou elétrons, a altas energias para bombardear núcleos estáveis ​​em um alvo. Os nêutrons são apenas uma das partículas que podem resultar dessas reações nucleares. Por exemplo, a reação a seguir produz nêutrons em um ciclotron que está acelerando íons de deutério para bombardear um alvo de berílio:

        Emissores alfa misturados com berílio são fontes portáteis de nêutrons. Essas fontes (α, n) produzem nêutrons por meio da reação:

        A fonte das partículas alfa pode ser isótopos como polônio-210 (210Po),
        plutônio-239 (239Pu) e amerício-241 (241Sou).

        Os nêutrons são geralmente classificados de acordo com sua energia, conforme ilustrado na tabela 1. Essa classificação é um tanto arbitrária e pode variar em diferentes contextos.

        Tabela 1. Classificação dos nêutrons de acordo com a energia cinética

        Formato

        Faixa de energia

        Lento ou térmico

        0-0.1 keV

        Nível intermediário

        0.1-20 keV

        pomposidade

        20 keV-10 MeV

        Energia alta

        >10 MeV

         

        Existem vários modos possíveis de interação de nêutrons com a matéria, mas os dois modos principais para fins de segurança contra radiação são espalhamento elástico e captura de nêutrons.

        O espalhamento elástico é o meio pelo qual os nêutrons de alta energia são reduzidos a energias térmicas. Nêutrons de alta energia interagem principalmente por espalhamento elástico e geralmente não causam fissão ou produzem material radioativo por captura de nêutrons. São os nêutrons térmicos os principais responsáveis ​​pelos últimos tipos de interação.

        O espalhamento elástico ocorre quando um nêutron interage com um núcleo e ricocheteia com energia reduzida. O núcleo em interação absorve a energia cinética que o nêutron perde. Depois de ser excitado dessa maneira, o núcleo logo cede essa energia como radiação gama.

        Quando o nêutron finalmente atinge energias térmicas (assim chamadas porque o nêutron está em equilíbrio térmico com seu ambiente), ele é facilmente capturado pela maioria dos núcleos. Os nêutrons, sem carga, não são repelidos pelo núcleo carregado positivamente como os prótons. Quando um nêutron térmico se aproxima de um núcleo e fica dentro do alcance da força nuclear forte, da ordem de alguns fm (fm = 10-15 metros), o núcleo captura o nêutron. O resultado pode então ser um núcleo radioativo que emite um fóton ou outra partícula ou, no caso de núcleos fissionáveis, como 235U e 239Pu, o núcleo de captura pode fissão em dois núcleos menores e mais nêutrons.

        As leis da cinemática indicam que os nêutrons atingirão as energias térmicas mais rapidamente se o meio de espalhamento elástico incluir um grande número de núcleos leves. Um nêutron ricocheteando em um núcleo leve perde uma porcentagem muito maior de sua energia cinética do que quando ricocheteia em um núcleo pesado. Por esta razão, a água e os materiais hidrogenados são os melhores materiais de blindagem para desacelerar os nêutrons.

        Um feixe monoenergético de nêutrons atenuará exponencialmente no material, obedecendo a uma equação semelhante à dada acima para os fótons. A probabilidade de um nêutron interagir com um dado núcleo é descrita em termos da quantidade corte transversal. A seção transversal tem unidades de área. A unidade especial para seção transversal é o celeiro (b), definido por:

        É extremamente difícil produzir nêutrons sem raios gama e x. Pode ser geralmente assumido que, se os nêutrons estão presentes, também estão os fótons de alta energia.

        Fontes de Radiação Ionizante

        radionuclídeos primordiais

        Radionuclídeos primordiais ocorrem na natureza porque suas meias-vidas são comparáveis ​​com a idade da Terra. A Tabela 2 lista os radionuclídeos primordiais mais importantes.

        Tabela 2. Radionuclídeos primordiais

        Radioisótopo

        Meia-vida (109 Y)

        Abundância (%)

        238U

        4.47

        99.3

        232Th

        14.0

        100

        235U

        0.704

        0.720

        40K

        1.25

        0.0117

        87Rb

        48.9

        27.9

         

        Os isótopos de urânio e tório encabeçam uma longa cadeia de radioisótopos descendentes que, como resultado, também ocorrem naturalmente. A Figura 9, AC, ilustra as cadeias de decaimento para 232º, 238U e 235U, respectivamente. Como o decaimento alfa é comum acima do número de massa atômica 205 e o número de massa atômica de uma partícula alfa é 4, existem quatro cadeias de decaimento distintas para núcleos pesados. Uma dessas cadeias (ver figura 9, D), que por 237Np, não ocorre na natureza. Isso ocorre porque ele não contém um radionuclídeo primordial (ou seja, nenhum radionuclídeo nesta cadeia tem uma meia-vida comparável à idade da Terra).

        Figura 9. Série de decaimento (Z = número atômico; N = número de massa atômica)    

         ION030F9Observe que os isótopos de radônio (Rn) ocorrem em cada cadeia (219Rn, 220Rn e 222Rn). Como o Rn é um gás, uma vez que o Rn é produzido, ele tem a chance de escapar para a atmosfera da matriz em que foi formado. No entanto, a meia-vida de 219Rn é muito curto para permitir que quantidades significativas dele alcancem uma zona de respiração. A relativamente curta meia-vida de 220Rn geralmente faz com que seja uma preocupação menor para a saúde do que 222Rn.

        Sem incluir o Rn, os radionuclídeos primordiais externos ao corpo fornecem em média cerca de 0.3 mSv de dose efetiva anual para a população humana. A dose efetiva anual real varia amplamente e é determinada principalmente pela concentração de urânio e tório no solo local. Em algumas partes do mundo onde as areias monazíticas são comuns, a dose efetiva anual para um membro da população chega a cerca de 20 mSv. Em outros locais, como em atóis de coral e perto do litoral, o valor pode ser tão baixo quanto 0.03 mSv (consulte a figura 9).

        O radônio é geralmente considerado separadamente de outros radionuclídeos terrestres de ocorrência natural. Ele se infiltra no ar a partir do solo. Uma vez no ar, o Rn decai ainda mais em isótopos radioativos de Po, bismuto (Bi) e Pb. Esses radionuclídeos descendentes ligam-se a partículas de poeira que podem ser inaladas e aprisionadas nos pulmões. Sendo emissores alfa, eles entregam quase toda a sua energia de radiação para os pulmões. Estima-se que a dose equivalente pulmonar média anual dessa exposição seja de cerca de 20 mSv. Esta dose equivalente no pulmão é comparável a uma dose eficaz de corpo inteiro de cerca de 2 mSv. Claramente, o Rn e seus radionuclídeos descendentes são os contribuintes mais significativos para a dose efetiva de radiação de fundo (ver figura 9).

        Raios cósmicos

        A radiação cósmica inclui partículas energéticas de origem extraterrestre que atingem a atmosfera da Terra (principalmente partículas e principalmente prótons). Também inclui partículas secundárias; principalmente fótons, nêutrons e múons, gerados por interações de partículas primárias com gases na atmosfera.

        Em virtude dessas interações, a atmosfera serve como um escudo contra a radiação cósmica, e quanto mais fino esse escudo, maior a taxa de dose efetiva. Assim, a taxa de dose efetiva de raios cósmicos aumenta com a altitude. Por exemplo, a taxa de dose a uma altitude de 1,800 metros é quase o dobro da do nível do mar.

        Como a radiação cósmica primária consiste principalmente de partículas carregadas, ela é influenciada pelo campo magnético da Terra. As pessoas que vivem em latitudes mais altas recebem maiores doses efetivas de radiação cósmica do que aquelas mais próximas do equador da Terra. A variação devida a este efeito é da ordem
        De 10%.

        Finalmente, a taxa de dose efetiva de raios cósmicos varia de acordo com a modulação da saída de raios cósmicos do sol. Em média, os raios cósmicos contribuem com cerca de 0.3 mSv para a dose efetiva de radiação de fundo em todo o corpo.

        radionuclídeos cosmogênicos

        Os raios cósmicos produzem radionuclídeos cosmogênicos na atmosfera. O mais proeminente deles é o trítio (3H), berílio-7 (7Be), carbono-14 (14C) e sódio-22 (22N / D). Eles são produzidos por raios cósmicos interagindo com gases atmosféricos. Os radionuclídeos cosmogênicos liberam cerca de 0.01 mSv de dose efetiva anual. A maior parte disso vem 14C.

        precipitação nuclear

        Da década de 1940 até a década de 1960, ocorreram testes extensivos de armas nucleares acima do solo. Este teste produziu grandes quantidades de materiais radioativos e os distribuiu para o meio ambiente em todo o mundo como fallout. Embora grande parte desses detritos tenha decaído em isótopos estáveis, pequenas quantidades remanescentes serão uma fonte de exposição por muitos anos. Além disso, as nações que continuam a testar ocasionalmente armas nucleares na atmosfera aumentam o inventário mundial.

        Os principais contribuintes de precipitação para a dose efetiva atualmente são estrôncio-90 (90Sr) e césio-137 (137Cs), ambos com meia-vida em torno de 30 anos. A dose efetiva anual média de precipitação é de cerca de 0.05 mSv.

        Material radioativo no corpo

        A deposição de radionuclídeos naturais no corpo humano resulta principalmente da inalação e ingestão desses materiais no ar, alimentos e água. Esses nuclídeos incluem radioisótopos de Pb, Po, Bi, Ra, K (potássio), C, H, U e Th. Destes, 40K é o maior contribuinte. Os radionuclídeos de ocorrência natural depositados no corpo contribuem com cerca de 0.3 mSv para a dose efetiva anual.

        Radiação produzida por máquina

        O uso de raios X nas artes de cura é a maior fonte de exposição à radiação produzida por máquinas. Milhões de sistemas médicos de raios X estão em uso em todo o mundo. A exposição média a esses sistemas médicos de raios X depende muito do acesso da população aos cuidados. Nos países desenvolvidos, a dose efetiva anual média de radiação medicamente prescrita de raios x e material radioativo para diagnóstico e terapia é da ordem de 1 mSv.

        Os raios X são um subproduto da maioria dos aceleradores de partículas da física de alta energia, especialmente aqueles que aceleram elétrons e pósitrons. No entanto, proteção adequada e precauções de segurança, além da população limitada em risco, tornam essa fonte de exposição à radiação menos significativa do que as fontes acima.

        Radionuclídeos produzidos por máquinas

        Aceleradores de partículas podem produzir uma grande variedade de radionuclídeos em quantidades variadas por meio de reações nucleares. Partículas aceleradas incluem prótons, dêuterons (2núcleos H), partículas alfa, mésons carregados, íons pesados ​​e assim por diante. Os materiais-alvo podem ser feitos de quase qualquer isótopo.

        Os aceleradores de partículas são praticamente a única fonte de radioisótopos emissores de pósitrons. (Os reatores nucleares tendem a produzir radioisótopos ricos em nêutrons que decaem por emissão de negatron.) Eles também estão sendo cada vez mais usados ​​para produzir isótopos de vida curta para uso médico, especialmente para tomografia por emissão de pósitrons (PET).

        Materiais e produtos de consumo tecnologicamente aprimorados

        Raios X e materiais radioativos aparecem, desejados e indesejados, em grande número de operações modernas. A Tabela 3 lista essas fontes de radiação.

        Tabela 3. Fontes e estimativas de doses efetivas associadas à população de materiais e produtos de consumo aprimorados tecnologicamente

        Grupo I - Envolve grande número de pessoas e a dose efetiva individual é muito
        grande

        Produtos de tabaco

        Combustíveis

        Abastecimento de água doméstico

        Vidro e cerâmica

        Materiais de construção

        vidro oftalmico

        Mineração e produtos agrícolas

         

        Grupo II - Envolve muitas pessoas, mas a dose efetiva é relativamente pequena ou limitada
        a uma pequena parte do corpo

        Receptores de televisão

        Rodovias e materiais de construção de estradas

        produtos radioluminosos

        Transporte aéreo de materiais radioativos

        Sistemas de inspeção aeroportuária

        Irradiadores Spark gap e tubos de elétrons

        Detectores de gás e aerossol (fumaça)

        Produtos de tório - iniciadores de lâmpadas fluorescentes
        e mantos de gás

        Grupo III - Envolve relativamente poucas pessoas e a dose efetiva coletiva é pequena

        Produtos de tório - varetas de solda de tungstênio

         

        Fonte: NCRP 1987.

         

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        Características básicas de projeto de instalações de radiação

        Os perigos associados ao manuseio e uso de fontes de radiação exigem características especiais de projeto e construção que não são necessárias para laboratórios convencionais ou áreas de trabalho. Esses recursos especiais de projeto são incorporados para que o trabalhador da instalação não seja indevidamente prejudicado, garantindo que ele ou ela não seja exposto a riscos de radiação externos ou internos indevidos.

        O acesso a todas as áreas onde possa ocorrer exposição a fontes de radiação ou materiais radioativos deve ser controlado não apenas com relação aos trabalhadores da instalação que podem ter permissão para entrar nessas áreas de trabalho, mas também com relação ao tipo de roupa ou equipamento de proteção que devem desgaste e os cuidados que devem ter em áreas controladas. Na administração de tais medidas de controle, ajuda a classificar as áreas de trabalho de radiação com base na presença de radiação ionizante, na presença de contaminação radioativa ou em ambas. A introdução de tais conceitos de classificação da área de trabalho nos estágios iniciais de planejamento resultará na facilidade de ter todos os recursos necessários para tornar as operações com fontes de radiação menos perigosas.

        Classificação das áreas de trabalho e tipos de laboratório

        A base para a classificação da área de trabalho é o agrupamento de radionuclídeos de acordo com suas radiotoxicidades relativas por unidade de atividade. O Grupo I deve ser classificado como radionuclídeos de toxicidade muito alta, o Grupo II como radionuclídeos de toxicidade moderada a alta, o Grupo III como radionuclídeos de toxicidade moderada e o Grupo IV como radionuclídeos de baixa toxicidade. A Tabela 1 mostra a classificação do grupo de toxicidade de muitos radionuclídeos.

        Tabela 1. Radionuclídeos classificados de acordo com a radiotoxicidade relativa por unidade de atividade

        Grupo I: Toxicidade muito alta

        210Pb

        210Po

        223Ra

        226Ra

        228Ra

        227Ac

        227Th

        228Th

        230Th

        231Pa

        230U

        232U

        233U

        234U

        237Np

        238Pu

        239Pu

        240Pu

        241Pu

        242Pu

        241Am

        243Am

        242Cm

        243Cm

        244Cm

        245Cm

        246Cm

        249Cm

        250Cf

        252Cf

        Grupo II: Alta toxicidade

        22Na

        36Cl

        45Ca

        46Sc

        54Mn

        56Co

        60Co

        89Sr

        90Sr

        91Y

        95Zr

        106Ru

        110Agm

        115Cdm

        114Inm

        124Sb

        125Sb

        127Tem

        129Tem

        124I

        126I

        131I

        133I

        134Cs

        137Cs

        140Ba

        144Ce

        152Eu (13 anos)

        154Eu

        160Tb

        170Tm

        181Hf

        210Bi

        182Ta

        192Ir

        204Tl

        207Bi

        230Pa

        211At

        212Pb

        224Ra

        228Ac

        234Th

        236U

        249Bk

                 

        Grupo III: Toxicidade moderada

        7Be

        14C

        18F

        24Na

        38Cl

        31Si

        32P

        35S

        41A

        42K

        43K

        47Sc

        48Sc

        48V

        51Cr

        52Mn

        56Mn

        52Fe

        55Fe

        59Fe

        57Co

        53Ni

        65Ni

        64Cu

        65Zn

        69Znm

        72Ga

        73As

        74As

        76As

        77As

        82Br

        85Krm

        87Kr

        86Rb

        85Sr

        91Sr

        90Y

        92Y

        93Y

        97Zr

        95Nb

        99Mo

        96Tc

        97Tcm

        97Tc

        99Tc

        97Ru

        103Ru

        105Ru

        105Rh

        109Pd

        105Ag

        111Ag

        109Cd

        115Cd

        115Inm

        113Sn

        125Sn

        122Sb

        125Tem

        129Te

        131Tem

        132Te

        130I

        132I

        134I

        135I

        135Xe

        131Cs

        136Cs

        140La

        141Ce

        143Ce

        142Pr

        143Pr

        147Nd

        149Nd

        147Pm

        149Pm

        151Sm

        152Eu (9.2 h)

        155Eu

        153Gd

        159Gd

        165Dy

        166Dy

        166Ho

        169Er

        171Er

        171Tm

        177Lu

        181W

        185W

        187W

        183Re

        186Re

        188Re

        185Os

        191Os

        193Os

        190Ir

        195Ir

        191Pt

        193Pt

        197Pt

        196Au

        198Au

        199Au

        197Hg

        197Hgm

        203Hg

        200Tl

        201Tl

        202Tl

        203Pb

        206Bi

        212Bi

        220Rn

        222Rn

        231Th

        233Pa

        239Np

                     

        Grupo IV: Baixa toxicidade

        3H

        15O

        37A

        58Com

        59Ni

        69Zn

        71Ge

        85Kr

        85Srm

        87Rb

        91Ym

        93Zr

        97Nb

        96Tcm

        99Tcm

        103Rhm

        133Inm

        129I

        131Xem

        133Xe

        134Csm

        135Cs

        147Sm

        187Re

        191Osm

        193Ptm  

        197Ptm

        natTh

        232Th

        235U

        238U

        natU

                       

        (AIEA 1973)

        Três tipos amplos de laboratórios podem ser considerados com base nas considerações de radiotoxicidade, nas quantidades de materiais radioativos que serão manuseados na área de trabalho e no tipo de operações envolvidas.

        A Tabela 2 descreve os laboratórios por tipo e fornece exemplos para cada tipo. A Tabela 3 mostra os tipos de laboratórios juntamente com a classificação da área de trabalho e controle de acesso (IAEA 1973).

        Tabela 2. Classificação das áreas de trabalho

        Formato

        Definição

        O controle de acesso

        Operações típicas

        1

        Áreas nas quais os níveis de dose absorvida de radiação externa ou os níveis de contaminação radioativa podem ser altos

        Acesso controlado apenas para trabalhadores com radiação, sob condições de trabalho estritamente controladas e com equipamento de proteção adequado

        Laboratórios quentes, áreas altamente contaminadas

        2

        Áreas nas quais podem existir níveis de radiação externa e nas quais a possibilidade de contaminação requer instruções de operação

        Acesso limitado a trabalhadores de radiação com
        roupas e calçados de proteção adequados

        Luminizing fábricas e outros equivalentes
        instalações

        3

        Áreas nas quais o nível médio de radiação externa é inferior a 1 mGy·wk-1 e em que a possibilidade de contaminação radioativa requer instruções especiais de operação

        Acesso limitado a trabalhadores de radiação, não
        roupa de proteção necessária

        Áreas de trabalho nas imediações de
        operação radiográfica, por exemplo, salas de controle

        4

        Áreas dentro dos limites de uma instalação de radiação onde os níveis de radiação externa são inferiores a 0.1 mGy•wk-1 e onde
        contaminação radioativa não está presente

        Acesso descontrolado

        Áreas de administração e espera de pacientes

        (ICRP 1977, AIEA 1973)

        Tabela 3. Classificação dos laboratórios para manipulação de materiais radioativos

        Grupo de
        radionuclídeos

        Tipo de laboratório necessário para a atividade especificada abaixo

         

        Tipo 1

        Tipo 2

        Tipo 3

        I

        <370 kBq

        70 kBq para
        37 MBq

        >37 MBq

        II

        <37 MBq

        37 MBq para
        37 GB q

        >37 GBq

        III

        <37 GBq

        37 GBq para
        370 GB q

        >370 GBq

        IV

        <370 GBq

        370 GBq para
        37 TB q

        >37 Tbq

         

        Fatores operacionais para uso laboratorial de material radioativo

        Fatores de multiplicação para os níveis de atividade

        Armazenamento simples

        × 100

        Operações úmidas simples (por exemplo, preparação de alíquotas de solução estoque)

        × 10

        Operações químicas normais (por exemplo, preparação e análise química simples)

        × 1

        Operações úmidas complexas (por exemplo, operações múltiplas ou operações com produtos de vidro complexos)

        × 0.1

        Operações secas simples (por exemplo, manipulações de pós de compostos radioativos voláteis)

        × 0.1

        Operações a seco e empoeiradas (por exemplo, retificação)

        × 0.01

        (ICRP 1977, AIEA 1973)

        Os perigos envolvidos no trabalho com material radioativo dependem não apenas do nível de radiotoxicidade ou toxicidade química e da atividade dos radionuclídeos, mas também da forma física e química do material radioativo e da natureza e complexidade da operação ou procedimento que está sendo executado.

        Localização de uma instalação de radiação em um edifício

        Quando uma instalação de radiação faz parte de um edifício grande, deve-se ter em mente o seguinte ao decidir a localização de tal instalação:

        • A instalação de radiação deve estar localizada em uma parte relativamente pouco frequentada do edifício, de modo que o acesso à área possa ser facilmente controlado.
        • O potencial de incêndios deve ser mínimo na área escolhida.
        • A localização da instalação de radiação e o aquecimento e ventilação fornecidos devem ser tais que as possibilidades de propagação da contaminação radioativa tanto da superfície quanto do ar sejam mínimas.
        • A localização da instalação de radiação deve ser escolhida criteriosamente, de modo que, com um gasto mínimo de blindagem, os níveis de radiação possam ser efetivamente mantidos dentro dos limites estabelecidos nas imediações.

         

        Planejamento de instalações de radiação

        Onde uma gradação de níveis de atividade é prevista, o laboratório deve ser localizado de forma que o acesso a áreas onde existam altos níveis de radiação ou contaminação radioativa seja gradual; isto é, primeiro se entra em uma área sem radiação, depois em uma área de baixa atividade, depois em uma área de atividade média e assim por diante.

        A necessidade de controle elaborado de ventilação em pequenos laboratórios pode ser evitada pelo uso de capuzes ou caixas de luvas para manusear fontes não seladas de material radioativo. No entanto, o sistema de ventilação deve ser projetado para permitir o fluxo de ar em uma direção tal que qualquer material radioativo que se espalhe pelo ar se afaste do trabalhador que trabalha com radiação. O fluxo de ar deve ser sempre de uma área não contaminada para uma área contaminada ou potencialmente contaminada.

        Para o manuseio de fontes não seladas de baixa a média radioatividade, a velocidade média do ar através da abertura no capô deve ser de cerca de 0.5 ms-1. Para radioatividade altamente radiotóxica ou de alto nível, a velocidade do ar através da abertura deve ser aumentada para uma média de 0.6 a
        1.0 ms-1. No entanto, velocidades de ar excessivamente altas podem extrair materiais radioativos de contêineres abertos e contaminar toda a área do capô.

        A colocação da capela no laboratório é importante no que diz respeito aos rascunhos cruzados. Em geral, um exaustor deve ser localizado bem longe das portas por onde o ar de suprimento ou reposição deve entrar. Os ventiladores de velocidade dupla permitirão a operação a uma velocidade de ar mais alta enquanto o capô estiver em uso e a uma velocidade mais baixa quando estiver fechado.

        O objetivo de qualquer sistema de ventilação deve ser:

        • fornecer condições de trabalho confortáveis
        • forneça trocas de ar contínuas (três a cinco trocas por hora) para fins de remoção e diluição de contaminantes indesejáveis ​​do ar
        • minimizar a contaminação de outras áreas da edificação e do meio ambiente.

         

        No projeto de instalações de radiação, os requisitos de blindagem pesada podem ser minimizados pela adoção de certas medidas simples. Por exemplo, para radioterapia, aceleradores, geradores de nêutrons ou fontes panorâmicas de radiação, um labirinto pode reduzir a necessidade de uma pesada porta revestida de chumbo. O afunilamento da barreira de proteção primária em áreas que não estão diretamente na viga útil ou a localização parcial ou total da instalação no subsolo pode reduzir significativamente a quantidade de blindagem necessária.

        Atenção especial deve ser dada ao posicionamento adequado de janelas de visualização, cabos de conduíte subterrâneos e defletores do sistema de ventilação. A janela de visualização deve interceptar apenas a radiação espalhada. Melhor ainda é um circuito fechado de televisão, que também pode melhorar a eficiência.

        Acabamentos de superfície dentro de uma área de trabalho

        Todas as superfícies brutas, como gesso, concreto, madeira e assim por diante, devem ser permanentemente seladas com um material adequado. A escolha do material deve ser feita levando em consideração os seguintes aspectos:

        • o fornecimento de uma superfície lisa e quimicamente inerte
        • as condições ambientais de temperatura, humidade e desgaste mecânico a que as superfícies podem estar expostas
        • compatibilidade com campos de radiação aos quais a superfície está exposta
        • a necessidade de facilidade de reparo em caso de dano.

         

        Tintas, vernizes e lacas comuns não são recomendados para cobrir superfícies de desgaste. A aplicação de um material de revestimento que possa ser facilmente removido pode ser útil se ocorrer contaminação e a descontaminação for necessária. No entanto, a remoção de tais materiais às vezes pode ser difícil e confusa.

        Acessórios Hidráulicos

        Pias, lavatórios e ralos de piso devem ser devidamente sinalizados. Os lavatórios onde as mãos contaminadas podem ser lavadas devem ter torneiras acionadas pelo joelho ou pelo pé. Pode ser econômico reduzir a manutenção usando tubulações que podem ser facilmente descontaminadas ou substituídas, se necessário. Em alguns casos, pode ser aconselhável instalar tanques subterrâneos ou de armazenamento para controlar o descarte de materiais radioativos líquidos.

        Projeto de blindagem contra radiação

        A blindagem é importante para reduzir a exposição à radiação dos trabalhadores das instalações e do público em geral. Os requisitos de blindagem dependem de vários fatores, incluindo o tempo que os trabalhadores de radiação ou membros do público estão expostos às fontes de radiação e o tipo e energia das fontes de radiação e campos de radiação.

        No projeto de escudos de radiação, o material de proteção deve ser colocado perto da fonte de radiação, se possível. Considerações de blindagem separadas devem ser feitas para cada tipo de radiação em questão.

        O projeto de blindagem pode ser uma tarefa complexa. Por exemplo, o uso de computadores para modelar a blindagem de aceleradores, reatores e outras fontes de radiação de alto nível está além do escopo deste artigo. Especialistas qualificados sempre devem ser consultados para projetos complexos de blindagem.

        Proteção de fonte gama

        A atenuação da radiação gama é qualitativamente diferente daquela da radiação alfa ou beta. Ambos os tipos de radiação têm um alcance definido na matéria e são completamente absorvidos. A radiação gama, por outro lado, pode ser reduzida em intensidade por absorvedores cada vez mais espessos, mas não pode ser completamente absorvida. Se a atenuação dos raios gama monoenergéticos for medida sob condições de boa geometria (ou seja, a radiação é bem colimada em um feixe estreito), os dados de intensidade, quando plotados em um gráfico semi-log versus espessura do absorvedor, ficarão em uma linha reta com a inclinação igual à atenuação
        coeficiente, µ.

        A intensidade ou taxa de dose absorvida transmitida através de um absorvedor pode ser calculada da seguinte forma:

        I(T) = Eu(0)e- μ t

        onde I(t) é a intensidade de raios gama ou taxa de dose absorvida transmitida através de um absorvedor de espessura t.

        As unidades de μ e t são o recíproco um do outro. Se a espessura do absorvedor t é medido em cm, então μ é o coeficiente de atenuação linear e tem unidades de cm-1. Se t tem unidades de densidade de área (g/cm2), então μ é o coeficiente de atenuação de massa μm e tem unidades de cm2/g.

        Como uma aproximação de primeira ordem usando densidade de área, todos os materiais têm aproximadamente as mesmas propriedades de atenuação de fótons para fótons com energias entre cerca de 0.75 e 5.0 MeV (mega-elétron-volts). Dentro dessa faixa de energia, as propriedades de proteção gama são aproximadamente proporcionais à densidade do material de proteção. Para energias de fótons mais baixas ou mais altas, absorvedores de maior número atômico fornecem blindagem mais eficaz do que aqueles de menor número atômico, para uma dada densidade de área.

        Sob condições de geometria ruim (por exemplo, para um feixe largo ou para uma blindagem espessa), a equação acima subestima significativamente a espessura necessária da blindagem porque assume que cada fóton que interage com a blindagem será removido do feixe e não será detectou. Um número significativo de fótons pode ser espalhado pela blindagem no detector, ou os fótons que foram espalhados para fora do feixe podem ser espalhados de volta para ele após uma segunda interação.

        Uma espessura de blindagem para condições de geometria pobre pode ser estimada através do uso do fator de acúmulo B que pode ser estimado da seguinte forma:

        I(T) = Eu(0)Be- μ t

        O fator de acúmulo é sempre maior que um e pode ser definido como a razão entre a intensidade da radiação do fóton, incluindo tanto a radiação primária quanto a espalhada, em qualquer ponto do feixe, para a intensidade do feixe primário apenas em esse ponto. O fator de acúmulo pode se aplicar tanto ao fluxo de radiação quanto à taxa de dose absorvida.

        Fatores de acúmulo foram calculados para várias energias de fótons e vários absorvedores. Muitos dos gráficos ou tabelas fornecem a espessura da blindagem em termos de comprimentos de relaxação. Um comprimento de relaxação é a espessura de uma blindagem que atenuará um feixe estreito para 1/e (cerca de 37%) de sua intensidade original. Um comprimento de relaxação, portanto, é numericamente igual ao recíproco do coeficiente de atenuação linear (ou seja, 1/μ).

        A espessura de um absorvedor que, quando introduzido no feixe primário de fótons, reduz a taxa de dose absorvida pela metade é chamada de camada de meio valor (HVL) ou espessura de meio valor (HVT). O HVL pode ser calculado da seguinte forma:

        HVL = ln2 / μ

        A espessura necessária da blindagem de fótons pode ser estimada assumindo um feixe estreito ou boa geometria ao calcular a blindagem necessária e, em seguida, aumentando o valor assim encontrado por um HVL para contabilizar o acúmulo.

        A espessura de um absorvedor que, quando introduzido no feixe primário de fótons, reduz a taxa de dose absorvida em um décimo é a camada de décimo valor (TVL). Um TVL é igual a cerca de 3.32 HVLs, pois:

        ln10 / ln2 ≈ 3.32

        Valores para TVLs e HVLs foram tabulados para várias energias de fótons e vários materiais comuns de blindagem (por exemplo, chumbo, aço e concreto) (Schaeffer 1973).

        A intensidade ou taxa de dose absorvida para uma fonte pontual obedece à lei do inverso do quadrado e pode ser calculada da seguinte forma:

        onde Ii é a intensidade do fóton ou taxa de dose absorvida à distância di da fonte.

        Blindagem de equipamentos de raios X médicos e não médicos

        A blindagem para equipamentos de raios X é considerada em duas categorias, blindagem de fonte e blindagem estrutural. A blindagem da fonte geralmente é fornecida pelo fabricante do invólucro do tubo de raios X.

        Os regulamentos de segurança especificam um tipo de invólucro de tubo de proteção para instalações de raios X de diagnóstico médico e outro tipo para instalações de raios X médicos terapêuticos. Para equipamentos de raios X não médicos, o invólucro do tubo e outras partes do aparelho de raios X, como o transformador, são blindados para reduzir o vazamento de radiação de raios X a níveis aceitáveis.

        Todas as máquinas de raios-x, tanto médicas quanto não médicas, possuem invólucros de tubos protetores projetados para limitar a quantidade de vazamento de radiação. Radiação de vazamento, conforme usado nestas especificações para caixas de tubos, significa toda a radiação proveniente da caixa de tubos, exceto o feixe útil.

        A blindagem estrutural para uma instalação de raios X fornece proteção contra o feixe de raios X útil ou primário, contra radiação de vazamento e de dispersão de radiação. Ele inclui tanto o equipamento de raios X quanto o objeto que está sendo irradiado.

        A quantidade de radiação espalhada depende do tamanho do campo de raios X, da energia do feixe útil, do número atômico efetivo do meio espalhador e do ângulo entre o feixe útil incidente e a direção da dispersão.

        Um parâmetro chave do projeto é a carga de trabalho da instalação (W):

        onde W é a carga de trabalho semanal, geralmente dada em mA-min por semana; E é a corrente do tubo multiplicada pelo tempo de exposição por visualização, normalmente dado em mA s; Nv é o número de visualizações por paciente ou objeto irradiado; Np é o número de pacientes ou objetos por semana e k é um fator de conversão (1 min dividido por 60 s).

        Outro parâmetro chave do projeto é o fator de uso Un para uma parede (ou piso ou teto) n. A parede pode estar protegendo qualquer área ocupada, como uma sala de controle, escritório ou sala de espera. O fator de uso é dado por:

        Onde, Nv,n é o número de visualizações para as quais o feixe primário de raios x é direcionado para a parede n.

        Os requisitos de blindagem estrutural para uma determinada instalação de raios X são determinados pelo seguinte:

        • o potencial máximo do tubo, em quilovolts-pico (kVp), no qual o tubo de raios x é operado
        • a corrente máxima do feixe, em mA, na qual o sistema de raios x é operado
        • a carga de trabalho (W), que é uma medida, em unidades adequadas (geralmente mA-min por semana), da quantidade de uso do sistema de raios x
        • o fator de uso (U), que é a fração da carga de trabalho durante a qual o feixe útil é apontado na direção de interesse
        • o fator de ocupação (T), que é o fator pelo qual a carga de trabalho deve ser multiplicada para corrigir o grau ou tipo de ocupação da área a ser protegida
        • a taxa equivalente de dose máxima permitida (P) a uma pessoa para áreas controladas e não controladas (os limites típicos de dose absorvida são 1 mGy para uma área controlada em uma semana e 0.1 mGy para uma área não controlada em uma semana)
        • tipo de material de blindagem (por exemplo, chumbo ou concreto)
        • a distancia (d) da fonte para o local que está sendo protegido.

         

        Com essas considerações incluídas, o valor da relação do feixe primário ou fator de transmissão K em mGy por mA-min em um metro é dado por:

        A blindagem da instalação de raios X deve ser construída de forma que a proteção não seja prejudicada pelas juntas; por aberturas para dutos, tubulações e assim por diante, que passam pelas barreiras; ou por conduítes, caixas de serviço e assim por diante, embutidos nas barreiras. A blindagem deve cobrir não apenas a parte traseira das caixas de serviço, mas também as laterais, ou ser estendida o suficiente para oferecer proteção equivalente. Os condutos que passam por barreiras devem ter curvas suficientes para reduzir a radiação ao nível exigido. As janelas de observação devem ter blindagem equivalente à exigida para a divisória (barreira) ou porta na qual estão localizadas.

        As instalações de radioterapia podem exigir intertravamentos de portas, luzes de advertência, circuito fechado de televisão ou meios de comunicação audível (por exemplo, voz ou campainha) e visual entre qualquer pessoa que possa estar na instalação e o operador.

        As barreiras de proteção são de dois tipos:

        1. barreiras de proteção primárias, que são suficientes para atenuar o feixe primário (útil) para o nível exigido
        2. barreiras de proteção secundárias, que são suficientes para atenuar o vazamento, dispersão e radiação parasita ao nível exigido.

         

        Para projetar a barreira protetora secundária, calcule separadamente a espessura necessária para proteger contra cada componente. Se as espessuras necessárias forem aproximadamente as mesmas, adicione um HVL adicional à maior espessura calculada. Se a maior diferença entre as espessuras calculadas for um TVL ou mais, o mais espesso dos valores calculados será suficiente.

        A intensidade da radiação espalhada depende do ângulo de espalhamento, energia do feixe útil, tamanho do campo ou área de espalhamento e composição do objeto.

        Ao projetar barreiras de proteção secundárias, as seguintes suposições conservadoras simplificadas são feitas:

        1. Quando os raios x são produzidos a 500 kV ou menos, a energia da radiação espalhada é igual à energia do feixe útil.
        2. Depois de espalhado, o espectro de energia de raios X para feixes gerados em tensões superiores a 500 kV são degradados para o de um feixe de 500 kV, e a taxa de dose absorvida a 1 m e 90 graus do espalhador é 0.1% daquela no feixe útil no ponto de dispersão.

         

        A relação de transmissão para radiação espalhada é escrita em termos do fator de transmissão de espalhamento (Kμx) com unidades de mGy•m2 (mA-min)-1:

        onde P é a taxa máxima de dose semanal absorvida (em mGy), dScat é a distância entre o alvo do tubo de raios x e o objeto (paciente), dseca é a distância do espalhador (objeto) ao ponto de interesse que as barreiras secundárias devem proteger, a é a razão entre a radiação espalhada e a radiação incidente, f é o tamanho real do campo de dispersão (em cm2), E F é um fator responsável pelo fato de que a saída de raios x aumenta com a tensão. Valores menores de Kμx exigem escudos mais grossos.

        O fator de atenuação de vazamento BLX para sistemas de diagnóstico por raios X é calculado da seguinte forma:

        onde d é a distância do alvo do tubo ao ponto de interesse e I é a corrente do tubo em mA.

        A relação de atenuação de barreira para sistemas de raios X terapêuticos operando a 500 kV ou menos é dada por:

        Para tubos de raios X terapêuticos operando em potenciais maiores que 500 kV, o vazamento é geralmente limitado a 0.1% da intensidade do feixe útil a 1 m. O fator de atenuação neste caso é:

        onde Xn é a taxa de dose absorvida (em mGy/h) a 1 m de um tubo de raios X terapêutico operado a uma corrente de tubo de 1 mA.

        O número n de HVLs necessários para obter a atenuação desejada BLX é obtido da relação:

        or

        blindagem de partículas beta

        Dois fatores devem ser considerados ao projetar uma blindagem para um emissor beta de alta energia. Eles são as próprias partículas beta e o Bremsstrahlung produzido por partículas beta absorvidas na fonte e no escudo. Bremsstrahlung consiste em fótons de raios X produzidos quando partículas carregadas de alta velocidade sofrem desaceleração rápida.

        Portanto, um escudo beta geralmente consiste em uma substância de baixo número atômico (para minimizar Bremsstrahlung produção) que é espessa o suficiente para parar todas as partículas beta. Isto é seguido por um material de alto número atômico que é espesso o suficiente para atenuar Bremsstrahlung a um nível aceitável. (Inverter a ordem dos escudos aumenta Bremsstrahlung produção no primeiro escudo a um nível tão alto que o segundo escudo pode fornecer proteção inadequada.)

        Para fins de estimativa Bremsstrahlung perigo, a seguinte relação pode ser usada:

        onde f é a fração da energia beta incidente convertida em fótons, Z é o número atômico do absorvedor, e Eβ é a energia máxima do espectro de partículas beta em MeV. Para garantir proteção adequada, normalmente é assumido que todos os Bremsstrahlung os fótons são de energia máxima.

        O Bremsstrahlung fluxo F ​​à distância d da fonte beta pode ser estimado da seguinte forma:

        `Eβ é a energia média da partícula beta e pode ser estimada por:

        O intervalo Rβ de partículas beta em unidades de densidade de área (mg/cm2) pode ser estimado da seguinte forma para partículas beta com energias entre 0.01 e 2.5 MeV:

        onde Rβ está em mg/cm2 e Eβ está em MeV.

        Escolha Eβ>2.5 MeV, a faixa de partícula beta Rβ pode ser estimado da seguinte forma:

        onde Rβ está em mg/cm2 e Eβ está em MeV.

        blindagem de partículas alfa

        As partículas alfa são o tipo menos penetrante de radiação ionizante. Devido à natureza aleatória de suas interações, o alcance de uma partícula alfa individual varia entre valores nominais conforme indicado na figura 1. O alcance no caso de partículas alfa pode ser expresso de diferentes maneiras: por mínimo, média, extrapolação ou alcance máximo . O intervalo médio é o determinável com mais precisão, corresponde ao intervalo da partícula alfa “média” e é usado com mais frequência.

        Figura 1. Distribuição de alcance típica de partículas alfa

        ION040F1

        O ar é o meio de absorção mais comumente usado para especificar a relação alcance-energia das partículas alfa. Para energia alfa Eα menos de cerca de 4 MeV, Rα no ar é aproximadamente dada por:

        onde Rα está em cm, Eα em MeV.

        Escolha Eα entre 4 e 8 MeV, Rα no ar é dada aproximadamente por:

        onde Rα está em cm, Eα em MeV.

        A gama de partículas alfa em qualquer outro meio pode ser estimada a partir da seguinte relação:

        Rα (em outro meio; mg/cm2) » 0.56 A1/3 Rα (no ar; cm) onde A é o número atômico do meio.

        blindagem de nêutrons

        Como regra geral para blindagem de nêutrons, o equilíbrio de energia de nêutrons é alcançado e então permanece constante após um ou dois comprimentos de relaxamento do material de blindagem. Portanto, para blindagens mais espessas do que alguns comprimentos de relaxação, a dose equivalente fora da blindagem de concreto ou ferro será atenuada com comprimentos de relaxação de 120 g/cm2 ou 145 g / cm2, Respectivamente.

        A perda de energia de nêutrons por espalhamento elástico requer um escudo hidrogenado para maximizar a transferência de energia à medida que os nêutrons são moderados ou desacelerados. Para energias de nêutrons acima de 10 MeV, processos inelásticos são eficazes na atenuação de nêutrons.

        Assim como os reatores de energia nuclear, os aceleradores de alta energia requerem blindagem pesada para proteger os trabalhadores. A maioria dos equivalentes de dose para os trabalhadores vem da exposição ao material radioativo ativado durante as operações de manutenção. Os produtos de ativação são produzidos nos componentes e sistemas de suporte do acelerador.

        Monitoramento do Ambiente de Trabalho

        É necessário tratar separadamente o desenho de programas de monitoramento de rotina e operacional para o ambiente de trabalho. Programas especiais de monitoramento serão elaborados para alcançar objetivos específicos. Não é desejável projetar programas em termos gerais.

        Monitoramento de rotina para radiação externa

        Uma parte importante na preparação de um programa de monitoramento de rotina para radiação externa no local de trabalho é realizar uma pesquisa abrangente quando uma nova fonte de radiação ou uma nova instalação é colocada em serviço, ou quando quaisquer mudanças substanciais foram feitas ou podem ter sido feitas feito em uma instalação existente.

        A frequência do monitoramento de rotina é determinada pela consideração das mudanças esperadas no ambiente de radiação. Se as mudanças no equipamento de proteção ou alterações nos processos conduzidos no local de trabalho forem mínimas ou não substanciais, o monitoramento rotineiro de radiação do local de trabalho raramente é necessário para fins de revisão. Se os campos de radiação estiverem sujeitos a um aumento rápido e imprevisível para níveis potencialmente perigosos, então é necessário um sistema de monitoramento e alerta de radiação de área.

        Monitoramento operacional para radiação externa

        O projeto de um programa de monitoramento operacional depende muito se as operações a serem conduzidas influenciam os campos de radiação ou se os campos de radiação permanecerão substancialmente constantes durante as operações normais. O desenho detalhado de tal pesquisa depende criticamente da forma da operação e das condições em que ela ocorre.

        Monitoramento de rotina para contaminação de superfície

        O método convencional de monitoramento de rotina para contaminação de superfície é monitorar uma fração representativa das superfícies em uma área com uma frequência ditada pela experiência. Se as operações forem tais que a contaminação considerável da superfície seja provável e os trabalhadores possam transportar quantidades significativas de material radioativo para fora da área de trabalho em um único evento, o monitoramento de rotina deve ser complementado pelo uso de monitores de contaminação por portal.

        Monitoramento operacional para contaminação de superfície

        Uma forma de monitoramento operacional é o levantamento de itens quanto à contaminação quando eles saem de uma área controlada radiologicamente. Este monitoramento deve incluir as mãos e os pés dos trabalhadores.

        Os principais objetivos de um programa de monitoramento de contaminação de superfície são:

        • para ajudar na prevenção da propagação da contaminação radioativa
        • para detectar falhas de contenção ou desvios de bons procedimentos operacionais
        • limitar a contaminação da superfície a níveis nos quais os padrões gerais de boa limpeza sejam adequados para manter as exposições à radiação tão baixas quanto razoavelmente possível e evitar exposições excessivas causadas pela contaminação da roupa e da pele
        • fornecer informações para o planejamento de programas otimizados para indivíduos, para monitoramento do ar e para definição de procedimentos operacionais.

         

        Monitoramento de contaminação aérea

        O monitoramento de materiais radioativos transportados pelo ar é importante porque a inalação é geralmente a via mais importante de ingestão de tais materiais pelos trabalhadores da radiação.

        O monitoramento do local de trabalho para contaminação aérea será necessário rotineiramente nas seguintes circunstâncias:

        • quando materiais gasosos ou voláteis são manuseados em quantidade
        • quando o manuseio de qualquer material radioativo em tais operações resultar em contaminação frequente e substancial do local de trabalho
        • durante o processamento de materiais radioativos moderadamente a altamente tóxicos
        • durante o manuseio de radionuclídeos terapêuticos não selados em hospitais
        • durante o uso de células quentes, reatores e montagens críticas.

         

        Quando um programa de monitoramento do ar é necessário, ele deve:

        • ser capaz de avaliar o limite superior provável da inalação de material radioativo por trabalhadores de radiação
        • ser capaz de chamar a atenção para a contaminação inesperada no ar, para que os trabalhadores da radiação possam ser protegidos e medidas corretivas instituídas
        • fornecer subsídios para o planejamento de programas de monitoramento individual de contaminação interna.

         

        A forma mais comum de monitoramento da contaminação aérea é o uso de amostradores de ar em vários locais selecionados para serem razoavelmente representativos das zonas de respiração dos trabalhadores que trabalham sob radiação. Pode ser necessário fazer com que as amostras representem com mais precisão as zonas de respiração usando amostras pessoais de ar ou de lapela.

        Detecção e medição de radiação e contaminação radioativa

        O monitoramento ou levantamento por toalhetes e levantamentos de instrumentos de bancadas, pisos, roupas, pele e outras superfícies são, na melhor das hipóteses, procedimentos qualitativos. É difícil torná-los altamente quantitativos. Os instrumentos usados ​​são geralmente tipos de detecção em vez de dispositivos de medição. Como a quantidade de radioatividade envolvida costuma ser pequena, a sensibilidade dos instrumentos deve ser alta.

        O requisito de portabilidade dos detectores de contaminação depende de seus usos pretendidos. Se o instrumento for para monitoramento geral de superfícies de laboratório, um tipo de instrumento portátil é desejável. Se o instrumento for para um uso específico em que o item a ser monitorado pode ser trazido para o instrumento, a portabilidade não é necessária. Monitores de roupas e monitores de mãos e calçados geralmente não são portáteis.

        Instrumentos e monitores de taxa de contagem geralmente incorporam leituras de medidores e saídas auditivas ou fones de ouvido. A Tabela 4 identifica os instrumentos que podem ser usados ​​para a detecção de contaminantes radioativosíon.+

        Tabela 4. Instrumentos de detecção de contaminação

        Instrumento

        Faixa de taxa de contagem e outras características1

        Usos típicos

        Observações

        monitores de superfície bg2

        Geral

        Medidor de taxa de contagem portátil (GM de parede fina ou janela fina3 contador)

        0-1,000 cpm
        0-10,000 cpm

        Superfícies, mãos, roupas

        Simples, confiável, alimentado por bateria

        Janela fina
        monitor de laboratório GM

        0-1,000 cpm
        0-10,000 cpm
        0-100,000 cpm

        Superfícies, mãos, roupas

        Linha operada

        Pessoal

        Monitor de mão e sapato, GM ou
        contador do tipo cintilador

        Entre 1½ e 2 vezes natural
        fundo

        Monitoramento rápido de contaminação

        A operação automática

        Destaque

        Monitores de lavanderia, monitores de piso,
        monitores de entrada, monitores de veículos

        Entre 1½ e 2 vezes natural
        fundo

        Monitoramento de contaminação

        Conveniente e rápido

        Monitores de superfície alfa

        Geral

        Contador proporcional de ar portátil com sonda

        0-100,000 cpm acima de 100 cm2

        Superfícies, mãos, roupas

        Não para uso em alta umidade, bateria-
        janela elétrica, frágil

        Contador de fluxo de gás portátil com sonda

        0-100,000 cpm acima de 100 cm2

        Superfícies, mãos, roupas

        Janela frágil alimentada por bateria

        Contador de cintilação portátil com sonda

        0-100,000 cpm acima de 100 cm2

        Superfícies, mãos, roupas

        Janela frágil alimentada por bateria

        Pessoal

        Contador proporcional mão e sapato, monitor

        0-2,000 cpm em cerca de 300 cm2

        Monitoramento rápido de mãos e sapatos para contaminação

        A operação automática

        Contador de cintilação mão-e-sapato, monitor

        0-4,000 cpm em cerca de 300 cm2

        Monitoramento rápido de mãos e sapatos para contaminação

        Robusto

        Monitores de feridas

        Detecção de fótons de baixa energia

        Monitoramento de plutônio

        O projeto especial

        Monitores de ar

        amostradores de partículas

        Papel de filtro, alto volume

        1.1 m3/ Min

        Amostras rápidas

        Uso intermitente, requer separado
        contrariar

        Papel de filtro, baixo volume

        0.2-20 m3/h

        Monitoramento contínuo do ar ambiente

        Uso contínuo, requer separado
        contrariar

        Lapela

        0.03 m3/ Min

        Monitoramento contínuo do ar da zona de respiração

        Uso contínuo, requer separado
        contrariar

        Precipitador eletrostático

        0.09 m3/ Min

        Monitoramento contínuo

        Amostra depositada em casca cilíndrica,
        requer contador separado

        Impactador

        0.6-1.1 m3/ Min

        contaminação alfa

        Usos especiais, requer contador separado

        Monitores de ar de trítio

        Câmaras de ionização de fluxo

        0-370kBq/m3 minutos

        Monitoramento contínuo

        Pode ser sensível a outras ionizações
        fontes

        Sistemas completos de monitoramento de ar

        Atividade mínima detectável

        Papel de filtro fixo

        α » 0.04 Bq/m3; βγ » 0.04 Bq/m3

         

        O acúmulo de fundo pode mascarar atividades de baixo nível, contador incluído

        Papel de filtro em movimento

        α » 0.04 Bq/m3; βγ » 0.04 Bq/m3

         

        Registro contínuo da atividade aérea, o tempo de medição pode ser ajustado de
        hora da coleta para qualquer hora posterior.

        1 cpm = contagens por minuto.
        2 Poucos monitores de superfície são adequados para detectar trítio (3H). Testes de limpeza contados por dispositivos de cintilação líquida são apropriados para detectar contaminação por trítio.
        3 GM = Medidor de contagem Geiger-Muller.

        Detectores de contaminação alfa

        A sensibilidade de um detector alfa é determinada por sua área de janela e espessura da janela. Geralmente a área da janela é de 50 cm2 ou maior com densidade de janela de 1 mg/cm2 ou menos. Os monitores de contaminação alfa devem ser insensíveis à radiação beta e gama para minimizar a interferência de fundo. Isso geralmente é obtido pela discriminação da altura do pulso no circuito de contagem.

        Os monitores alfa portáteis podem ser contadores proporcionais de gás ou contadores de cintilação de sulfeto de zinco.

        Detectores de contaminação beta

        Monitores beta portáteis de vários tipos podem ser usados ​​para a detecção de contaminação por partículas beta. Os medidores de taxa de contagem Geiger-Mueller (GM) geralmente requerem uma janela fina (densidade de área entre 1 e 40 mg/cm2). Contadores de cintilação (antraceno ou plástico) são muito sensíveis a partículas beta e relativamente insensíveis a fótons. Os contadores beta portáteis geralmente não podem ser usados ​​para monitorar o trítio (3H) contaminação porque a energia da partícula beta do trítio é muito baixa.

        Todos os instrumentos usados ​​para monitoramento de contaminação beta também respondem à radiação de fundo. Isso deve ser levado em consideração ao interpretar as leituras do instrumento.

        Quando existem altos níveis de radiação de fundo, os contadores portáteis para monitoramento de contaminação são de valor limitado, uma vez que não indicam pequenos aumentos nas taxas de contagem inicialmente altas. Nestas condições, são recomendados esfregaços ou testes de limpeza.

        Detectores de contaminação gama

        Como a maioria dos emissores gama também emite partículas beta, a maioria dos monitores de contaminação detectará radiação beta e gama. A prática usual é usar um detector sensível a ambos os tipos de radiação para aumentar a sensibilidade, pois a eficiência de detecção costuma ser maior para partículas beta do que para raios gama. Cintiladores de plástico ou cristais de iodeto de sódio (NaI) são mais sensíveis a fótons do que os contadores GM e, portanto, são recomendados para detectar raios gama.

        Amostradores de ar e monitores

        As partículas podem ser amostradas pelos seguintes métodos: sedimentação, filtração, impactação e precipitação eletrostática ou térmica. No entanto, a contaminação por partículas no ar geralmente é monitorada por filtração (bombeando o ar através do meio filtrante e medindo a radioatividade no filtro). As taxas de fluxo de amostragem geralmente são maiores que 0.03 m3/min. No entanto, as taxas de fluxo de amostragem da maioria dos laboratórios não são superiores a 0.3 m3/min. Tipos específicos de amostradores de ar incluem amostradores “pegadores” e monitores de ar contínuo (CAM). Os CAMs estão disponíveis com papel de filtro fixo ou móvel. Um CAM deve incluir um alarme, pois sua função principal é avisar sobre mudanças na contaminação do ar.

        Como as partículas alfa têm um alcance muito curto, filtros de carregamento de superfície (por exemplo, filtros de membrana) devem ser usados ​​para a medição da contaminação por partículas alfa. A amostra coletada deve ser fina. O tempo entre a coleta e a medição deve ser considerado para permitir o decaimento da progênie do radônio (Rn).

        Radioiodos como 123I, 125I e 131I pode ser detectado com papel de filtro (particularmente se o papel estiver carregado com carvão ou nitrato de prata) porque parte do iodo se depositará no papel de filtro. No entanto, medições quantitativas requerem armadilhas ou latas de carvão ativado ou zeólita de prata para fornecer absorção eficiente.

        A água tritiada e o gás trítio são as principais formas de contaminação por trítio. Embora a água tritiada tenha alguma afinidade com a maioria dos papéis de filtro, as técnicas de papel de filtro não são muito eficazes para amostragem de água tritiada. Os métodos de medição mais sensíveis e precisos envolvem a absorção de condensado de vapor de água tritiado. O trítio no ar (por exemplo, como hidrogênio, hidrocarbonetos ou vapor de água) pode ser medido de forma eficaz com câmaras de Kanne (câmaras de ionização de fluxo contínuo). A absorção de vapor de água tritiada de uma amostra de ar pode ser realizada passando a amostra por um coletor contendo uma peneira molecular de sílica gel ou borbulhando a amostra em água destilada.

        Dependendo da operação ou processo, pode ser necessário monitorar gases radioativos. Isso pode ser feito com as câmaras de Kanne. Os dispositivos mais comumente usados ​​para amostragem por absorção são lavadores de gás e impingers. Muitos gases também podem ser coletados resfriando o ar abaixo do ponto de congelamento do gás e coletando o condensado. Este método de coleta é mais usado para óxido de trítio e gases nobres.

        Existem várias maneiras de obter amostras aleatórias. O método selecionado deve ser apropriado para o gás a ser amostrado e o método de análise ou medição requerido.

        Monitoramento de efluentes

        O monitoramento de efluentes refere-se à medição da radioatividade em seu ponto de liberação para o meio ambiente. É relativamente fácil de realizar devido à natureza controlada do local de amostragem, que geralmente é um fluxo de resíduos que está sendo descarregado através de uma chaminé ou linha de descarga de líquido.

        Pode ser necessário o monitoramento contínuo da radioatividade no ar. Além do dispositivo de coleta de amostra, geralmente um filtro, um arranjo típico de amostragem para partículas no ar inclui um dispositivo de movimentação de ar, um medidor de vazão e dutos associados. O dispositivo de movimentação de ar está localizado a jusante do coletor de amostras; ou seja, o ar passa primeiro pelo coletor de amostras e depois pelo restante do sistema de amostragem. As linhas de amostragem, principalmente aquelas à frente do sistema coletor de amostras, devem ser mantidas o mais curtas possível e livres de curvas acentuadas, áreas de turbulência ou resistência ao fluxo de ar. O volume constante em uma faixa adequada de quedas de pressão deve ser usado para amostragem de ar. A amostragem contínua de isótopos radioativos de xenônio (Xe) ou criptônio (Kr) é realizada por adsorção em carvão ativado ou por meios criogênicos. A célula de Lucas é uma das técnicas mais antigas e ainda o método mais popular para a medição das concentrações de Rn.

        O monitoramento contínuo de líquidos e linhas de resíduos para materiais radioativos às vezes é necessário. Linhas de resíduos de laboratórios quentes, laboratórios de medicina nuclear e linhas de refrigeração de reatores são exemplos. O monitoramento contínuo pode ser realizado, no entanto, por análise laboratorial de rotina de uma pequena amostra proporcional à vazão do efluente. Estão disponíveis amostradores que coletam alíquotas periódicas ou que extraem continuamente uma pequena quantidade de líquido.

        A amostragem agarrada é o método usual usado para determinar a concentração de material radioativo em um tanque de retenção. A amostra deve ser coletada após a recirculação para comparar o resultado da medição com as taxas de descarga permitidas.

        Idealmente, os resultados do monitoramento de efluentes e do monitoramento ambiental estarão em boa concordância, com o último calculável a partir do primeiro com o auxílio de vários modelos de caminhos. No entanto, deve-se reconhecer e enfatizar que o monitoramento de efluentes, não importa quão bom ou extenso seja, não pode substituir a medição real das condições radiológicas no ambiente.

         

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        Quinta-feira, Março 24 2011 20: 03

        Segurança de radiação

        Este artigo descreve aspectos dos programas de segurança contra radiação. O objetivo da segurança contra radiação é eliminar ou minimizar os efeitos nocivos da radiação ionizante e do material radioativo sobre os trabalhadores, o público e o meio ambiente, ao mesmo tempo em que permite seu uso benéfico.

        A maioria dos programas de segurança contra radiação não terá que implementar todos os elementos descritos abaixo. O projeto de um programa de segurança contra radiação depende dos tipos de fontes de radiação ionizante envolvidas e como elas são usadas.

        Princípios de segurança contra radiação

        A Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) propôs que os seguintes princípios deveriam orientar o uso de radiação ionizante e a aplicação de padrões de segurança contra radiação:

        1. Nenhuma prática que envolva exposições à radiação deve ser adotada a menos que produza benefício suficiente para os indivíduos expostos ou para a sociedade para compensar os danos da radiação que ela causa (o justificação de uma prática).
        2. Em relação a qualquer fonte específica dentro de uma prática, a magnitude das doses individuais, o número de pessoas expostas e a probabilidade de incorrer em exposições onde não há certeza de que serão recebidas devem ser mantidas tão baixas quanto razoavelmente possível (ALARA), economia e fatores sociais sendo levados em conta. Este procedimento deve ser constrangido por restrições nas doses para os indivíduos (restrições de dose), de modo a limitar a desigualdade susceptível de resultar dos julgamentos económicos e sociais inerentes (o otimização de proteção).
        3. A exposição de indivíduos resultante da combinação de todas as práticas relevantes deve estar sujeita a limites de dose, ou a algum controle de risco no caso de exposições potenciais. Estes visam garantir que nenhum indivíduo seja exposto a riscos de radiação considerados inaceitáveis ​​nessas práticas em quaisquer circunstâncias normais. Nem todas as fontes são suscetíveis de controle por ação na fonte e é necessário especificar as fontes a serem incluídas como relevantes antes de selecionar um limite de dose (dose individual e limites de risco).

         

        Padrões de segurança contra radiação

        Existem padrões para exposição à radiação de trabalhadores e do público em geral e para limites anuais de ingestão (ALI) de radionuclídeos. Padrões para concentrações de radionuclídeos no ar e na água podem ser derivados dos ALIs.

        O ICRP publicou extensas tabulações de ALIs e concentrações derivadas de ar e água. Um resumo de seus limites de dose recomendados está na tabela 1.

        Tabela 1. Limites de dose recomendados pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica1

        Aplicação

        Limite de dose

         
         

        Profissional

        Público

        Dose efetiva

        20 mSv por ano em média
        períodos definidos de 5 anos2

        1 mSv em um ano3

        Dose equivalente anual em:

        Lente do olho

        150 msv

        15 msv

        Pele4

        500 msv

        50 msv

        Mãos e pés

        500 msv

        -

        1 Os limites aplicam-se à soma das doses relevantes de exposição externa no período especificado e a dose comprometida de 50 anos (até 70 anos de idade para crianças) de ingestões no mesmo período.

        2 Com a cláusula adicional de que a dose efetiva não deve exceder 50 mSv em um único ano. Restrições adicionais se aplicam à exposição ocupacional de mulheres grávidas.

        3 Em circunstâncias especiais, um valor maior de dose efetiva pode ser permitido em um único ano, desde que a média de 5 anos não exceda 1 mSv por ano.

        4 A limitação da dose efetiva fornece proteção suficiente para a pele contra efeitos estocásticos. Um limite adicional é necessário para exposições localizadas, a fim de evitar efeitos determinísticos.

        Dosimetria

        A dosimetria é usada para indicar equivalentes de dose que os trabalhadores recebem de externo campos de radiação a que possam estar expostos. Os dosímetros são caracterizados pelo tipo de aparelho, o tipo de radiação que medem e a porção do corpo para a qual a dose absorvida deve ser indicada.

        Três tipos principais de dosímetros são mais comumente empregados. São dosímetros termoluminescentes, dosímetros de filme e câmaras de ionização. Outros tipos de dosímetros (não discutidos aqui) incluem folhas de fissão, dispositivos de gravação de trilha e dosímetros de “bolha” de plástico.

        Os dosímetros termoluminescentes são o tipo de dosímetro pessoal mais comumente usado. Eles aproveitam o princípio de que quando alguns materiais absorvem energia de radiação ionizante, eles a armazenam de forma que depois ela pode ser recuperada na forma de luz quando os materiais são aquecidos. Em alto grau, a quantidade de luz liberada é diretamente proporcional à energia absorvida da radiação ionizante e, portanto, à dose absorvida pelo material recebido. Essa proporcionalidade é válida em uma faixa muito ampla de energia de radiação ionizante e taxas de dose absorvida.

        Equipamentos especiais são necessários para processar dosímetros termoluminescentes com precisão. A leitura do dosímetro termoluminescente destrói as informações de dose nele contidas. No entanto, após o processamento adequado, os dosímetros termoluminescentes são reutilizáveis.

        O material utilizado para dosímetros termoluminescentes deve ser transparente à luz que emite. Os materiais mais comuns usados ​​para dosímetros termoluminescentes são fluoreto de lítio (LiF) e fluoreto de cálcio (CaF2). Os materiais podem ser dopados com outros materiais ou feitos com uma composição isotópica específica para fins especializados, como dosimetria de nêutrons.

        Muitos dosímetros contêm vários chips termoluminescentes com diferentes filtros na frente deles para permitir a discriminação entre energias e tipos de radiação.

        O filme era o material mais popular para dosimetria pessoal antes da dosimetria termoluminescente se tornar comum. O grau de escurecimento do filme depende da energia absorvida da radiação ionizante, mas a relação não é linear. A dependência da resposta do filme na dose total absorvida, taxa de dose absorvida e energia de radiação é maior do que para dosímetros termoluminescentes e pode limitar a faixa de aplicabilidade do filme. No entanto, o filme tem a vantagem de fornecer um registro permanente da dose absorvida à qual foi exposto.

        Várias formulações de filmes e arranjos de filtros podem ser usados ​​para fins especiais, como dosimetria de nêutrons. Assim como os dosímetros termoluminescentes, é necessário um equipamento especial para uma análise adequada.

        O filme geralmente é muito mais sensível à umidade e temperatura ambiente do que os materiais termoluminescentes e pode fornecer leituras falsamente altas sob condições adversas. Por outro lado, os equivalentes de dose indicados por dosímetros termoluminescentes podem ser afetados pelo choque de quedas em uma superfície dura.

        Apenas as maiores organizações operam seus próprios serviços de dosimetria. A maioria obtém esses serviços de empresas especializadas em fornecê-los. É importante que tais empresas sejam licenciadas ou credenciadas por autoridades independentes apropriadas para que resultados de dosimetria precisos sejam garantidos.

        Pequenas câmaras de ionização de autoleitura, também chamadas de câmaras de bolso, são usados ​​para obter informações de dosimetria imediatas. Seu uso geralmente é necessário quando o pessoal precisa entrar em áreas de alta ou muito alta radiação, onde o pessoal pode receber uma grande dose absorvida em um curto período de tempo. As câmaras de bolso geralmente são calibradas localmente e são muito sensíveis a choques. Consequentemente, devem sempre ser complementados por dosímetros termoluminescentes ou de filme, que são mais precisos e confiáveis, mas não fornecem resultados imediatos.

        A dosimetria é necessária para um trabalhador quando ele ou ela tem uma probabilidade razoável de acumular uma certa porcentagem, geralmente 5 ou 10%, da dose máxima permitida equivalente para todo o corpo ou certas partes do corpo.

        Um dosímetro de corpo inteiro deve ser usado em algum lugar entre os ombros e a cintura, em um ponto onde a maior exposição é esperada. Quando as condições de exposição justificarem, outros dosímetros podem ser usados ​​nos dedos ou pulsos, no abdômen, em uma faixa ou chapéu na testa, ou em um colarinho, para avaliar a exposição localizada a extremidades, feto ou embrião, tireóide ou lentes dos olhos. Consulte as diretrizes regulamentares apropriadas sobre se os dosímetros devem ser usados ​​dentro ou fora de roupas de proteção, como aventais de chumbo, luvas e colarinhos.

        Os dosímetros pessoais indicam apenas a radiação à qual o dosímetro foi exposto. Atribuir a dose do dosímetro equivalente à pessoa ou órgãos da pessoa é aceitável para doses pequenas e triviais, mas grandes doses de dosímetro, especialmente aquelas que excedem muito os padrões regulamentares, devem ser analisadas cuidadosamente com relação ao posicionamento do dosímetro e aos campos de radiação reais aos quais o trabalhador foi exposto ao estimar a dose que o trabalhador efetivamente recebido. Uma declaração deve ser obtida do trabalhador como parte da investigação e incluída no registro. No entanto, muito mais frequentemente do que não, doses muito grandes do dosímetro são o resultado da exposição deliberada à radiação do dosímetro enquanto não estava sendo usado.

        Bioensaio

        Bioensaio (também chamado radiobioensaio) significa a determinação de tipos, quantidades ou concentrações e, em alguns casos, as localizações de material radioativo no corpo humano, seja por medição direta (in vivo contagem) ou por análise e avaliação de materiais excretados ou removidos do corpo humano.

        O bioensaio é geralmente usado para avaliar a dose equivalente do trabalhador devido ao material radioativo levado para o corpo. Também pode fornecer uma indicação da eficácia das medidas ativas tomadas para prevenir tal ingestão. Mais raramente, pode ser usado para estimar a dose que um trabalhador recebeu de uma exposição maciça à radiação externa (por exemplo, contando glóbulos brancos ou defeitos cromossômicos).

        O bioensaio deve ser realizado quando existe uma possibilidade razoável de que um trabalhador possa ingerir ou tenha ingerido em seu corpo mais do que uma certa porcentagem (geralmente 5 ou 10%) do ALI para um radionuclídeo. A forma química e física do radionuclídeo procurado no corpo determina o tipo de bioensaio necessário para detectá-lo.

        O bioensaio pode consistir na análise de amostras retiradas do corpo (por exemplo, urina, fezes, sangue ou cabelo) para isótopos radioativos. Nesse caso, a quantidade de radioatividade na amostra pode estar relacionada à radioatividade no corpo da pessoa e, posteriormente, à dose de radiação que o corpo da pessoa ou certos órgãos receberam ou estão comprometidos a receber. O bioensaio de urina para trítio é um exemplo desse tipo de bioensaio.

        A varredura total ou parcial do corpo pode ser usada para detectar radionuclídeos que emitem raios x ou gama de energia razoavelmente detectável fora do corpo. Bioensaio da tireoide para iodo-131 (131I) é um exemplo desse tipo de bioensaio.

        O bioensaio pode ser realizado internamente ou amostras ou pessoal podem ser enviados para uma instalação ou organização especializada no bioensaio a ser realizado. Em ambos os casos, a calibração adequada do equipamento e a acreditação dos procedimentos laboratoriais são essenciais para garantir resultados de bioensaio exatos, precisos e defensáveis.

        Roupa de proteção

        Roupas de proteção são fornecidas pelo empregador ao trabalhador para reduzir a possibilidade de contaminação radioativa do trabalhador ou de suas roupas ou para proteger parcialmente o trabalhador da radiação beta, x ou gama. Exemplos do primeiro são roupas anti-contaminação, luvas, capuzes e botas. Exemplos destes últimos são aventais, luvas e óculos com chumbo.

        Proteção respiratória

        Um dispositivo de proteção respiratória é um aparelho, como um respirador, usado para reduzir a ingestão de materiais radioativos transportados pelo ar por um trabalhador.

        Os empregadores devem usar, na medida do possível, processos ou outros controles de engenharia (por exemplo, contenção ou ventilação) para limitar as concentrações de materiais radioativos no ar. Quando isso não for possível para controlar as concentrações de material radioativo no ar para valores abaixo daqueles que definem uma área de radioatividade no ar, o empregador, de acordo com a manutenção do equivalente de dose efetiva total ALARA, deve aumentar o monitoramento e limitar as ingestões em um ou mais dos seguintes meios:

        • controle de acesso
        • limitação dos tempos de exposição
        • uso de equipamentos de proteção respiratória
        • outros controles.

         

        Os equipamentos de proteção respiratória fornecidos aos trabalhadores devem estar em conformidade com os padrões nacionais aplicáveis ​​a tais equipamentos.

        O empregador deve implementar e manter um programa de proteção respiratória que inclua:

        • amostragem de ar suficiente para identificar o perigo potencial, permitir a seleção adequada do equipamento e estimar as exposições
        • pesquisas e bioensaios, conforme apropriado, para avaliar a ingestão real
        • teste de respiradores para operacionalidade imediatamente antes de cada uso
        • procedimentos escritos relativos à seleção, ajuste, emissão, manutenção e teste de respiradores, incluindo testes de operabilidade imediatamente antes de cada uso; supervisão e treinamento de pessoal; monitoramento, incluindo amostragem de ar e bioensaios; e manutenção de registros
        • determinação por um médico antes da adaptação inicial dos respiradores, e periodicamente com uma frequência determinada por um médico, de que o usuário individual está clinicamente apto para usar o equipamento de proteção respiratória.

         

        O empregador deve informar a cada usuário do respirador que o usuário pode deixar a área de trabalho a qualquer momento para alívio do uso do respirador em caso de mau funcionamento do equipamento, sofrimento físico ou psicológico, falha de procedimento ou comunicação, deterioração significativa das condições operacionais ou quaisquer outras condições que pode exigir tal alívio.

        Mesmo que as circunstâncias possam não exigir o uso rotineiro de respiradores, condições de emergência confiáveis ​​podem exigir sua disponibilidade. Nesses casos, os respiradores também devem ser certificados para tal uso por uma organização de credenciamento apropriada e mantidos em condições de uso.

        Vigilância em Saúde Ocupacional

        Os trabalhadores expostos à radiação ionizante devem receber serviços de saúde ocupacional da mesma forma que os trabalhadores expostos a outros riscos ocupacionais.

        Os exames gerais de pré-colocação avaliam a saúde geral do funcionário em potencial e estabelecem dados básicos. O histórico médico e de exposição anterior sempre deve ser obtido. Exames especializados, como contagem do cristalino do olho e contagem de células sanguíneas, podem ser necessários dependendo da natureza da exposição à radiação esperada. Isso deve ser deixado a critério do médico assistente.

        Pesquisas de Contaminação

        Um levantamento de contaminação é uma avaliação das condições radiológicas incidentes à produção, uso, liberação, descarte ou presença de materiais radioativos ou outras fontes de radiação. Quando apropriado, tal avaliação inclui um levantamento físico da localização do material radioativo e medições ou cálculos dos níveis de radiação, ou concentrações ou quantidades de material radioativo presente.

        As pesquisas de contaminação são realizadas para demonstrar a conformidade com os regulamentos nacionais e para avaliar a extensão dos níveis de radiação, concentrações ou quantidades de material radioativo e os perigos radiológicos potenciais que podem estar presentes.

        A frequência das pesquisas de contaminação é determinada pelo grau de perigo potencial presente. Pesquisas semanais devem ser realizadas em áreas de armazenamento de resíduos radioativos e em laboratórios e clínicas onde quantidades relativamente grandes de fontes radioativas não seladas são usadas. Levantamentos mensais são suficientes para laboratórios que trabalham com pequenas quantidades de fontes radioativas, como laboratórios que realizam in vitro testes usando isótopos como trítio, carbono-14 (14C) e iodo-125 (125I) com atividades menores que alguns kBq.

        Equipamentos de segurança contra radiação e medidores de pesquisa devem ser apropriados para os tipos de material radioativo e radiações envolvidos e devem ser devidamente calibrados.

        As pesquisas de contaminação consistem em medições dos níveis de radiação ambiente com um contador Geiger-Mueller (GM), câmara de ionização ou contador de cintilação; medições de possível contaminação de superfície α ou βγ com contadores de cintilação GM de janela fina ou sulfeto de zinco (ZnS) apropriados; e testes de limpeza de superfícies a serem posteriormente contadas em um contador de poço de cintilação (iodeto de sódio (NaI)), um contador de germânio (Ge) ou um contador de cintilação líquida, conforme apropriado.

        Níveis de ação apropriados devem ser estabelecidos para resultados de medições de contaminação e radiação ambiente. Quando um nível de ação é excedido, medidas devem ser tomadas imediatamente para mitigar os níveis detectados, restabelecê-los em condições aceitáveis ​​e evitar a exposição desnecessária do pessoal à radiação e a absorção e disseminação de material radioativo.

        Monitoramento Ambiental

        O monitoramento ambiental refere-se à coleta e medição de amostras ambientais para materiais radioativos e monitoramento de áreas fora dos arredores do local de trabalho quanto aos níveis de radiação. Os propósitos do monitoramento ambiental incluem estimar as consequências para os seres humanos resultantes da liberação de radionuclídeos na biosfera, detectar liberações de material radioativo no meio ambiente antes que se tornem graves e demonstrar conformidade com os regulamentos.

        Uma descrição completa das técnicas de monitoramento ambiental está além do escopo deste artigo. No entanto, os princípios gerais serão discutidos.

        Amostras ambientais devem ser coletadas para monitorar o caminho mais provável para os radionuclídeos do ambiente para o homem. Por exemplo, amostras de solo, água, grama e leite em regiões agrícolas ao redor de uma usina nuclear devem ser coletadas rotineiramente e analisadas quanto ao iodo-131 (131I) e estrôncio-90 (90Sr) conteúdo.

        O monitoramento ambiental pode incluir a coleta de amostras de ar, águas subterrâneas, águas superficiais, solo, folhagem, peixes, leite, animais de caça e assim por diante. As escolhas de quais amostras coletar e com que frequência devem ser baseadas nos propósitos do monitoramento, embora um pequeno número de amostras aleatórias às vezes possa identificar um problema previamente desconhecido.

        O primeiro passo na elaboração de um programa de monitoramento ambiental é caracterizar os radionuclídeos que estão sendo liberados ou com potencial para serem liberados acidentalmente, com relação ao tipo e quantidade e forma física e química.

        A possibilidade de transporte destes radionuclídeos através do ar, águas subterrâneas e águas superficiais é a próxima consideração. O objetivo é prever as concentrações de radionuclídeos que atingem os seres humanos diretamente através do ar e da água ou indiretamente através dos alimentos.

        A bioacumulação de radionuclídeos resultantes da deposição em ambientes aquáticos e terrestres é o próximo item de preocupação. O objetivo é prever a concentração de radionuclídeos assim que eles entram na cadeia alimentar.

        Por fim, examina-se a taxa de consumo humano desses alimentos potencialmente contaminados e como esse consumo contribui para a dose de radiação humana e o consequente risco à saúde. Os resultados dessa análise são usados ​​para determinar a melhor abordagem para amostragem ambiental e para garantir que as metas do programa de monitoramento ambiental sejam atendidas.

        Testes de Vazamento de Fontes Seladas

        Uma fonte selada significa material radioativo que está envolto em uma cápsula projetada para evitar vazamento ou escape do material. Essas fontes devem ser testadas periodicamente para verificar se a fonte não está vazando material radioativo.

        Cada fonte selada deve ser testada quanto a vazamentos antes de seu primeiro uso, a menos que o fornecedor tenha fornecido um certificado indicando que a fonte foi testada dentro de seis meses (três meses para emissores α) antes da transferência para o atual proprietário. Cada fonte selada deve ser testada quanto a vazamentos pelo menos uma vez a cada seis meses (três meses para emissores α) ou em um intervalo especificado pela autoridade reguladora.

        Geralmente, testes de vazamento nas seguintes fontes não são necessários:

        • fontes contendo apenas material radioativo com meia-vida inferior a 30 dias
        • fontes contendo apenas material radioativo como um gás
        • fontes contendo 4 MBq ou menos de material emissor de βγ ou 0.4 MBq ou menos de material emissor de α
        • fontes armazenadas e não utilizadas; no entanto, cada uma dessas fontes deve ser testada quanto a vazamentos antes de qualquer uso ou transferência, a menos que tenha sido testada quanto a vazamentos dentro de seis meses antes da data de uso ou transferência
        • sementes de irídio-192 (192Ir) envolto em fita de nylon.

         

        Um teste de vazamento é realizado retirando uma amostra de limpeza da fonte selada ou das superfícies do dispositivo em que a fonte selada está montada ou armazenada nas quais a contaminação radioativa pode se acumular ou lavando a fonte em um pequeno volume de detergente solução e tratando todo o volume como a amostra.

        A amostra deve ser medida de modo que o teste de vazamento possa detectar a presença de pelo menos 200 Bq de material radioativo na amostra.

        Fontes de rádio seladas requerem procedimentos especiais de teste de vazamento para detectar vazamento de gás radônio (Rn). Por exemplo, um procedimento envolve manter a fonte selada em um frasco com fibras de algodão por pelo menos 24 horas. No final do período, as fibras de algodão são analisadas quanto à presença de descendentes de Rn.

        Uma fonte selada com vazamento acima dos limites permitidos deve ser retirada de serviço. Se a fonte não for reparável, ela deve ser tratada como lixo radioativo. A autoridade reguladora pode exigir que as fontes de vazamento sejam relatadas caso o vazamento seja resultado de um defeito de fabricação que mereça uma investigação mais aprofundada.

        Estoque

        O pessoal de segurança contra radiação deve manter um inventário atualizado de todos os materiais radioativos e outras fontes de radiação ionizante pelas quais o empregador é responsável. Os procedimentos da organização devem garantir que o pessoal de segurança contra radiação esteja ciente do recebimento, uso, transferência e descarte de todos esses materiais e fontes para que o inventário possa ser mantido atualizado. Um inventário físico de todas as fontes seladas deve ser feito pelo menos uma vez a cada três meses. O inventário completo das fontes de radiação ionizante deve ser verificado durante a auditoria anual do programa de segurança contra radiação.

        Afixação de Áreas

        A Figura 1 mostra o símbolo de radiação padrão internacional. Isso deve aparecer de forma proeminente em todos os sinais que indicam áreas controladas para fins de segurança contra radiação e nos rótulos dos recipientes que indicam a presença de materiais radioativos.

        Figura 1. Símbolo de radiação

        ION050F1

        As áreas controladas para fins de segurança contra radiação são frequentemente designadas em termos de aumento dos níveis de taxa de dose. Essas áreas devem ser sinalizadas de forma visível com um sinal ou sinais com o símbolo de radiação e as palavras “CUIDADO, ÁREA DE RADIAÇÃO”, “CUIDADO (or PERIGO), ÁREA DE ALTA RADIAÇÃO” ou “GRAVE PERIGO, ÁREA DE RADIAÇÃO MUITO ELEVADA”, conforme apropriado.

        1. Uma área de radiação é uma área acessível ao pessoal, na qual os níveis de radiação podem resultar em um indivíduo recebendo uma dose equivalente superior a 0.05 mSv em 1 h a 30 cm da fonte de radiação ou de qualquer superfície que a radiação penetre.
        2. Uma área de alta radiação é uma área acessível ao pessoal, na qual os níveis de radiação podem resultar em um indivíduo recebendo uma dose equivalente em excesso de 1 mSv em 1 h a 30 cm da fonte de radiação ou de qualquer superfície que a radiação penetre.
        3. Uma área de radiação muito alta é uma área acessível ao pessoal, na qual os níveis de radiação podem resultar em um indivíduo recebendo uma dose absorvida superior a 5 Gy em 1 h a 1 m de uma fonte de radiação ou de qualquer superfície que a radiação penetre.

        Se uma área ou sala contiver uma quantidade significativa de material radioativo (conforme definido pela autoridade reguladora), a entrada dessa área ou sala deve ser afixada de forma visível com um sinal com o símbolo de radiação e as palavras “CUIDADO (or PERIGO), MATERIAIS RADIOATIVOS”.

        Uma área de radioatividade aérea é uma sala ou área na qual a radioatividade aérea excede certos níveis definidos pela autoridade reguladora. Cada área de radioatividade aerotransportada deve ser afixada com um sinal visível ou sinais com o símbolo de radiação e as palavras “CUIDADO, ÁREA DE RADIOATIVIDADE AÉREA” ou “PERIGO, ÁREA DE RADIOATIVIDADE AÉREA”.

        Exceções a esses requisitos de postagem podem ser concedidas para quartos de pacientes em hospitais onde esses quartos estejam sob controle adequado. Áreas ou salas nas quais as fontes de radiação devem estar localizadas por períodos de oito horas ou menos e são constantemente atendidas sob controle adequado por pessoal qualificado não precisam ser sinalizadas.

        Controle de acesso

        O grau em que o acesso a uma área deve ser controlado é determinado pelo grau de risco potencial de radiação na área.

        Controle de acesso a áreas de alta radiação

        Cada entrada ou ponto de acesso a uma área de alta radiação deve ter um ou mais dos seguintes recursos:

        • um dispositivo de controle que, ao entrar na área, faz com que o nível de radiação seja reduzido abaixo daquele nível em que um indivíduo pode receber uma dose de 1 mSv em 1 h a 30 cm da fonte de radiação ou de qualquer superfície que a radiação penetra
        • um dispositivo de controle que energiza um sinal de alarme visível ou audível visível para que o indivíduo que entra na área de alta radiação e o supervisor da atividade sejam informados da entrada
        • entradas bloqueadas, exceto nos períodos em que o acesso à área é necessário, com controle positivo sobre cada entrada individual.

         

        No lugar dos controles necessários para uma área de alta radiação, pode ser substituída por vigilância direta ou eletrônica contínua capaz de impedir a entrada não autorizada.

        Os controles devem ser estabelecidos de forma a não impedir que indivíduos saiam da área de alta radiação.

        Controle de acesso a áreas de radiação muito alta

        Além dos requisitos para uma área de alta radiação, medidas adicionais devem ser instituídas para garantir que um indivíduo não seja capaz de obter acesso não autorizado ou inadvertido a áreas nas quais os níveis de radiação podem ser encontrados em 5 Gy ou mais em 1 h a 1 m de uma fonte de radiação ou qualquer superfície através da qual a radiação penetra.

        Marcações em Contêineres e Equipamentos

        Cada recipiente de material radioativo acima de uma quantidade determinada pela autoridade reguladora deve ostentar uma etiqueta durável e claramente visível com o símbolo de radiação e as palavras “CUIDADO, MATERIAL RADIOATIVO” ou “PERIGO, MATERIAL RADIOATIVO”. O rótulo também deve fornecer informações suficientes - como o(s) radionuclídeo(s) presente(s), uma estimativa da quantidade de radioatividade, a data para a qual a atividade é estimada, níveis de radiação, tipos de materiais e enriquecimento em massa - para permitir que indivíduos manuseiem ou usem os recipientes, ou trabalhando nas proximidades dos recipientes, para tomar precauções para evitar ou minimizar as exposições.

        Antes da remoção ou descarte de recipientes vazios não contaminados em áreas irrestritas, a etiqueta do material radioativo deve ser removida ou desfigurada, ou deve ser claramente indicado que o recipiente não contém mais materiais radioativos.

        Os recipientes não precisam ser rotulados se:

        1. os recipientes são atendidos por um indivíduo que toma as precauções necessárias para evitar a exposição de indivíduos acima dos limites regulamentares
        2. os contêineres, quando estão em transporte, são embalados e rotulados de acordo com os regulamentos de transporte apropriados
        3. os contêineres são acessíveis apenas a indivíduos autorizados a manuseá-los ou usá-los, ou a trabalhar nas proximidades dos contêineres, se o conteúdo for identificado a esses indivíduos por um registro escrito prontamente disponível (exemplos de contêineres desse tipo são contêineres em locais como canais cheios de água, cofres de armazenamento ou células quentes); o registro deve ser mantido enquanto os contêineres estiverem em uso para a finalidade indicada no registro; ou
        4. os contêineres são instalados em equipamentos de fabricação ou processo, como componentes de reatores, tubulações e tanques.

         

        Dispositivos de Alerta e Alarmes

        Áreas de alta radiação e áreas de radiação muito alta devem ser equipadas com dispositivos de alerta e alarmes conforme discutido acima. Esses dispositivos e alarmes podem ser visíveis, audíveis ou ambos. Dispositivos e alarmes para sistemas como aceleradores de partículas devem ser energizados automaticamente como parte do procedimento de inicialização para que o pessoal tenha tempo de desocupar a área ou desligar o sistema com um botão “scram” antes que a radiação seja produzida. Os botões “Scram” (botões na área controlada que, quando pressionados, fazem com que os níveis de radiação caiam imediatamente para níveis seguros) devem ser facilmente acessíveis e marcados e exibidos com destaque.

        Dispositivos de monitoramento, como monitores de ar contínuo (CAMs), podem ser predefinidos para emitir alarmes sonoros e visíveis ou para desligar um sistema quando determinados níveis de ação são excedidos.

        Instrumentação

        O empregador deve disponibilizar instrumentação adequada ao grau e tipos de radiação e material radioativo presentes no local de trabalho. Esta instrumentação pode ser usada para detectar, monitorar ou medir os níveis de radiação ou radioatividade.

        A instrumentação deve ser calibrada em intervalos apropriados usando métodos acreditados e fontes de calibração. As fontes de calibração devem ser o mais parecidas possível com as fontes a serem detectadas ou medidas.

        Os tipos de instrumentação incluem instrumentos de pesquisa portáteis, monitores de ar contínuo, monitores de portal de mãos e pés, contadores de cintilação líquida, detectores contendo cristais Ge ou NaI e assim por diante.

        Transporte de Material Radioativo

        A Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA) estabeleceu regulamentos para o transporte de material radioativo. A maioria dos países adotou regulamentos compatíveis com os regulamentos de remessa radioativa da IAEA.

        Figura 2. Categoria I - etiqueta BRANCA

        ION050F2

        A Figura 2, a Figura 3 e a Figura 4 são exemplos de etiquetas de remessa que os regulamentos da IAEA exigem no exterior de embalagens apresentadas para remessa que contenham materiais radioativos. O índice de transporte nas etiquetas mostradas na figura 3 e na figura 4 referem-se à taxa de dose efetiva mais alta a 1 m de qualquer superfície da embalagem em mSv/h multiplicado por 100, depois arredondado para o décimo mais próximo. (Por exemplo, se a taxa de dose efetiva mais alta a 1 m de qualquer superfície de uma embalagem for 0.0233 mSv/h, então o índice de transporte é 2.4.)

        Figura 3. Categoria II - etiqueta AMARELA

        ION050F3
        Figura 4. Categoria III - etiqueta AMARELA
        ION050F4

         

        A Figura 5 mostra um exemplo de placa que os veículos terrestres devem exibir com destaque ao transportar pacotes contendo materiais radioativos acima de determinadas quantidades.

        Figura 5. Placa do veículo

        ION050F5

        As embalagens destinadas ao transporte de materiais radioativos devem atender a rigorosos requisitos de teste e documentação. O tipo e a quantidade de material radioativo enviado determinam quais especificações a embalagem deve atender.

        Os regulamentos de transporte de material radioativo são complicados. As pessoas que não enviam materiais radioativos rotineiramente devem sempre consultar especialistas com experiência em tais remessas.

        Resíduos radioativos

        Vários métodos de eliminação de resíduos radioativos estão disponíveis, mas todos são controlados por autoridades reguladoras. Portanto, uma organização deve sempre consultar sua autoridade reguladora para garantir que um método de descarte seja permitido. Os métodos de descarte de resíduos radioativos incluem a retenção do material para decaimento radioativo e posterior descarte sem considerar a radioatividade, incineração, descarte no sistema de esgoto sanitário, enterro em terra e enterro no mar. O enterro no mar muitas vezes não é permitido pela política nacional ou tratado internacional e não será mais discutido.

        Resíduos radioativos de núcleos de reatores (resíduos altamente radioativos) apresentam problemas especiais com relação ao descarte. O manuseio e o descarte desses resíduos são controlados por autoridades regulatórias nacionais e internacionais.

        Freqüentemente, os resíduos radioativos podem ter uma propriedade diferente da radioatividade que, por si só, tornaria os resíduos perigosos. Esses resíduos são chamados resíduos misturados. Exemplos incluem lixo radioativo que também é um risco biológico ou é tóxico. Resíduos mistos requerem tratamento especial. Consulte as autoridades reguladoras para o descarte adequado de tais resíduos.

        Esperando por decaimento radioativo

        Se a meia-vida do material radioativo for curta (geralmente menos de 65 dias) e se a organização tiver espaço de armazenamento suficiente, o rejeito radioativo pode ser mantido para decaimento com descarte subsequente, independentemente de sua radioatividade. Um período de retenção de pelo menos dez meias-vidas geralmente é suficiente para tornar os níveis de radiação indistinguíveis do fundo.

        Os resíduos devem ser examinados antes de serem descartados. A pesquisa deve empregar instrumentação apropriada para a radiação a ser detectada e demonstrar que os níveis de radiação são indistinguíveis do fundo.

        Iincineração

        Se a autoridade reguladora permitir a incineração, geralmente deve ser demonstrado que tal incineração não faz com que a concentração de radionuclídeos no ar exceda os níveis permitidos. As cinzas devem ser examinadas periodicamente para verificar se não são radioativas. Em algumas circunstâncias, pode ser necessário monitorar a chaminé para garantir que as concentrações de ar permitidas não sejam excedidas.

        Descarte na rede de esgoto sanitário

        Se a autoridade reguladora permitir tal descarte, geralmente deve ser demonstrado que tal descarte não faz com que a concentração de radionuclídeos na água exceda os níveis permitidos. O material a ser descartado deve ser solúvel ou facilmente dispersável em água. Muitas vezes, a autoridade reguladora estabelece limites anuais específicos para esse descarte por radionuclídeo.

        Enterro terrestre

        Os resíduos radioativos não descartáveis ​​por qualquer outro meio serão descartados por enterramento em locais licenciados por autoridades reguladoras nacionais ou locais. As autoridades reguladoras controlam rigorosamente esse descarte. Os geradores de resíduos geralmente não têm permissão para descartar resíduos radioativos em suas próprias terras. Os custos associados ao enterro incluem despesas de embalagem, transporte e armazenamento. Esses custos são adicionais ao custo do próprio espaço de sepultura e muitas vezes podem ser reduzidos compactando os resíduos. Os custos de enterro de terra para descarte de resíduos radioativos estão aumentando rapidamente.

        Auditorias do programa

        Os programas de segurança radiológica devem ser auditados periodicamente quanto à eficácia, integridade e conformidade com a autoridade reguladora. A auditoria deve ser feita pelo menos uma vez por ano e ser abrangente. Auto-auditorias são geralmente permitidas, mas auditorias por agências externas independentes são desejáveis. As auditorias de agências externas tendem a ser mais objetivas e têm um ponto de vista mais global do que as auditorias locais. Uma agência de auditoria não associada às operações do dia-a-dia de um programa de segurança contra radiação geralmente pode identificar problemas não vistos pelos operadores locais, que podem ter se acostumado a ignorá-los.

        Training

        Os empregadores devem fornecer treinamento de segurança contra radiação a todos os trabalhadores expostos ou potencialmente expostos a radiação ionizante ou materiais radioativos. Eles devem fornecer treinamento inicial antes de um trabalhador começar a trabalhar e treinamento anual de atualização. Além disso, cada trabalhadora em idade reprodutiva deve receber treinamento especial e informações sobre os efeitos da radiação ionizante no feto e sobre as precauções apropriadas que ela deve tomar. Este treinamento especial deve ser dado quando ela for contratada pela primeira vez, no treinamento anual de atualização e se ela notificar seu empregador que está grávida.

        Todos os indivíduos que trabalham ou frequentam qualquer parte de uma área de acesso restrito para fins de segurança contra radiação:

        • deve ser informado sobre o armazenamento, transferência ou uso de materiais radioativos ou de radiação em tais partes da área restrita
        • deve ser instruído sobre os problemas de proteção à saúde associados à exposição a tais materiais radioativos ou radiação, sobre as precauções ou procedimentos para minimizar a exposição e sobre os propósitos e funções dos dispositivos de proteção empregados
        • deve ser instruído e instruído a observar, na medida do controle do trabalhador, as disposições aplicáveis ​​dos regulamentos nacionais e do empregador para a proteção do pessoal contra exposições à radiação ou materiais radioativos que ocorrem nessas áreas
        • devem ser instruídos sobre sua responsabilidade de relatar imediatamente ao empregador qualquer condição que possa levar ou causar uma violação dos regulamentos nacionais ou do empregador ou exposição desnecessária à radiação ou a material radioativo
        • deve ser instruído na resposta apropriada aos avisos feitos no caso de qualquer ocorrência incomum ou mau funcionamento que possa envolver exposição a radiação ou material radioativo
        • devem ser informados sobre os relatórios de exposição à radiação que os trabalhadores podem solicitar.

         

        A extensão das instruções de segurança contra radiação deve ser compatível com os problemas potenciais de proteção à saúde radiológica na área controlada. As instruções devem ser estendidas conforme apropriado ao pessoal auxiliar, como enfermeiras que atendem pacientes radioativos em hospitais e bombeiros e policiais que podem responder a emergências.

        Qualificações do Trabalhador

        Os empregadores devem garantir que os trabalhadores que usam radiação ionizante sejam qualificados para realizar o trabalho para o qual foram contratados. Os trabalhadores devem ter formação e experiência para desempenhar suas funções com segurança, principalmente no que se refere à exposição e uso de radiações ionizantes e materiais radioativos.

        O pessoal de segurança contra radiação deve ter o conhecimento e as qualificações apropriados para implementar e operar um bom programa de segurança contra radiação. Seus conhecimentos e qualificações devem ser pelo menos compatíveis com os problemas potenciais de proteção à saúde radiológica que eles e os trabalhadores provavelmente enfrentarão.

        Planejamento de Emergência

        Todas as operações, exceto as menores, que usam radiação ionizante ou materiais radioativos, devem ter planos de emergência em vigor. Esses planos devem ser mantidos atualizados e exercitados periodicamente.

        Os planos de emergência devem abordar todas as situações de emergência credíveis. Os planos para uma grande usina nuclear serão muito mais extensos e envolverão uma área e número de pessoas muito maiores do que os planos para um pequeno laboratório de radioisótopos.

        Todos os hospitais, especialmente nas grandes áreas metropolitanas, devem ter planos para receber e cuidar de pacientes contaminados radioativamente. A polícia e as organizações de combate a incêndio devem ter planos para lidar com acidentes de transporte envolvendo material radioativo.

        Manutenção de Registros

        As atividades de segurança contra radiação de uma organização devem ser totalmente documentadas e adequadamente mantidas. Esses registros são essenciais se surgir a necessidade de exposições anteriores à radiação ou liberações de radioatividade e para demonstrar conformidade com os requisitos da autoridade reguladora. A manutenção consistente, precisa e abrangente de registros deve receber alta prioridade.

        Considerações organizacionais

        O cargo de principal responsável pela segurança radiológica deve ser colocado na organização de forma que ele tenha acesso imediato a todos os escalões de trabalhadores e de gestão. Ele ou ela deve ter livre acesso a áreas cujo acesso é restrito para fins de segurança radiológica e autoridade para interromper imediatamente práticas inseguras ou ilegais.

         

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        Este artigo descreve vários acidentes de radiação significativos, suas causas e as respostas a eles. Uma revisão dos eventos que antecederam, durante e após esses acidentes pode fornecer aos planejadores informações para evitar futuras ocorrências de tais acidentes e para melhorar uma resposta rápida e apropriada no caso de um acidente semelhante ocorrer novamente.

        Morte por radiação aguda resultante de uma excursão crítica nuclear acidental em 30 de dezembro de 1958

        Este relatório é digno de nota porque envolveu a maior dose acidental de radiação recebida por seres humanos (até o momento) e por causa do trabalho extremamente profissional e minucioso do caso. Isso representa um dos melhores, se não o melhor, documentado síndrome de radiação aguda descrições existentes (JOM 1961).

        Às 4h35 do dia 30 de dezembro de 1958, ocorreu uma excursão crítica acidental resultando em lesão fatal por radiação a um funcionário (K) na usina de recuperação de plutônio do Laboratório Nacional de Los Alamos (Novo México, Estados Unidos).

        A hora do acidente é importante porque seis outros trabalhadores estavam na mesma sala com K trinta minutos antes. A data do acidente é importante porque o fluxo normal de material físsil para dentro do sistema foi interrompido para o inventário físico de final de ano. Essa interrupção fez com que um procedimento rotineiro se tornasse não rotineiro e levou a uma “criticidade” acidental dos sólidos ricos em plutônio que foram acidentalmente introduzidos no sistema.

        Resumo das estimativas da exposição à radiação de K

        A melhor estimativa da exposição média total do corpo de K foi entre 39 e 49 Gy, dos quais cerca de 9 Gy foram devidos a nêutrons de fissão. Uma porção consideravelmente maior da dose foi administrada na metade superior do corpo do que na metade inferior. A Tabela 1 mostra uma estimativa da exposição à radiação de K.

        Tabela 1. Estimativas da exposição à radiação de K

        Região e condições

        nêutron rápido
        dose absorvida (Gy)

        Gama
        dose absorvida (Gy)

        Total
        dose absorvida (Gy)

        Chefe (incidente)

        26

        78

        104

        Abdome superior
        (incidente)

        30

        90

        124

        Corpo total (média)

        9

        30-40

        39-49

         

        Curso clínico do paciente

        Em retrospecto, o curso clínico do paciente K pode ser dividido em quatro períodos distintos. Esses períodos diferiram em duração, sintomas e resposta à terapia de suporte.

        O primeiro período, com duração de 20 a 30 minutos, foi caracterizado por seu colapso físico imediato e incapacitação mental. Sua condição progrediu para semiconsciência e prostração severa.

        O segundo período durou cerca de 1.5 horas e começou com sua chegada em maca ao pronto-socorro do hospital e terminou com sua transferência do pronto-socorro para a enfermaria para posterior terapia de suporte. Este intervalo foi caracterizado por um choque cardiovascular tão grave que a morte parecia iminente durante todo o tempo. Ele parecia estar sofrendo de fortes dores abdominais.

        O terceiro período durou cerca de 28 horas e foi caracterizado por melhora subjetiva suficiente para encorajar tentativas contínuas de aliviar sua anóxia, hipotensão e insuficiência circulatória.

        O quarto período começou com o início não anunciado de irritabilidade e antagonismo rapidamente crescentes, beirando a mania, seguidos de coma e morte em aproximadamente 2 horas. Todo o curso clínico durou 35 horas desde o momento da exposição à radiação até a morte.

        As alterações clinicopatológicas mais dramáticas foram observadas nos sistemas hematopoiético e urinário. Não foram encontrados linfócitos no sangue circulante após a oitava hora, e houve paralisação urinária praticamente completa apesar da administração de grande quantidade de fluidos.

        A temperatura retal de K variou entre 39.4 e 39.7°C nas primeiras 6 horas e depois caiu vertiginosamente ao normal, onde permaneceu durante toda a sua vida. Essa alta temperatura inicial e sua manutenção por 6 horas foram consideradas de acordo com sua suspeita de dose maciça de radiação. Seu prognóstico era grave.

        De todas as várias determinações feitas durante o curso da doença, as alterações na contagem de glóbulos brancos foram consideradas o indicador de prognóstico mais simples e melhor de irradiação grave. O virtual desaparecimento de linfócitos da circulação periférica em 6 horas de exposição foi considerado um sinal grave.

        Dezesseis diferentes agentes terapêuticos foram empregados no tratamento sintomático de K durante um período de cerca de 30 horas. Apesar disso e da contínua administração de oxigênio, seus batimentos cardíacos tornaram-se muito distantes, lentos e irregulares cerca de 32 horas após a irradiação. Seu coração então ficou progressivamente mais fraco e parou repentinamente 34 horas e 45 minutos após a irradiação.

        Acidente nº 1 do Reator Windscale de 9 a 12 de outubro de 1957

        O reator Windscale nº 1 era um reator de produção de plutônio alimentado por urânio natural moderado a grafite e resfriado a ar. O núcleo foi parcialmente destruído por um incêndio em 15 de outubro de 1957. Este incêndio resultou em uma liberação de aproximadamente 0.74 PBq (10+15 Bq) de iodo-131 (131I) para o ambiente a favor do vento.

        De acordo com um relatório de informações sobre acidentes da Comissão de Energia Atômica dos EUA sobre o incidente Windscale, o acidente foi causado por erros de julgamento do operador em relação aos dados do termopar e foi agravado pelo manuseio incorreto do reator que permitiu que a temperatura do grafite aumentasse muito rapidamente. Também contribuiu o fato de que os termopares de temperatura do combustível estavam localizados na parte mais quente do reator (ou seja, onde ocorreram as maiores taxas de dosagem) durante as operações normais, em vez de nas partes do reator que eram mais quentes durante uma liberação anormal. Uma segunda deficiência do equipamento era o medidor de potência do reator, que foi calibrado para operações normais e lido baixo durante o recozimento. Como resultado do segundo ciclo de aquecimento, a temperatura do grafite aumentou em 9 de outubro, especialmente na parte frontal inferior do reator, onde alguns revestimentos falharam devido ao rápido aumento de temperatura anterior. Embora houvesse uma série de pequenas liberações de iodo em 9 de outubro, as liberações não foram reconhecidas até 10 de outubro, quando o medidor de atividade da pilha mostrou um aumento significativo (que não foi considerado altamente significativo). Finalmente, na tarde de 10 de outubro, outro monitoramento (local de Calder) indicou a liberação de radioatividade. Os esforços para resfriar o reator forçando o ar através dele não apenas falharam, mas na verdade aumentaram a magnitude da radioatividade liberada.

        As liberações estimadas do acidente Windscale foram de 0.74 PBq de 131I, 0.22 PBq de césio-137 (137Cs), 3.0 TBq (1012Bq) de estrôncio-89 (89Sr) e 0.33 TBq de estrôncio-90
        (90Sr). A maior taxa de dose gama absorvida fora do local foi de cerca de 35 μGy/h devido à atividade aérea. As leituras de atividade do ar em torno das usinas Windscale e Calder geralmente eram de 5 a 10 vezes os níveis máximos permitidos, com picos ocasionais de 150 vezes os níveis permitidos. A proibição do leite estendeu-se por um raio de aproximadamente 420 km.

        Durante as operações para colocar o reator sob controle, 14 trabalhadores receberam doses equivalentes superiores a 30 mSv por trimestre civil, com a dose máxima equivalente a 46 mSv por trimestre civil.

        As lições aprendidas

        Muitas lições foram aprendidas em relação ao projeto e operação do reator de urânio natural. As inadequações relativas à instrumentação do reator e ao treinamento do operador do reator também trazem à tona pontos análogos ao acidente de Three Mile Island (ver abaixo).

        Não existiam diretrizes para a exposição permissível de curto prazo ao radioiodo nos alimentos. O British Medical Research Council realizou uma investigação e análise imediata e completa. Muita engenhosidade foi usada para derivar prontamente as concentrações máximas permitidas para 131eu na comida. O estudo Níveis de referência de emergência que resultou desse acidente serve como base para guias de planejamento de emergência hoje usados ​​em todo o mundo (Bryant 1969).

        Uma correlação útil foi derivada para prever a contaminação significativa por radioiodo no leite. Verificou-se que os níveis de radiação gama em pastagens que excederam 0.3 μGy/h produziram leite que excedeu 3.7 MBq/m3.

        A dose absorvida por inalação de exposição externa a radioiodos é insignificante em comparação com a ingestão de leite ou a ingestão de laticínios. Em uma emergência, a espectroscopia gama rápida é preferível a procedimentos laboratoriais mais lentos.

        Quinze equipes de duas pessoas realizaram pesquisas de radiação e obtiveram amostras. Vinte pessoas foram usadas para coordenar a amostra e relatar os dados. Cerca de 150 radioquímicos estiveram envolvidos na análise de amostragem.

        Os filtros de pilha de lã de vidro não são satisfatórios em condições de acidente.

        Acidente do Acelerador de Petróleo do Golfo em 4 de outubro de 1967

        Os técnicos da Gulf Oil Company estavam usando um acelerador Van de Graaff de 3 MeV para a ativação de amostras de solo em 4 de outubro de 1967. porta e a sala-alvo dentro da porta produziram exposições acidentais graves a três indivíduos. Um indivíduo recebeu aproximadamente 1 Gy equivalente de dose de corpo inteiro, o segundo recebeu cerca de 3 Gy de equivalente de dose de corpo inteiro e o terceiro recebeu aproximadamente 6 Gy de equivalente de dose de corpo inteiro, além de aproximadamente 60 Gy para as mãos e 30 Gy para os pés.

        Uma das vítimas do acidente compareceu ao departamento médico queixando-se de náuseas, vômitos e dores musculares generalizadas. Seus sintomas inicialmente foram diagnosticados erroneamente como sintomas de gripe. Quando o segundo paciente chegou com aproximadamente os mesmos sintomas, foi decidido que eles poderiam ter recebido exposições significativas à radiação. Os crachás de filmes confirmaram isso. O Dr. Niel Wald, da Divisão de Saúde Radiológica da Universidade de Pittsburgh, supervisionou os testes de dosimetria e também atuou como médico coordenador na investigação e tratamento dos pacientes.

        O Dr. Wald rapidamente enviou unidades de filtro absoluto para o hospital do oeste da Pensilvânia, em Pittsburgh, onde os três pacientes foram internados. Ele montou esses filtros absolutos/filtros de fluxo laminar para limpar o ambiente dos pacientes de todos os contaminantes biológicos. Essas unidades de “isolamento reverso” foram usadas no paciente de exposição de 1 Gy por cerca de 16 dias e nos pacientes de exposição de 3 e 6 Gy por cerca de um mês e meio.

        O Dr. E. Donnal Thomas, da Universidade de Washington, chegou para realizar um transplante de medula óssea no paciente de 6 Gy no oitavo dia após a exposição. O irmão gêmeo do paciente serviu como doador de medula óssea. Embora este heróico tratamento médico tenha salvado a vida do paciente de 6 Gy, nada poderia ser feito para salvar seus braços e pernas, cada um dos quais recebeu uma dose absorvida de dezenas de cinzas.

        As lições aprendidas

        Se o procedimento operacional simples de sempre usar um medidor de levantamento ao entrar na sala de exposição tivesse sido seguido, este trágico acidente teria sido evitado.

        Pelo menos dois bloqueios foram fechados por longos períodos de tempo antes deste acidente. Derrotar os intertravamentos de proteção é intolerável.

        Devem ter sido feitas verificações regulares de manutenção nos intertravamentos de energia operados por chave para o acelerador.

        O atendimento médico oportuno salvou a vida da pessoa com maior exposição. O procedimento heróico de um transplante completo de medula óssea junto com o uso de isolamento reverso e cuidados médicos de qualidade foram fatores importantes para salvar a vida dessa pessoa.

        Filtros de isolamento reverso podem ser obtidos em questão de horas para serem instalados em qualquer hospital para atender pacientes altamente expostos.

        Em retrospecto, as autoridades médicas envolvidas com esses pacientes teriam recomendado a amputação mais cedo e em nível definitivo dentro de dois ou três meses após a exposição. A amputação precoce diminui a probabilidade de infecção, proporciona um período mais curto de dor intensa, reduz a medicação para dor necessária para o paciente, possivelmente reduz a permanência do paciente no hospital e possivelmente contribui para uma reabilitação mais precoce. A amputação precoce deve, é claro, ser feita ao correlacionar as informações dosimétricas com as observações clínicas.

        O acidente do reator SL-1 Prototype (Idaho, EUA, 3 de janeiro de 1961)

        Este é o primeiro (e até agora o único) acidente fatal na história das operações de reatores nos Estados Unidos. O SL-1 é um protótipo de um pequeno Reator de Potência do Exército (APPR) projetado para transporte aéreo para áreas remotas para produção de energia elétrica. Este reator foi usado para testes de combustível e para treinamento da tripulação do reator. Foi operado no local remoto do deserto da Estação Nacional de Testes do Reator em Idaho Falls, Idaho, pela Combustion Engineering para o Exército dos EUA. O SL-1 foi não um reator de energia comercial (AEC 1961; American Nuclear Society 1961).

        No momento do acidente, o SL-1 estava carregado com 40 elementos de combustível e 5 lâminas de haste de controle. Podia produzir um nível de potência de 3 MW (térmico) e era um reator refrigerado a água fervente e moderado.

        O acidente resultou na morte de três militares. O acidente foi causado pela retirada de uma única haste de controle por uma distância de mais de 1 m. Isso fez com que o reator entrasse em criticidade imediata. A razão pela qual um operador de reator qualificado e licenciado com muita experiência em operação de reabastecimento retirou a haste de controle além de seu ponto de parada normal é desconhecida.

        Uma das três vítimas do acidente ainda estava viva quando o pessoal de resposta inicial chegou ao local do acidente. Produtos de fissão de alta atividade cobriram seu corpo e foram incorporados em sua pele. Porções da pele da vítima registraram mais de 4.4 Gy/h a 15 cm e dificultaram o resgate e o tratamento médico.

        As lições aprendidas

        Nenhum reator projetado desde o acidente do SL-1 pode ser levado ao estado “prompt-critical” com uma única haste de controle.

        Todos os reatores devem ter medidores de pesquisa portáteis no local com faixas superiores a 20 mGy/h. São recomendados medidores de levantamento com alcance máximo de 10 Gy/h.

        Nota: O acidente de Three Mile Island mostrou que 100 Gy/h é o intervalo necessário para medições gama e beta.

        Instalações de tratamento são necessárias onde um paciente altamente contaminado pode receber tratamento médico definitivo com salvaguardas razoáveis ​​para o pessoal de atendimento. Como a maioria dessas instalações estará em clínicas com outras missões em andamento, o controle de contaminantes radioativos transportados pelo ar e pela água pode exigir provisões especiais.

        Máquinas de raios X, industriais e analíticas

        As exposições acidentais de sistemas de raios X são numerosas e geralmente envolvem exposições extremamente altas a pequenas porções do corpo. Não é incomum que os sistemas de difração de raios X produzam taxas de dose absorvida de 5 Gy/s a 10 cm do foco do tubo. Em distâncias mais curtas, taxas de 100 Gy/s têm sido frequentemente medidas. O feixe geralmente é estreito, mas mesmo alguns segundos de exposição podem resultar em lesões locais graves (Lubenau et al. 1967; Lindell 1968; Haynie e Olsher 1981; ANSI 1977).

        Como esses sistemas são frequentemente usados ​​em circunstâncias “não rotineiras”, eles se prestam à produção de exposições acidentais. Os sistemas de raios X comumente usados ​​em operações normais parecem ser razoavelmente seguros. A falha do equipamento não causou exposições graves.

        Lições aprendidas com exposições acidentais de raios-x

        A maioria das exposições acidentais ocorreu durante usos não rotineiros, quando o equipamento foi parcialmente desmontado ou as tampas de blindagem foram removidas.

        Nas exposições mais graves, faltava instrução adequada para o pessoal e o pessoal de manutenção.

        Se métodos simples e à prova de falhas tivessem sido usados ​​para garantir que os tubos de raios X fossem desligados durante reparos e manutenção, muitas exposições acidentais teriam sido evitadas.

        Dosímetros pessoais de dedo ou pulso devem ser usados ​​para operadores e pessoal de manutenção que trabalham com essas máquinas.

        Se os bloqueios tivessem sido necessários, muitas exposições acidentais teriam sido evitadas.

        O erro do operador foi uma causa contribuinte na maioria dos acidentes. A falta de invólucros adequados ou um design de blindagem ruim muitas vezes piorava a situação.

        Iacidentes de radiografia industrial

        Da década de 1950 até a década de 1970, a maior taxa de acidentes de radiação para uma única atividade foi consistentemente para operações radiográficas industriais (IAEA 1969, 1977). Os órgãos reguladores nacionais continuam lutando para reduzir a taxa por meio de uma combinação de regulamentações aprimoradas, requisitos rígidos de treinamento e políticas de fiscalização e execução cada vez mais rigorosas (USCFR 1990). Esses esforços regulatórios geralmente foram bem-sucedidos, mas muitos acidentes associados à radiografia industrial ainda ocorrem. A legislação que permite pesadas multas monetárias pode ser a ferramenta mais eficaz para manter a segurança da radiação focada nas mentes da gerência de radiografia industrial (e também, portanto, nas mentes dos trabalhadores).

        Causas de acidentes de radiografia industrial

        Treinamento de trabalhadores. A radiografia industrial provavelmente tem requisitos de educação e treinamento mais baixos do que qualquer outro tipo de emprego de radiação. Portanto, os requisitos de treinamento existentes devem ser rigorosamente aplicados.

        Incentivo à produção do trabalhador. Durante anos, a maior ênfase para os radiologistas industriais foi colocada na quantidade de radiografias bem-sucedidas produzidas por dia. Essa prática pode levar a atos inseguros, bem como ao não uso ocasional da dosimetria pessoal, de modo que não seja detectado o excesso dos limites de equivalente de dose.

        Falta de pesquisas adequadas. O levantamento completo dos suínos de origem (recipientes de armazenamento) (figura 1) após cada exposição é o mais importante. A não realização dessas pesquisas é a causa mais provável de exposições desnecessárias, muitas das quais não são registradas, uma vez que os radiologistas industriais raramente usam dosímetros manuais ou digitais (figura 1).

        Figura 1. Câmera de radiografia industrial

        ION060F1

        Problemas de equipamento. Devido ao uso intenso de câmeras radiográficas industriais, os mecanismos de enrolamento da fonte podem se soltar e fazer com que a fonte não se retraia completamente para sua posição segura de armazenamento (ponto A na figura 1). Há também muitos casos de falhas de intertravamento da fonte do armário que causam exposições acidentais do pessoal.

        Desenho de Planos de Emergência

        Existem muitas diretrizes excelentes, tanto gerais quanto específicas, para a elaboração de planos de emergência. Algumas referências são particularmente úteis. Estas são dadas nas leituras sugeridas no final deste capítulo.

        Elaboração inicial do plano de emergência e procedimentos

        Primeiro, deve-se avaliar todo o inventário de material radioativo da instalação em questão. Em seguida, acidentes críveis devem ser analisados ​​para que se possa determinar os prováveis ​​prazos máximos de liberação da fonte. Em seguida, o plano e seus procedimentos devem permitir que os operadores das instalações:

          1. reconhecer uma situação de acidente
          2. classificar o acidente de acordo com a gravidade
          3. tomar medidas para mitigar o acidente
          4. fazer notificações oportunas
          5. pedir ajuda de forma eficiente e rápida
          6. quantificar lançamentos
          7. acompanhar as exposições dentro e fora do local, bem como manter as exposições de emergência ALARA
          8. recuperar a instalação o mais rápido possível
          9. manter registros precisos e detalhados.

                           

                          Tipos de acidentes associados a reatores nucleares

                          Segue uma lista, do mais provável ao menos provável, dos tipos de acidentes associados a reatores nucleares. (O acidente do reator não nuclear, do tipo industrial geral é de longe o mais provável.)

                            1. Liberação inesperada de baixo nível de material radioativo com pouca ou nenhuma exposição à radiação externa para o pessoal. Geralmente ocorre durante grandes revisões ou no transporte de resina ou combustível usado. O vazamento do sistema de refrigeração e os derramamentos do coletor de amostra do líquido de refrigeração são frequentemente causas de disseminação de contaminação radioativa.
                            2. Exposição externa inesperada do pessoal. Isso geralmente ocorre durante grandes revisões ou manutenções de rotina.
                            3. Uma combinação de disseminação de contaminação, contaminação de pessoal e exposição de pessoal à radiação externa de baixo nível é o próximo acidente mais provável. Esses acidentes ocorrem nas mesmas condições dos itens 1 e 2 acima.
                            4. Contaminação grosseira da superfície devido a um grande vazamento do sistema de refrigeração do reator ou vazamento de refrigerante de combustível usado.
                            5. Lascas ou partículas grandes de CRUD ativado (veja a definição abaixo) dentro ou sobre a pele, orelhas ou olhos.
                            6. Exposição à radiação de alto nível do pessoal da fábrica. Isso geralmente é causado por descuido.
                            7. Liberação de quantidades pequenas, mas maiores do que as permitidas, de resíduos radioativos para fora dos limites da usina. Isso geralmente está associado a falhas humanas.
                            8. Derretimento do reator. Contaminação grosseira fora do local mais alta exposição do pessoal provavelmente ocorreria.
                            9. Excursão do reator (acidente do tipo SL-1).

                                             

                                            Radionuclídeos esperados de acidentes em reatores refrigerados a água:

                                              • produtos de corrosão e erosão ativados (comumente conhecidos como CRU) no refrigerante; por exemplo, cobalto-60 ou -58 (60co, 58Co), ferro-59 (59Fe), manganês-58 (58Mn) e tântalo-183 (183ta)
                                              • produtos de fissão de baixo nível geralmente presentes no refrigerante; por exemplo, iodo-131 (131I) e césio-137 (137cs)
                                              • em reatores de água fervente, 1 e 2 acima, além de desgaseificação contínua de baixos níveis de trítio 
                                              • (3H) e gases nobres radioativos como xenônio-133 e -135 (133Xê, 135Xe), argônio-41 (41Ar) e criptônio-85 (85kr)
                                              • trítio (3H) fabricado dentro do núcleo na proporção de 1.3 × 10-4 átomos de 3H por fissão (apenas uma fração disso deixa o combustível).

                                                    Figura 2. Exemplo de plano de emergência de usina nuclear, índice

                                                    ION060T2

                                                    Plano Típico de Emergência de Usina Nuclear, Índice

                                                    A Figura 2 é um exemplo de índice de um plano de emergência de usina nuclear. Esse plano deve incluir cada capítulo mostrado e ser adaptado para atender aos requisitos locais. Uma lista de procedimentos típicos de implementação de reatores de potência é fornecida na figura 3.

                                                    Figura 3. Procedimentos típicos de implementação do reator de potência

                                                    ION060F5

                                                    Monitoramento Ambiental Radiológico em Acidentes

                                                    Esta tarefa é frequentemente chamada de EREMP (Programa de Monitoramento Ambiental Radiológico de Emergência) em grandes instalações.

                                                    Uma das lições mais importantes aprendidas para a Comissão Reguladora Nuclear dos EUA e outras agências governamentais do acidente de Three Mile Island foi que não se pode implementar o EREMP com sucesso em um ou dois dias sem um planejamento prévio extensivo. Embora o governo dos EUA tenha gasto muitos milhões de dólares monitorando o ambiente ao redor da estação nuclear de Three Mile Island durante o acidente, menos de 5% das liberações totais foram medidas. Isso se deveu a um planejamento prévio deficiente e inadequado.

                                                    Projetando Programas de Monitoramento Ambiental Radiológico de Emergência

                                                    A experiência tem mostrado que o único EREMP bem-sucedido é aquele que é projetado no programa de monitoramento ambiental radiológico de rotina. Durante os primeiros dias do acidente de Three Mile Island, soube-se que um EREMP eficaz não pode ser estabelecido com sucesso em um dia ou dois, não importa quanta mão de obra e dinheiro sejam aplicados ao programa.

                                                    Locais de amostragem

                                                    Todos os locais do programa de monitoramento ambiental radiológico de rotina serão usados ​​durante o monitoramento de acidentes de longo prazo. Além disso, um número de novos locais deve ser configurado para que as equipes motorizadas de pesquisa tenham locais pré-determinados em cada porção de cada setor de 22½° (ver figura 3). Geralmente, os locais de amostragem serão em áreas com estradas. No entanto, devem ser feitas exceções para locais normalmente inacessíveis, mas potencialmente ocupados, como acampamentos e trilhas para caminhadas a cerca de 16 km a favor do vento do acidente.

                                                    Figura 3. Designações de setores e zonas para amostragem radiológica e pontos de monitoramento dentro das zonas de planejamento de emergência

                                                    ION060F4

                                                    A Figura 3 mostra a designação de setor e zona para pontos de monitoramento ambiental e de radiação. Pode-se designar setores de 22½° por pontos cardeais (por exemplo, N, Nne e NE) ou por letras simples (por exemplo, A NFT`s R). No entanto, o uso de letras não é recomendado porque elas são facilmente confundidas com a notação direcional. Por exemplo, é menos confuso usar o direcional W para oeste ao invés da letra N.

                                                    Cada local de amostragem designado deve ser visitado durante um exercício prático para que as pessoas responsáveis ​​pelo monitoramento e amostragem estejam familiarizadas com a localização de cada ponto e estejam cientes de “espaços mortos” de rádio, estradas ruins, problemas para encontrar os locais no escuro e assim por diante. Uma vez que nenhum exercício cobrirá todos os locais pré-designados dentro da zona de proteção de emergência de 16 km, os exercícios devem ser planejados de forma que todos os pontos de amostragem sejam eventualmente visitados. Muitas vezes vale a pena predeterminar a capacidade dos veículos da equipe de pesquisa para se comunicar com cada ponto pré-designado. As localizações reais dos pontos de amostragem são escolhidas utilizando os mesmos critérios do REMP (NRC 1980); por exemplo, linha do local, área de exclusão mínima, indivíduo mais próximo, comunidade mais próxima, escola mais próxima, hospital, casa de repouso, rebanho de animais leiteiros, jardim, fazenda e assim por diante.

                                                    Equipe de vistoria de monitoramento radiológico

                                                    Durante um acidente envolvendo liberações significativas de materiais radioativos, as equipes de monitoramento radiológico devem estar continuamente monitorando em campo. Eles também devem monitorar continuamente no local, se as condições permitirem. Normalmente, essas equipes monitorarão a radiação gama e beta do ambiente e amostrarão o ar quanto à presença de partículas radioativas e halogênios.

                                                    Essas equipes devem ser bem treinadas em todos os procedimentos de monitoramento, incluindo o monitoramento de suas próprias exposições, e serem capazes de retransmitir com precisão esses dados para a estação base. Detalhes como tipo de medidor de levantamento, número de série e status de janela aberta ou fechada devem ser cuidadosamente relatados em folhas de registro bem projetadas.

                                                    No início de uma emergência, uma equipe de monitoramento de emergência pode ter que monitorar por 12 horas ininterruptas. Após o período inicial, no entanto, o tempo de campo para a equipe de pesquisa deve ser reduzido para oito horas com pelo menos um intervalo de 30 minutos.

                                                    Uma vez que pode ser necessária uma vigilância contínua, devem ser implementados procedimentos para fornecer comida e bebida às equipas de pesquisa, instrumentos e baterias de substituição e para a transferência de filtros de ar para a frente e para trás.

                                                    Embora as equipes de pesquisa provavelmente trabalhem 12 horas por turno, são necessários três turnos por dia para fornecer vigilância contínua. Durante o acidente de Three Mile Island, um mínimo de cinco equipes de monitoramento foi implantado a qualquer momento nas primeiras duas semanas. A logística para apoiar tal esforço deve ser cuidadosamente planejada com antecedência.

                                                    Equipe de amostragem ambiental radiológica

                                                    Os tipos de amostras ambientais coletadas durante um acidente dependem do tipo de liberação (aérea versus água), direção do vento e época do ano. Amostras de solo e água potável devem ser coletadas mesmo no inverno. Embora as liberações de radio-halogênio possam não ser detectadas, amostras de leite devem ser coletadas devido ao grande fator de bioacumulação.

                                                    Muitas amostras de alimentos e ambientais devem ser coletadas para tranquilizar o público, mesmo que razões técnicas não justifiquem o esforço. Além disso, esses dados podem ser inestimáveis ​​durante qualquer procedimento legal subsequente.

                                                    Folhas de registro pré-planejadas usando procedimentos de dados externos cuidadosamente pensados ​​são essenciais para amostras ambientais. Todas as pessoas que coletam amostras ambientais devem demonstrar uma compreensão clara dos procedimentos e ter treinamento de campo documentado.

                                                    Se possível, a coleta de dados de amostra ambiental fora do local deve ser feita por um grupo externo independente. Também é preferível que as amostras ambientais de rotina sejam coletadas pelo mesmo grupo externo, de modo que o valioso grupo local possa ser usado para outras coletas de dados durante um acidente.

                                                    É notável que durante o acidente de Three Mile Island todas as amostras ambientais que deveriam ter sido coletadas foram coletadas e nenhuma amostra ambiental foi perdida. Isso ocorreu mesmo que a taxa de amostragem tenha aumentado por um fator de mais de dez em relação às taxas de amostragem pré-acidente.

                                                    Equipamento de monitoramento de emergência

                                                    O estoque de equipamentos de monitoramento de emergência deve ser pelo menos o dobro do necessário em um determinado momento. Armários devem ser colocados em torno de complexos nucleares em vários lugares para que nenhum acidente impeça o acesso a todos esses armários. Para garantir a prontidão, o equipamento deve ser inventariado e sua calibração verificada pelo menos duas vezes por ano e após cada exercício. Vans e caminhões em grandes instalações nucleares devem ser completamente equipados para vigilância de emergência dentro e fora do local.

                                                    Os laboratórios de contagem no local podem ficar inutilizáveis ​​durante uma emergência. Portanto, arranjos prévios devem ser feitos para um laboratório de contagem alternativo ou móvel. Este é agora um requisito para as usinas nucleares dos EUA (USNRC 1983).

                                                    O tipo e a sofisticação do equipamento de monitoramento ambiental devem atender aos requisitos de atendimento ao pior acidente crível da instalação nuclear. A seguir está uma lista de equipamentos típicos de monitoramento ambiental necessários para usinas de energia nuclear:

                                                      1. O equipamento de amostragem de ar deve incluir unidades operadas por bateria para amostragem de curto prazo e AC operável com registradores de gráficos e recursos de alarme para vigilância de longo prazo.
                                                      2. O equipamento de amostragem de líquidos deve conter amostradores contínuos. Os amostradores devem ser operáveis ​​no ambiente local, não importa o quão difícil seja.
                                                      3. Os medidores portáteis de pesquisa gama para trabalhos com implantes devem ter um alcance máximo de 100 Gy/h, e equipamentos de pesquisa separados devem ser capazes de medir a radiação beta de até 100 Gy/h.
                                                      4. No local, a dosimetria pessoal deve incluir capacidade de medição beta, bem como dosímetros termoluminescentes (TLDs) de dedo (figura 4). Outra dosimetria de extremidade também pode ser necessária. Conjuntos extras de dosímetros de controle são sempre necessários em emergências. Um leitor TLD portátil pode ser necessário para se conectar ao computador da estação via modem telefônico em locais de emergência. Equipes internas de pesquisa, como equipes de resgate e reparo, devem ter dosímetros de bolso de baixo e alto alcance, bem como dosímetros de alarme pré-definidos. Deve-se pensar cuidadosamente nos níveis de dose pré-estabelecidos para equipes que podem estar em áreas de alta radiação.
                                                      5. Suprimentos de roupas de proteção devem ser fornecidos em locais de emergência e em veículos de emergência. Roupas de proteção extras devem estar disponíveis em caso de acidentes que durem por um longo período de tempo.
                                                      6. O equipamento de proteção respiratória deve estar em todos os armários e veículos de emergência. Listas atualizadas de pessoal treinado em respiração devem ser mantidas em cada uma das principais áreas de armazenamento de equipamentos de emergência.
                                                      7. Veículos móveis equipados com rádios são essenciais para equipes de levantamento de monitoramento de radiação de emergência. A localização e a disponibilidade de veículos de reserva devem ser conhecidas.
                                                      8. Os equipamentos da equipe de levantamento ambiental devem ser armazenados em local conveniente, de preferência fora do local, para que estejam sempre disponíveis.
                                                      9. Os kits de emergência devem ser colocados no Centro de Suporte Técnico e nas Instalações Externas de Emergência para que as equipes de pesquisa substitutas não precisem ir ao local para receber equipamentos e serem implantados.
                                                      10. Para um acidente grave envolvendo a liberação de materiais radioativos no ar, devem estar preparados os preparativos para o uso de helicópteros e aviões monomotores para vigilância aérea.

                                                                       

                                                                      Figura 4. Um radiologista industrial usando um crachá TLD e um dosímetro termoluminescente de anel (opcional nos EUA)

                                                                      ION060F2

                                                                      A análise dos dados

                                                                      A análise de dados ambientais durante um acidente grave deve ser transferida o mais rápido possível para um local externo, como o Centro de Emergência Externo.

                                                                      Diretrizes predefinidas sobre quando os dados de amostra ambiental devem ser relatados à administração devem ser estabelecidas. O método e a frequência de transferência de dados de amostra ambiental para agências governamentais devem ser acordados no início do acidente.

                                                                      Lições de física da saúde e radioquímica aprendidas com o acidente de Three Mile Island

                                                                      Consultores externos foram necessários para realizar as seguintes atividades porque os físicos fitossanitários estavam totalmente ocupados com outras funções durante as primeiras horas do acidente de Three Mile Island em 28 de março de 1979:

                                                                        • avaliação de liberação de efluentes radioativos (gasoso e líquido), incluindo coleta de amostras, coordenação de laboratórios para contagem de amostras, controle de qualidade de laboratórios, coleta de dados, análise de dados, geração de relatórios, distribuição de dados para órgãos governamentais e proprietário da usina
                                                                        • avaliação de dose, incluindo investigações de superexposição real e suspeita, contaminação da pele e investigações de depósito interno, maquetes de exposição significativa e cálculos de dose
                                                                        • programa de monitoramento ambiental radiológico, incluindo coordenação completa de coleta de amostras, análise de dados, geração e distribuição de relatórios, notificações de pontos de ação, expansão do programa para a situação do acidente e, em seguida, contração do programa por até um ano após o acidente
                                                                        • estudos especiais de dosimetria beta, incluindo estudos do estado da arte em monitoramento beta de pessoal, modelagem da dose beta de contaminantes radioativos na pele, comparações intercomparativas de todos os sistemas de dosimetria pessoal TLD beta-gama disponíveis comercialmente.

                                                                               

                                                                              A lista acima inclui exemplos de atividades que a equipe típica de física de saúde da concessionária não pode realizar adequadamente durante um acidente grave. A equipe de física de saúde de Three Mile Island era muito experiente, experiente e competente. Eles trabalharam de 15 a 20 horas por dia nas duas primeiras semanas após o acidente, sem interrupção. No entanto, as exigências adicionais causadas pelo acidente foram tão numerosas que eles foram incapazes de realizar muitas tarefas rotineiras importantes que normalmente seriam realizadas facilmente.

                                                                              As lições aprendidas com o acidente de Three Mile Island incluem:

                                                                              Entrada do edifício auxiliar durante o acidente

                                                                                1. Todas as entradas devem estar em uma nova permissão de trabalho de radiação revisada pelo físico de saúde sênior no local e assinada pelo superintendente da unidade ou substituto designado.
                                                                                2. A sala de controle apropriada deve ter controle absoluto sobre todas as entradas do Edifício Auxiliar e de Manuseio de Combustível. Nenhuma entrada deve ser permitida, a menos que um físico de saúde esteja no ponto de controle durante a entrada.
                                                                                3. Não devem ser permitidas entradas sem um medidor de pesquisa operando adequadamente e com faixa apropriada. Uma verificação pontual da resposta do medidor deve ser realizada imediatamente antes da entrada.
                                                                                4. O histórico de exposição de todas as pessoas antes de sua entrada em uma área de alta radiação deve ser obtido.
                                                                                5. Exposições permitidas durante a entrada, não importa quão importante a tarefa deva ser designada.

                                                                                 

                                                                                Amostragem de refrigerante primário durante o acidente

                                                                                  1. Todas as amostras a serem coletadas em uma nova permissão de trabalho de radiação devem ser revisadas pelo físico de saúde sênior no local e assinadas pelo superintendente da unidade ou suplente.
                                                                                  2. Nenhuma amostra de refrigerante deve ser coletada, a menos que um dosímetro de extremidade seja usado.
                                                                                  3. Nenhuma amostra de refrigerante deve ser coletada sem a disponibilidade de luvas blindadas e pinças com pelo menos 60 cm de comprimento, caso uma amostra seja mais radioativa do que o esperado.
                                                                                  4. Nenhuma amostra de refrigerante deve ser coletada sem um escudo pessoal de vidro com chumbo no caso de uma amostra ser mais radioativa do que o esperado.
                                                                                  5. A coleta de amostras deve ser interrompida se for provável que a exposição a uma extremidade ou ao corpo inteiro exceda os níveis predefinidos declarados na permissão de trabalho de radiação.
                                                                                  6. Exposições significativas devem ser distribuídas entre vários trabalhadores, se possível.
                                                                                  7. Todos os casos de contaminação da pele em excesso dos níveis de ação dentro de 24 horas devem ser revistos.

                                                                                               

                                                                                              Entrada da sala de válvulas compensada

                                                                                                1. Levantamentos de área beta e gama usando detectores remotos com alcance máximo apropriado devem ser realizados.
                                                                                                2. A entrada inicial em uma área com uma taxa de dose absorvida de mais de 20 mGy/h deve ter uma revisão prévia para verificar se a exposição à radiação será mantida tão baixa quanto razoavelmente possível.
                                                                                                3. Quando houver suspeita de vazamentos de água, deve-se detectar possível contaminação do piso.
                                                                                                4. Um programa consistente para tipo e colocação de dosimetria pessoal deve ser colocado em operação.
                                                                                                5. Com pessoas entrando em uma área com uma taxa de dose absorvida de mais de 20 mGy/h, os TLDs devem ser avaliados imediatamente após a saída.
                                                                                                6. Deve-se verificar se todos os requisitos de autorização de trabalho de radiação estão sendo cumpridos antes da entrada em uma área com uma taxa de dose absorvida superior a 20 mGy/h.
                                                                                                7. Entradas com tempo controlado em áreas perigosas devem ser cronometradas por um físico da saúde.

                                                                                                             

                                                                                                            Ações de proteção e vigilância ambiental externa na perspectiva do governo local

                                                                                                            1. Antes de iniciar um protocolo de amostragem, devem ser estabelecidos critérios para interrompê-lo.
                                                                                                            2. Interferência externa não deve ser permitida.
                                                                                                            3. Várias linhas telefônicas confidenciais devem estar disponíveis. Os números devem ser alterados a cada crise.
                                                                                                            4. As capacidades dos sistemas de medição aérea são melhores do que a maioria das pessoas pensa.
                                                                                                            5. Um gravador deve estar à mão e os dados registrados regularmente.
                                                                                                            6. Enquanto o episódio agudo estiver em andamento, a leitura de jornais, assistir televisão e ouvir rádio devem ser abandonados, pois essas atividades só aumentam as tensões existentes.
                                                                                                            7. A entrega de alimentos e outros confortos, como instalações para dormir, devem ser planejados, pois pode ser impossível ir para casa por um tempo.
                                                                                                            8. Recursos analíticos alternativos devem ser planejados. Mesmo um pequeno acidente pode alterar significativamente os níveis de radiação de fundo do laboratório.
                                                                                                            9. Deve-se notar que mais energia será gasta em evitar decisões equivocadas do que em lidar com problemas reais.
                                                                                                            10. Deve-se entender que as emergências não podem ser gerenciadas de locais remotos.
                                                                                                            11. Deve-se notar que as recomendações de ação protetora não são passíveis de votação do comitê.
                                                                                                            12. Todas as chamadas não essenciais devem ser colocadas em espera, as que desperdiçam tempo devem ser desligadas.

                                                                                                                           

                                                                                                                          O Acidente Radiológico de Goiânia de 1985

                                                                                                                          51 TBq 137A unidade de teleterapia Cs foi roubada de uma clínica abandonada em Goiânia, Brasil, por volta de 13 de setembro de 1985. Duas pessoas em busca de sucata levaram para casa o conjunto original da unidade de teleterapia e tentaram desmontar as peças. A taxa de dose absorvida do conjunto da fonte foi de cerca de 46 Gy/h a 1 m. Eles não entenderam o significado do símbolo de radiação de três lâminas na cápsula da fonte.

                                                                                                                          A cápsula da fonte rompeu durante a desmontagem. Cloreto de césio-137 altamente solúvel (137CsCl) foi espalhado por uma parte desta cidade de 1,000,000 de habitantes e causou um dos mais graves acidentes de fonte selada da história.

                                                                                                                          Após a desmontagem, os restos da montagem original foram vendidos a um negociante de sucata. Ele descobriu que o 137O pó de CsCl brilhava no escuro com uma cor azul (presumivelmente, era a radiação de Cerenkov). Ele pensou que o pó poderia ser uma pedra preciosa ou mesmo sobrenatural. Muitos amigos e parentes vieram ver o brilho “maravilhoso”. Partes da fonte foram doadas a várias famílias. Este processo continuou por cerca de cinco dias. A essa altura, várias pessoas desenvolveram sintomas de síndrome gastrointestinal devido à exposição à radiação.

                                                                                                                          Os pacientes que foram ao hospital com distúrbios gastrointestinais graves foram diagnosticados erroneamente como tendo reações alérgicas a algo que comeram. Um paciente que teve efeitos cutâneos graves devido ao manuseio da fonte foi suspeito de ter alguma doença de pele tropical e foi encaminhado para o Hospital de Doenças Tropicais.

                                                                                                                          Essa trágica sequência de eventos continuou sem ser detectada por pessoal experiente por cerca de duas semanas. Muitas pessoas esfregaram o 137CsCl em pó em suas peles para que pudessem brilhar em azul. A sequência poderia ter continuado por muito mais tempo, exceto que uma das pessoas irradiadas finalmente conectou as doenças com a cápsula de origem. Ela pegou os restos do 137Fonte da CsCl em um ônibus para a Secretaria de Saúde Pública de Goiânia, onde a deixou. Um físico médico visitante pesquisou a fonte no dia seguinte. Ele agiu por iniciativa própria para evacuar duas áreas de ferro-velho e informar as autoridades. A rapidez e o tamanho da resposta do governo brasileiro, uma vez que tomou conhecimento do acidente, foram impressionantes.

                                                                                                                          Cerca de 249 pessoas foram contaminadas. Cinquenta e quatro foram hospitalizados. Quatro pessoas morreram, uma das quais era uma menina de seis anos que recebeu uma dose interna de cerca de 4 Gy por ingerir cerca de 1 GBq (109 Bq) de 137Cs.

                                                                                                                          Resposta ao acidente

                                                                                                                          Os objetivos da fase de resposta inicial foram:

                                                                                                                            • identificar os principais locais de contaminação
                                                                                                                            • evacuar residências onde os níveis de radioatividade excederam os níveis de intervenção adotados
                                                                                                                            • estabelecer controles físicos de saúde em torno dessas áreas, impedindo o acesso quando necessário
                                                                                                                            • identificar pessoas que receberam doses significativas ou foram contaminadas.

                                                                                                                                   

                                                                                                                                  A equipe médica inicialmente:

                                                                                                                                    • ao chegar em Goiânia, fez anamnese e triagem de acordo com os sintomas da síndrome aguda da radiação
                                                                                                                                    • encaminhou todos os pacientes de radiação aguda para o Hospital de Goiânia (que foi previamente montado para controle de contaminação e exposição)
                                                                                                                                    • transferiu por via aérea no dia seguinte os seis pacientes mais críticos para o centro de atendimento terciário de um hospital naval do Rio de Janeiro (mais tarde outros oito pacientes foram transferidos para este hospital)
                                                                                                                                    • fez arranjos para dosimetria de radiação citogenética
                                                                                                                                    • gestão médica baseada em cada paciente no curso clínico desse paciente
                                                                                                                                    • deu instruções informais ao pessoal do laboratório clínico para diminuir seus medos (a comunidade médica de Goiânia relutou em ajudar).

                                                                                                                                               

                                                                                                                                              Físicos da saúde:

                                                                                                                                                • médicos assistidos em dosimetria de radiação, bioensaio e descontaminação da pele
                                                                                                                                                • análise coordenada e interpretada de 4,000 amostras de urina e fezes em um período de quatro meses
                                                                                                                                                • corpo inteiro contou 600 indivíduos
                                                                                                                                                • monitoramento coordenado de contaminação por rádio de 112,000 indivíduos (249 foram contaminados)
                                                                                                                                                • realizou levantamento aéreo de toda a cidade e subúrbios utilizando detectores NaI montados às pressas
                                                                                                                                                • realizou pesquisas com detector NaI montado automaticamente em mais de 2,000 km de estradas
                                                                                                                                                • estabelecer níveis de ação para descontaminação de pessoas, edifícios, automóveis, solo e assim por diante
                                                                                                                                                • coordenou 550 trabalhadores empregados nos esforços de descontaminação
                                                                                                                                                • demolição coordenada de sete casas e descontaminação de 85 casas
                                                                                                                                                • transporte coordenado de 275 caminhões de lixo contaminado
                                                                                                                                                • descontaminação coordenada de 50 viaturas
                                                                                                                                                • embalagem coordenada de 3,500 metros cúbicos de resíduos contaminados
                                                                                                                                                • utilizou 55 medidores de levantamento, 23 monitores de contaminação e 450 dosímetros de autoleitura.

                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                        Resultados

                                                                                                                                                                        Pacientes com síndrome de radiação aguda

                                                                                                                                                                        Quatro pacientes morreram como resultado de doses absorvidas variando de 4 a 6 Gy. Dois pacientes apresentaram depressão grave da medula óssea, mas sobreviveram apesar das doses absorvidas de 6.2 e 7.1 Gy (estimativa citogenética). Quatro pacientes sobreviveram com doses absorvidas estimadas de 2.5 a 4 Gy.

                                                                                                                                                                        Lesão cutânea induzida por radiação

                                                                                                                                                                        Dezenove dos vinte pacientes hospitalizados tiveram lesões cutâneas induzidas por radiação, que começaram com inchaço e bolhas. Essas lesões posteriormente se romperam e secretaram fluido. Dez das dezenove lesões cutâneas desenvolveram lesões profundas cerca de quatro a cinco semanas após a irradiação. Essas lesões profundas eram indicativas de exposição gama significativa de tecidos mais profundos.

                                                                                                                                                                        Todas as lesões de pele estavam contaminadas com 137Cs, com taxas de dose absorvida de até 15 mGy/h.

                                                                                                                                                                        A menina de seis anos que ingeriu 1 TBq de 137Cs (e que morreu um mês depois) teve contaminação cutânea generalizada com média de 3 mGy/h.

                                                                                                                                                                        Um paciente necessitou de amputação cerca de um mês após a exposição. A imagem do pool de sangue foi útil para determinar a demarcação entre arteríolas lesadas e normais.

                                                                                                                                                                        Resultado de contaminação interna

                                                                                                                                                                        Testes estatísticos não mostraram diferenças significativas entre cargas corporais determinadas por contagem de corpo inteiro em oposição àquelas determinadas por dados de excreção urinária.

                                                                                                                                                                        Modelos que relacionavam dados de bioensaios com ingestão e carga corporal foram validados. Esses modelos também foram aplicáveis ​​para diferentes faixas etárias.

                                                                                                                                                                        O Azul da Prússia foi útil para promover a eliminação de 137CsCl do corpo (se a dosagem for maior que 3 Gy/d).

                                                                                                                                                                        Dezessete pacientes receberam diuréticos para eliminação de 137Cargas corporais de CsCl. Esses diuréticos foram ineficazes na descorporação 137Cs e seu uso foi interrompido.

                                                                                                                                                                        Descontaminação da pele

                                                                                                                                                                        Descontaminação da pele com água e sabão, ácido acético e dióxido de titânio (TiO2) foi realizado em todos os pacientes. Essa descontaminação foi apenas parcialmente bem-sucedida. Supôs-se que a transpiração resultou na recontaminação da pele do 137Carga corporal de Cs.

                                                                                                                                                                        Lesões cutâneas contaminadas são muito difíceis de descontaminar. A descamação da pele necrótica reduziu significativamente os níveis de contaminação.

                                                                                                                                                                        Estudo de acompanhamento sobre avaliação de dose de análise citogenética

                                                                                                                                                                        A frequência das aberrações nos linfócitos em diferentes momentos após o acidente seguiu três padrões principais:

                                                                                                                                                                        Em dois casos as frequências de incidência das aberrações mantiveram-se constantes até um mês após o acidente e diminuíram para cerca de 30% da frequência inicial três meses depois.

                                                                                                                                                                        Em dois casos, uma diminuição gradual de cerca de 20% a cada três meses foi encontrado.

                                                                                                                                                                        Em dois dos casos de maior contaminação interna houve aumento da frequência de incidência de aberrações (em cerca de 50% e 100%) durante um período de três meses.

                                                                                                                                                                        Acompanhamento de estudos sobre 137cargas corporais de Cs

                                                                                                                                                                          • Doses reais comprometidas dos pacientes seguidas de bioensaio.
                                                                                                                                                                          • Seguiram-se os efeitos da administração do Azul da Prússia.
                                                                                                                                                                          • Na Vivo medições para 20 pessoas feitas em amostras de sangue, feridas e órgãos para procurar distribuição não homogênea de 137Cs e sua retenção nos tecidos do corpo.
                                                                                                                                                                          • Uma mulher e seu bebê recém-nascido estudaram para procurar retenção e transferência pela amamentação.

                                                                                                                                                                                 

                                                                                                                                                                                Níveis de ação para intervenção

                                                                                                                                                                                A evacuação da casa foi recomendada para taxas de dose absorvida superiores a 10 μGy/h a 1 m de altura dentro da casa.

                                                                                                                                                                                A descontaminação corretiva de propriedades, roupas, solo e alimentos foi baseada em uma pessoa que não excedesse 5 mGy em um ano. A aplicação deste critério para diferentes vias resultou na descontaminação do interior de uma casa se a dose absorvida pudesse exceder 1 mGy em um ano e na descontaminação do solo se a taxa de dose absorvida pudesse exceder 4 mGy em um ano (3 mGy de radiação externa e 1 mGy de radiação interna).

                                                                                                                                                                                O acidente da unidade 4 do reator de energia nuclear de Chernobyl em 1986

                                                                                                                                                                                Descrição geral do acidente

                                                                                                                                                                                O pior acidente de reator nuclear do mundo ocorreu em 26 de abril de 1986, durante um teste de engenharia elétrica de potência muito baixa. Para realizar este teste, vários sistemas de segurança foram desligados ou bloqueados.

                                                                                                                                                                                Essa unidade era um modelo RBMK-1000, tipo de reator que produzia cerca de 65% de toda a energia nuclear gerada na URSS. Era um reator de água fervente moderado por grafite que gerava 1,000 MW de eletricidade (MWe). O RBMK-1000 não possui um edifício de contenção testado para pressão e não é comumente construído na maioria dos países.

                                                                                                                                                                                O reator foi imediatamente crítico e produziu uma série de explosões de vapor. As explosões explodiram todo o topo do reator, destruíram a fina estrutura que cobria o reator e iniciaram uma série de incêndios nos espessos telhados de asfalto das unidades 3 e 4. As liberações radioativas duraram dez dias e 31 pessoas morreram. A delegação da URSS na Agência Internacional de Energia Atômica estudou o acidente. Eles afirmaram que os experimentos RBMK da Unidade 4 de Chernobyl que causaram o acidente não receberam a aprovação necessária e que as regras escritas sobre medidas de segurança do reator eram inadequadas. A delegação afirmou ainda: “O pessoal envolvido não estava adequadamente preparado para os testes e não estava ciente dos possíveis perigos”. Esta série de testes criou as condições para a situação de emergência e levou a um acidente no reator que muitos acreditavam que nunca poderia ocorrer.

                                                                                                                                                                                Liberação de produtos de fissão acidental da Unidade 4 de Chernobyl

                                                                                                                                                                                Atividade total liberada

                                                                                                                                                                                Aproximadamente 1,900 PBq de produtos de fissão e combustível (que juntos foram rotulados corium pela Equipe de Recuperação de Acidentes de Three Mile Island) foram liberados durante os dez dias necessários para apagar todos os incêndios e selar a Unidade 4 com um material de proteção absorvente de nêutrons. A Unidade 4 agora é um sarcófago de aço e concreto permanentemente selado que contém adequadamente o cório residual dentro e ao redor dos restos do núcleo do reator destruído.

                                                                                                                                                                                Vinte e cinco por cento dos 1,900 PBq foram liberados no primeiro dia do acidente. O restante foi liberado nos nove dias seguintes.

                                                                                                                                                                                As liberações radiologicamente mais significativas foram de 270 PBq de 131I, 8.1 PBq de 90Sr e 37 PBq of 137Cs. Isso pode ser comparado com o acidente de Three Mile Island, que liberou 7.4 TBq of 131eu e não mensurável 90Sr ou 137Cs.

                                                                                                                                                                                Dispersão ambiental de materiais radioativos

                                                                                                                                                                                Os primeiros lançamentos foram geralmente na direção norte, mas os lançamentos subsequentes foram para as direções oeste e sudoeste. A primeira pluma chegou à Suécia e à Finlândia em 27 de abril. Os programas de monitoramento ambiental radiológico da usina nuclear descobriram imediatamente o vazamento e alertaram o mundo sobre o acidente. Parte dessa primeira pluma se deslocou para a Polônia e a Alemanha Oriental. As plumas subsequentes varreram a Europa oriental e central em 29 e 30 de abril. Depois disso, o Reino Unido viu os lançamentos de Chernobyl em 2 de maio, seguido pelo Japão e China em 4 de maio, Índia em 5 de maio e Canadá e Estados Unidos em 5 e 6 de maio. O hemisfério sul não relatou a detecção desta pluma.

                                                                                                                                                                                A deposição da pluma foi governada principalmente pela precipitação. O padrão de precipitação dos principais radionuclídeos (131I, 137Cs, 134Cs, e 90Sr) foi altamente variável, mesmo dentro da URSS. O maior risco veio da irradiação externa da deposição na superfície, bem como da ingestão de alimentos contaminados.

                                                                                                                                                                                Consequências radiológicas do acidente da Unidade 4 de Chernobyl

                                                                                                                                                                                Consequências agudas gerais para a saúde

                                                                                                                                                                                Duas pessoas morreram imediatamente, uma durante o colapso do prédio e outra 5.5 horas depois de queimaduras térmicas. Outros 28 membros da equipe do reator e da equipe de combate a incêndios morreram devido a ferimentos causados ​​​​pela radiação. As doses de radiação para a população externa estavam abaixo dos níveis que podem causar efeitos imediatos de radiação.

                                                                                                                                                                                O acidente de Chernobyl quase dobrou o total mundial de mortes devido a acidentes de radiação até 1986 (de 32 para 61). (É interessante notar que os três mortos no acidente do reator SL-1 nos EUA estão listados como devido a uma explosão de vapor e que os dois primeiros a morrer em Chernobyl também não estão listados como mortes por acidentes de radiação.)

                                                                                                                                                                                Fatores que influenciaram as consequências do acidente para a saúde no local

                                                                                                                                                                                A dosimetria pessoal para as pessoas no local com maior risco não estava disponível. A ausência de náuseas ou vômitos nas primeiras seis horas após a exposição indicou com segurança aqueles pacientes que receberam menos do que doses absorvidas potencialmente fatais. Esta também foi uma boa indicação de pacientes que não necessitaram de atenção médica imediata devido à exposição à radiação. Esta informação juntamente com os dados de sangue (diminuição da contagem de linfócitos) foi mais útil do que os dados de dosimetria pessoal.

                                                                                                                                                                                As roupas de proteção pesadas dos bombeiros (uma lona porosa) permitiram que produtos de fissão de alta atividade específica entrassem em contato com a pele nua. Essas doses beta causaram queimaduras graves na pele e foram um fator significativo em muitas das mortes. Cinquenta e seis trabalhadores sofreram queimaduras graves na pele. As queimaduras eram extremamente difíceis de tratar e eram um sério elemento complicador. Eles impossibilitaram a descontaminação dos pacientes antes do transporte para os hospitais.

                                                                                                                                                                                Não houve cargas corporais de material radioativo interno clinicamente significativas neste momento. Apenas duas pessoas tinham cargas corporais altas (mas não clinicamente significativas).

                                                                                                                                                                                Das cerca de 1,000 pessoas rastreadas, 115 foram hospitalizadas devido à síndrome de radiação aguda. Oito atendentes médicos que trabalhavam no local contraíram a síndrome de radiação aguda.

                                                                                                                                                                                Como esperado, não houve evidência de exposição a nêutrons. (O teste procura sódio-24 (24Na) no sangue.)

                                                                                                                                                                                Fatores que influenciaram as consequências do acidente para a saúde fora do local

                                                                                                                                                                                As ações protetivas públicas podem ser divididas em quatro períodos distintos.

                                                                                                                                                                                  1. As primeiras 24 horas: O público a favor do vento permaneceu dentro de casa com portas e janelas fechadas. A distribuição de iodeto de potássio (KI) começou a fim de bloquear a captação de 131I.
                                                                                                                                                                                  2. Um a sete dias: Pripyat foi evacuado depois que rotas de evacuação seguras foram estabelecidas. Estações de descontaminação foram estabelecidas. A região de Kiev foi evacuada. O número total de pessoas evacuadas foi de mais de 88,000.
                                                                                                                                                                                  3. Uma a seis semanas: O número total de pessoas evacuadas aumentou para 115,000. Todos estes foram examinados clinicamente e reassentados. O iodeto de potássio foi administrado a 5.4 milhões de russos, incluindo 1.7 milhão de crianças. As doses da tireoide foram reduzidas em cerca de 80 a 90%. Dezenas de milhares de cabeças de gado foram retiradas das áreas contaminadas. Leite e alimentos locais foram proibidos em uma grande área (conforme ditado pelos níveis de intervenção derivados).
                                                                                                                                                                                  4. Depois de 6 semanas: O círculo de evacuação de 30 km de raio foi dividido em três subzonas: (a) uma zona de 4 a 5 km onde não se espera nenhuma reentrada pública em um futuro previsível, (b) uma zona de 5 a 10 km onde limitada a reentrada do público será permitida após um horário específico e (c) uma zona de 10 a 30 km onde o público poderá eventualmente retornar.

                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                        Um grande esforço foi despendido na descontaminação de áreas externas.

                                                                                                                                                                                        A dose radiológica total para a população da URSS foi relatada pelo Comitê Científico das Nações Unidas sobre os Efeitos da Radiação Atômica (UNSCEAR) em 226,000 pessoas-Sv (72,000 pessoas-Sv cometidas durante o primeiro ano). O equivalente de dose coletiva estimado em todo o mundo é da ordem de 600,000 pessoa-Sv. O tempo e um estudo mais aprofundado refinarão essa estimativa (UNSCEAR 1988).


                                                                                                                                                                                        Organizações internacionais

                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                        Agência internacional de energia atômica

                                                                                                                                                                                        PO Box 100

                                                                                                                                                                                        A-1400 Viena

                                                                                                                                                                                        ÁUSTRIA

                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                        Comissão Internacional de Unidades e Medições de Radiação

                                                                                                                                                                                        Avenida Woodmont, 7910

                                                                                                                                                                                        Bethesda, Maryland 20814

                                                                                                                                                                                        U.S.A.

                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                        Comissão Internacional de Proteção Radiológica

                                                                                                                                                                                        Nº da caixa postal 35

                                                                                                                                                                                        Didcot, Oxfordshire

                                                                                                                                                                                        OX11RJ

                                                                                                                                                                                        Reino Unido

                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                        Associação Internacional de Proteção contra Radiação

                                                                                                                                                                                        Universidade de Tecnologia de Eindhoven

                                                                                                                                                                                        PO Box 662

                                                                                                                                                                                        5600 AR Eindhoven

                                                                                                                                                                                        PAÍSES BAIXOS

                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                        Comitê das Nações Unidas sobre os Efeitos da Radiação Atômica

                                                                                                                                                                                        BERNAM ASSOCIADOS

                                                                                                                                                                                        Unidade de Montagem 4611-F

                                                                                                                                                                                        Lanham, Maryland 20706-4391

                                                                                                                                                                                        U.S.A.


                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                         

                                                                                                                                                                                        Voltar

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