Grandezas radiológicas

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DESCRIÇÃO
Definição das grandezas radiométricas e dosimétricas instituídas pela ICRP e ICRU, como variáveis de transição na obtenção de grandezas de
proteção e operacionais.
PROPÓSITO
Conhecer as grandezas radiológicas, os protocolos, recomendações e regulamentos para benefício da sociedade, a fim de evitar riscos à saúde do
público, do paciente, do meio ambiente, bem como do próprio profissional de radiologia.
OBJETIVOS
MÓDULO 1
Compreender as principais grandezas radiométricas e dosimétricas, suas principais diferenças, mensuração e aplicabilidade
MÓDULO 2
Compreender as principais grandezas de proteção e operacionais, bem como as grandezas limitantes e sua aplicabilidade
INTRODUÇÃO
A fundamental importância do conceito de dosimetria nas ciências radiológicas, especialmente na medicina, foi apreciada muito cedo, em 1925, pela
Comissão Internacional de Unidades e Medições de Radiação (ICRU) (International Commission on Radiation Units and Measurements.) . A principal
preocupação era a exposição ocupacional da equipe médica e os efeitos determinísticos que já estavam sendo detectados naquela época. Fotografias
antigas que mostram médicos sem dedos e pele com cicatrizes são um lembrete importante para os profissionais da área sobre os efeitos que a
radiação pode causar, devido ao uso descontrolado e à negligência com a manipulação da radiação. Até então, esses riscos não eram avaliados e
nenhuma proteção era usada.
Apenas três anos depois da criação da ICRU, em 1928, uma segunda comissão foi criada – a Comissão Internacional de Proteção Radiológica
(ICRP) (International Commission on Radiological Protection. ) . Desde então, as duas principais agências internacionais que produzem padrões e
conceitos em medição e controle da radiação ionizante são justamente a ICRP e a ICRU.
Além dessas, vale citar a Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA) (International Atomic Energy Agency.) , organização autônoma que busca
promover o uso pacífico e seguro da energia atômica em todo o mundo (IAEA, 2018).
O Brasil fundamenta as suas normas nas recomendações da IAEA e nos relatórios da ICRP e da ICRU. O órgão brasileiro responsável pelos padrões
e conceitos de proteção radiológica é a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), cujo papel legal também é de órgão regulador. A CNEN,
criada em 1956, é um órgão superior de planejamento, encarregado da fiscalização, do licenciamento e da regulamentação das normas em
radioproteção (CNEN, 2014).
As principais grandezas radiológicas, suas relações e os princípios de como elas podem ser medidas serão abordados no presente estudo.
As grandezas radiológicas (Figura 1) são definidas assim:
grandezas radiométricas – associadas com o campo de radiação (fluência);
grandezas dosimétricas – associadas com a energia média e carga total dos íons transferidos ao meio (exposição, kerma, dose absorvida);
grandezas de radioproteção limitantes – criadas pela ICRP e também utilizadas em normas para indicar o risco humano da exposição à
radiação ionizante (fator de qualidade, dose equivalente, dose equivalente efetiva, fator de peso da radiação);
grandezas de radioproteção operacionais – definidas para uso nas práticas de monitoração de área e monitoração individual (equivalente de
dose direcional, equivalente de dose ambiente e equivalente de dose pessoal).
As grandezas radiológicas estão separadas em três principais categorias: grandezas físicas- dosimétricas e radiométricas, grandezas de proteção e
grandezas operacionais. As duas últimas foram apresentadas mais detalhadamente pela ICRU e ICRP, a partir de 1985, especificamente para uso em
proteção radiológica.
 Figura 1: Relação entre as grandezas físicas de proteção e as grandezas operacionais para uso em proteção radiológica.
MÓDULO 1
 Compreender as principais grandezas radiométricas e dosimétricas, suas principais diferenças, mensuração e aplicabilidade
CONCEITOS
Dosimetria é a determinação da quantidade de energia entregue à matéria. Essa definição parece muito clara e direta; no entanto, pensando nas
grandezas envolvidas, algumas questões podem ser levantadas: o que está envolvido na energia fornecida? Essa energia é transferida ou é
absorvida?
 VOCÊ SABIA
Os profissionais da área estão acostumados a expressar essa energia fornecida em termos de dose. É importante lembrar que a palavra dose, no
cotidiano, tem significado diferente daquele pertinente ao contexto da dosimetria de radiação.
A palavra dose, derivada do grego dosis, é usada no dia a dia para indicar quantidade. Por exemplo: “dê uma dose àquele paciente”. Nesse caso, dose
tem o significado de uma quantidade de medicamento.
 
Imagem: Stock.adobe.com
Na dosimetria da radiação ionizante, entretanto, o conceito de dose envolve a medição de uma dose de radiação em um objeto exposto à radiação
ionizante. Dose de radiação tem um significado específico relacionado com a energia absorvida por unidade de massa do material exposto e é
indicada mais precisamente por dose absorvida. A partir desse conceito pode-se questionar: trata-se de uma quantidade pontual ou está relacionada a
um volume finito? Se medirmos a energia absorvida duas vezes, encontramos exatamente o mesmo número? Em outras palavras: a dose absorvida é
uma grandeza não estocástica ou estocástica?
Todas essas questões só podem ser respondidas quando se conhecem os conceitos de grandezas radiológicas e de proteção – tópicos abordados
neste estudo.
Definições claras das grandezas são um requisito indispensável para a determinação da energia entregue à matéria. Mas a definição de uma grandeza
não nos diz como podemos medi-la. O que precisamos é de uma relação entre as grandezas dosimétricas e as que são mensuráveis. Sob certas
condições, uma grandeza dosimétrica pode ser expressa em termos de grandezas que descrevem o campo de radiação e grandezas que descrevem a
interação da radiação com a matéria.
 Uma série de grandezas e unidades foram definidas para descrever o feixe de radiação, o que, em última análise, leva à determinação da dose de
radiação absorvida no meio pela radiação incidente.
GRANDEZAS RADIOMÉTRICAS
As grandezas físicas que caracterizam um campo de radiação ionizante, direta ou indiretamente, são chamadas de grandezas radiométricas. A partir
destas, será possível avaliar as grandezas de dose descritas a seguir.
 
NÚMERO DE PARTÍCULAS (N) E FLUÊNCIA (Φ)
NÚMERO DE PARTÍCULAS
O número de partículas emitidas, transferidas ou recebidas em um ponto é caracterizado pela variável N (adimensional). Já a energia radiante R é
definida como a energia total das partículas (excluindo a energia de repouso) transferida ou recebida em um ponto, e sua unidade é o joule (J).
FLUÊNCIA (Φ) DE PARTÍCULAS
A fluência (Φ) de partículas se caracteriza pelo fluxo de partículas de radiação ionizante (por exemplo, fótons, elétrons, íons pesados de prótons,
nêutrons etc.) ou energia integrada ao longo de um período de tempo.
Segundo Nahum (2007), Podgorsak (2005) e Seuntjens et al. (2005), a fluência de partículas é definida como o número total (dN) de partículas de
radiação que cruzam uma unidade de área (dA) em um intervalo de tempo específico. Possui unidades de número de partículas por m2 (nº/m2 ou,
simplesmente, m-2). Já a fluência de energia radiante (dR), medida em joule/m2, é definida como a energia radiante distribuída por unidade de área
(dA).
Se dN é o número de partículas incidentes em uma área transversal dA (Figura 2), então a fluência de partículas (Φ) é dada por:
 Atenção! Para visualização completa da equação utilize a rolagem horizontal
 
Imagem: Nilseia Barbosa.
 Figura 2: Partícula/energia incidente por unidade de área.
Para tornar (Φ) independente do ângulo incidente da radiação, assume-se que a direção de cada partícula de radiação é perpendicular a dA, conforme
a figura anterior. Agora, se dR é a energia radiante incidente em uma esfera de área transversal dA, então, matematicamente, a fluência de energia
(ΦE)pode ser expressa da seguinte forma:
 Atenção! Para visualização completa da equação utilize a rolagem horizontal
TAXA DE FLUÊNCIA (DΦ/DT)
As taxas de fluência de partícula e de energia são também grandezas úteis que descrevem fótons monoenergéticos e feixes de partículas carregadas.
Matematicamente, de acordo com Seuntjens et al. (2005), a taxa de fluência das partículas é dada por:
 Atenção! Para visualização completa da equação utilize a rolagem horizontal
Aqui, dΦ é a taxa de variação da fluência da partícula de radiação no intervalo de tempo dt.
Da mesma forma, para Podgorsak (2005) e Seuntjens et al. (2005), a taxa de fluência de energia é fornecida por:
 Atenção! Para visualização completa da equação utilize a rolagem horizontal
Nessa equação, dΦ é a taxa de variação da fluência de energia no intervalo de tempo dt.
Φ =       (1. 1)dN
dA
ΦE =     (1. 2)dRdA
Φ =   (m−2 . s−1)     (1. 3)dΦ
dt
ΦE =   (J.m. s−1)     (1. 4)dΦdt
GRANDEZAS DOSIMÉTRICAS
No tópico anterior, foram definidos os conceitos básicos de dosimetria e todos os elementos para a caracterização de um campo de radiação em um
ponto no espaço. Este tópico procura detalhar os conceitos físicos para estimar a energia média transferida para as partículas secundárias, para as
partículas indiretamente ionizantes e estimar também a energia transmitida localmente para as partículas diretamente ionizantes. Essas estimativas
permitem, sob certas condições, abordagens analíticas para grandezas dosimétricas básicas que são, respectivamente, kerma, dose absorvida e
exposição. Essas três variáveis e a fluência são as grandezas primárias conectadas às grandezas de proteção e operacionais que serão definidas no
próximo módulo.
 
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 Imagem Ilustrativa
KERMA (K)
A radiação indiretamente ionizante, como fótons e nêutrons, interage de diversas formas ao passar por um meio.
No caso de fótons, essas interações incluem espalhamento Rayleigh (coerente), efeito (espalhamento) Compton, produção de pares e o efeito
fotoelétrico (PODGORSAK, 2005).

Em relação aos nêutrons, seu principal modo de interação é com o núcleo do átomo do meio.
No entanto, tanto para fótons quanto para nêutrons, parte da energia cinética da radiação incidente é transferida para as partículas ionizantes
primárias produzidas dentro do meio. Fotoelétrons, elétrons Compton ou pares pósitron-elétron são exemplos de partículas carregadas resultantes,
produzidas no caso de interações dos fótons com o meio. As interações, acima mencionadas, para fótons são governadas por sua seção transversal
microscópica individual e os coeficientes de atenuação de massa (PODGORSAK, 2005).
Como no caso de espalhamento de Rayleigh não há transferência de energia, esse assunto não será discutido aqui.
A energia cinética inicial transferida para as partículas ionizantes primárias da radiação indiretamente ionizante é conhecida como kerma (Kinetic
Energy Released per unit Mass. ) (K). É medida em joules (J) por quilograma (kg) ou Gy (essas unidades serão explicadas adiante).
 IMPORTANTE
K pode ser definido como a medida de transferência de energia de radiação indiretamente ionizante (ou seja, fótons e nêutrons) para radiação
diretamente ionizante (ou seja, elétrons, prótons, partículas α e íons pesados) dentro de um meio. O que acontece mais tarde com essas partículas
carregadas não tem nada a ver com o kerma.
A Figura 3 mostra claramente o kerma, radiação indiretamente ionizante incidente em um meio de volume (V). Algumas dessas radiações irão
transferir sua energia cinética para as partículas carregadas secundárias dentro do volume (V) – ou seja, EK,1 e EK, 2 – e algumas podem interagir
fora, transferindo sua energia para as partículas carregadas secundárias – ou seja, EK,3. A energia por processo de colisão, transferida para o volume
(V), é:
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Agora, para N partículas, se dEtr é a energia média transferida da radiação indiretamente ionizante para partículas carregadas por unidade de massa
de volume (V), então, matematicamente, segundo Attix (2004), K pode ser escrito como:
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 Figura 3: Esquema da radiação kerma.
A energia cinética transferida para partículas carregadas pode ser gasta de duas maneiras diferentes:
Dissipação local da energia na ionização ou excitação, como resultado das interações coulombianas com os elétrons atômicos no meio. Isso é
chamado de kerma de colisão.
Perda radiativa de energia devido à interação coulombiana de partículas carregadas com os núcleos atômicos do meio. Isso é chamado de interação
radiativa. Os raios X bremsstrahlung produzidos são mais penetrantes e, portanto, depositam sua energia longe do ponto de interação.
O kerma pode ser expresso, então, como:
 Atenção! Para visualização completa da equação utilize a rolagem horizontal
A fração média da energia transferida para as cargas primárias dentro do meio, perdida por processos radiativos, é representada por um fator
chamado fração radiativa, denotado por .
 estão relacionados entre si como:
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DOSE ABSORVIDA (D)
Etr = EK.1 + EK.2     (1. 5)
K =      (1. 6)dEtr
dm
K  =  Kcolisão  +  Kradiação    (1.7)
ḡ .  Kcolisão
K e ḡ .  Kcolisão
Kcolisão  =  K (1 − ḡ)    (1. 8)
A energia transferida para as partículas carregadas primárias por unidade de massa do feixe de radiação incidente (radiação direta ou indiretamente
ionizante) pode não ser necessariamente absorvida no volume de interesse. Parte dessa energia, como já discutido, é absorvida em outro local, após
escapar do volume.
Agora, se Rentra e Rsai são as energias radiantes que, respectivamente, entram e saem de um volume (V) e ΣQ é a soma das mudanças de todas as
conversões de massa-energia dos núcleos e de todas as partículas envolvidas na interação dentro de (V), como ilustrado na Figura 4, a energia média
(E) transmitida ao meio de volume (V) pode ser escrita como:
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Da equação acima, conclui-se que a dose absorvida é uma medida da quantidade de energia transmitida (dE) pela radiação ionizante secundária a um
volume (V) contendo uma massa finita (dm) :
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 COMENTÁRIO
A dose absorvida pode, simplesmente, ser definida como a energia absorvida por unidade de massa de qualquer material. É uma grandeza não
estocástica, aplicável às radiações direta e indiretamente ionizantes.
A energia transmitida da radiação indiretamente ionizante para o meio é um processo que ocorre em duas etapas.
ETAPA 1
ETAPA 2
ETAPA 1
A energia é transferida para as partículas carregadas primárias (principalmente elétrons). Esse processo é descrito como kerma.
ETAPA 2
Parte da energia cinética das partículas carregadas (isto é, kerma) é transferida para o meio, por intermédio de várias interações (ou seja, excitações
atômicas e ionizações etc.) dentro do meio (resultando em dose absorvida), e a energia cinética restante é perdida na forma de perdas radioativas (ou
seja, bremsstrahlung e aniquilação).
Etr = Rentra +  Rsai  + ∑Q    (1. 9)
D  =      (1. 10)dE
dm
 
Imagem: Nilseia Barbosa
 Figura 4: Esquema que mostra a energia transmitida ao volume (V).
A partir dessa discussão, conclui-se que tanto o kerma quanto a dose absorvida têm as mesmas dimensões físicas (ou seja, mesmas unidades), mas
são grandezas dosimétricas diferentes.
 IMPORTANTE
O kerma é uma medida de toda a energia transferida da radiação indiretamente ionizante (fóton ou nêutron) para partículas carregadas primárias por
unidade de massa, enquanto a dose absorvida é uma medida da energia absorvida por unidade de massa.
MEIO ABSORVENTE
Em um meio absorvente, o kerma diminui continuamente com o aumento daprofundidade. Isso se deve à diminuição contínua do fluxo de radiação
indiretamente ionizante. Por outro lado, a dose absorvida é inicialmente inferior ao nível de kerma na superfície e abaixo da superfície (até certo
ponto), no meio. A tendência de aumento da dose absorvida continua até que um máximo seja alcançado.
Com o aumento da profundidade, a densidade de ionização aumenta devido à produção de partículas carregadas secundárias. Após atingir um valor
máximo, a dose começa a diminuir com o aumento da profundidade. Na verdade, o intervalo máximo das partículas carregadas primárias determina a
profundidade da dose máxima absorvida (CEMBER, 2009).
Veja uma relação entre kerma e dose para fótons/nêutrons rápidos:
 
Imagem: Nilseia Barbosa.
 Figura 5: Relação entre kerma e dose absorvida para radiações de fótons e nêutrons.
EXPOSIÇÃO
A interação da radiação X ou gama com a matéria leva à produção de pares de íons. A maneira mais simples de obter os efeitos quantitativos dessas
radiações é medir o número de pares de íons produzidos no ar, usando superfícies com cargas opostas (placas metálicas tipicamente carregadas).
Essa abordagem, introduzida no início da história da pesquisa de radioisótopos e no projeto dos primeiros dispositivos de monitoramento de radiação,
é chamada de exposição (PODGORSAK, 2005).
 
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 Imagem Ilustrativa
 IMPORTANTE
A exposição é definida como a razão entre a carga líquida total (dQ) de qualquer um dos sinais produzidos pela radiação X ou gama no ar pela massa
(dm). Os íons não devem escapar do ar e devem ser coletados. Vale ressaltar que a carga líquida total representa apenas íons de um mesmo sinal.
Matematicamente, a exposição pode ser apresentada da seguinte forma:
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De acordo com a definição de exposição, ela é medida no ar em coulomb por quilograma (C/kg), que é a unidade SI de exposição. No entanto,
não existe um nome especial para a unidade SI de exposição. Por conveniência, aqui ela está sendo chamada de unidade de exposição (unidade X). A
exposição é considerada uma grandeza conveniente e útil para descrever os raios X ou gama, pelas seguintes razões:
fluência de energia (ΦE) é proporcional à exposição X. Isso é importante na determinação da dose absorvida em outro meio, se a exposição for
conhecida para qualquer energia dada do fóton:
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número atômico efetivo do ar é aproximadamente igual ao do tecido biológico mole. As câmaras de ionização cheias de ar são, portanto,
usadas na maioria das medições dosimétricas. Isso implica que quantitativamente, no tecido mole, o quociente de kerma (Kcolisão), e a exposição
X é quase independente da energia do fóton. Na faixa de energia de 4 keV a 10 MeV, a seguinte relação se mantém aproximadamente:
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X  =      (C/kg)      (1. 11)dQ
dm
X ∝   ( )
E,ar
   (1. 12)μen
p
≈ 1, 07 ± 3%
(μen/P)E,tecido
(μen/P)E.ar
 COMENTÁRIO
Até o final dos anos 1970, a exposição era a única grandeza usada para a calibração das câmaras de ionização. Atualmente, a maioria é calibrada em
termos de dose absorvida na água. Para energias de fótons maiores do que alguns mega elétron-volts (MeV), a medição da exposição é impraticável.
A exposição é, portanto, limitada a raios X ou gama com energias inferiores a 3 MeV.
UNIDADES DE GRANDEZAS DOSIMÉTRICAS
•Gray
A dimensão física de kerma e a dose absorvida (Energia/massa) de qualquer material podem ser medidas em J/kg. No entanto, a unidade especial
definida para essas grandezas no sistema SI é chamada de gray (Gy), que corresponde a um joule de energia absorvida para cada um quilograma de
massa (ou seja, 1Gy = 1 J/kg). Gray também é usado para kerma.
Gray, também usado para kerma, é universalmente aplicável na dosimetria de todos os tipos de radiação ionizante – ou seja, irradiação decorrente de
campos externos de radiação eletromagnética, nêutrons ou partículas carregadas, bem como decorrente dos radionuclídeos depositados
internamente.
TEORIA NA PRÁTICA
Exemplo:
Durante o tratamento de câncer de um paciente, 6 joule de energia são depositados em um tecido de 1,5kg exposto à radiação. Encontre a dose
absorvida entregue em Gy ao tecido. Quanta energia é necessária para fornecer a mesma dose absorvida a um tecido cuja massa é de 0,6kg?
RESOLUÇÃO
A quantidade de energia depositada no tecido: dE = 6J.
Massa do tecido exposto: dm = 1,5kg. 
Dose absorvida: D =?
Usando a equação 1.10:
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Na segunda parte da questão, é preciso calcular a energia depositada a partir da dose absorvida (D) calculada acima. Nesse caso, D = 4Gy, dm =
0,6kg. Usando e reorganizando a mesma equação:
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Ou seja, a quantidade de energia necessária é 2,4J.
•RAD
O rad é uma sigla para dose absorvida de radiação; foi adotado antes da introdução das unidades SI. Um rad é definido como:
D  =     =  6/1, 5  =  4, 0GydE
dm
dE  =  D . dm  →  E  =  D .m  =  4 . 0, 6   =  2, 4 J  
 
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Logo:
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Ou
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•Unidade de exposição
Conforme já mencionado, a unidade SI de exposição é medida em X unidades. Por definição, a exposição X é :
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•Roentgen
A unidade convencional de exposição é roentgen (R), que é igual a 2,58 x 10-4C/kg no sistema SI. 1R pode ser expresso como:
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Nessa equação, 1sC = 3 x 109C, e 1erg = 1 x 10 7J.
A relação entre X e R pode ser calculada da seguinte forma:
 
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Ou
1rad  =  100ergs/g
1J = 107ergs e 1kg = 103g
1rad =( ) x ( )  =  102+3−7 x ( )  =  0, 01J/kg 100ergs
g
1J/107ergs
1kg/103g
J.ergs.g
kg.ergs.g
 1Gy  =  100rad      (1. 14)
1X  =  (1 )
ar
 x ( ) x   x   x (1 )  =  34Gyar   (1. 15)Ckg
1 íon
1,6x10−19C
34eV
ion
1,6x10−19C
eV
Gy
j/kg
1R  = (1 )
ar
 x(  ) x(  ) x ( ) x ( )  x  (sC
cm3
1cm3(ar)
1,29x10−3g/cm3(ar)
1íon
4,8x10−10sC
34eV  
íon
1,6x10−12erg
eV
1rad
100erg
1R = 0, 877radar   (1. 16)
=  3877 ( )
34  x   x 
J/kg
C/kg
107erg
J
1kg
1000g
87,7erg/g
R
R
c/kg
1X  =  3877R
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TEORIA NA PRÁTICA
Exemplo:
 Em um experimento, 2kg de ar seco são expostos aos raios X. Como resultado da ionização em ar seco, a carga de 5,16 x 10-3C é produzida.
Determine a exposição nas unidades de roentgen.
RESOLUÇÃO
A quantidade de carga produzida como resultado da ionização do ar é 5,16 x 10-3C.
A quantidade de ar seco exposto aos raios X é 2kg.
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A exposição equivale, então, a 10 roentgen.
A seguir, serão estabelecidas correlações entre as grandezas que descrevem os campos de radiação (fluência de fótons e fluência de energia etc.) e
outras grandezas dosimétricas (kerma, dose de radiação, exposição etc.).
RELAÇÃO ENTRE FLUÊNCIA E KERMA
Considere uma camada fina de um meio de espessura dl e área de superfície dA (ou seja, V = dl.dA ). Suponha que N seja o número de fótons,
cada um tendo energia E , entrando perpendicularmente nesse elemento de volume, conforme mostrado adiante na Figura 6.
O coeficiente de interação para esse meio fornece a quantidade de energia transferida para o meio a partir dos fótons incidentes. O coeficiente de
transferência de energia de massa (μtr/ρ) é dado como:
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A fração de energia radiante incidente dRtr / R pode ser escrita como dEtr / N.E . Reorganizando a equação 1.18, temos:
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Dividindo os dois lados da equação 1.19 pela camada de massa dm e reorganizando:
1R = (1/3877)X = 2, 58x10−4X    (1. 17)
5, 16 x 10−3C/2kg = 2, 58 x 10−3C/kg = 10 x 2, 58 x 10−4C/kg = 10 roentgen
=        (1. 18)μtr
p
1
ρdl
dRtr
R
dEtr = μtrdl.N .E       (1. 19)
 Atenção! Para visualização completa da equação utilize a rolagem horizontal
 
Imagem: Nilseia Barbosa
 Figura 6: Esquema de radiação com N fótons de energia E, cruzando uma camada fina de um meio com densidade ρ uniforme, de espessura dl,
área dA e massa dm.
Agora, substituindo dm por ρdV , a seguinte relação pode ser desenvolvida:
 Atenção! Para visualização completa da equação utilize a rolagem horizontal
Na equação, o lado esquerdo é o kerma no meio (w) e a grandeza entre parênteses é a fluência (Φ). A equação 1.21 terá a seguinte forma:
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Ou, em termos de fluência de energia ΦE
 Atenção! Para visualização completa da equação utilize a rolagem horizontal
Deve-se notar que (Figura 6), para simplificar, foi assumida a incidência perpendicular de radiação. No entanto, as equações 1.20 e 1.21 são válidas
também para ângulos arbitrários de incidência de radiação.
Os cálculos acima foram feitos para um feixe de radiação monoenergético. Na maioria dos casos práticos, entretanto, trata-se de espectro de energias.
Em tais situações, a equação 1.23 pode ser reescrita da seguinte forma:
 Atenção! Para visualização completa da equação utilize a rolagem horizontal
= μtrE( )       (1. 20)dEtrdm
Ndl
dm
=  E( )       (1. 21)dEtr
dm
μtr
p
Ndl
dv
Kw =( )EΦ      (1. 22)
μtr
p
Kw = ( )
w
ϕE     (1. 23)
μtr
ρ
Kw = ∫0
Emax
E ΦE ( )
w
dE         (1. 24)μtrρ
Nessa equação, a dependência energética foi mostrada explicitamente.
Por definição, usando a equação 1.23, o kerma de Kcolisão pode ser expresso em termos de coeficiente de absorção de energia em massa (μen/ρ).
Supõe-se que parte da energia cinética inicial das partículas carregadas que é convertida em fótons bremsstrahlung seja excluída da energia
absorvida. Os dois coeficientes (μen e μtr) podem ser relacionados pela seguinte equação:
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Isso é semelhante ao que relaciona Kcolisão e K na equação 1.8.
Então, para um feixe monoenergético:
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Mas para um espectro de energias de fótons incidentes:
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RELAÇÃO ENTRE KERMA E DOSE ABSORVIDA
A relação matemática entre kerma e dose absorvida por fótons e nêutrons pode ser derivada da relação fluência-kerma. Como já visto, kerma é a
transferência de energia para partículas carregadas primárias, e a dose absorvida em um meio é responsável pelo valor médio da energia absorvida
em um volume elementar. Além disso, as partículas carregadas primárias podem deixar o volume elementar após obter energia da radiação
incidente e retirar uma fração da energia cinética transferida inicial do volume.
A situação é ilustrada na Figura 7, em que é a energia líquida transferida para as partículas carregadas primárias. Parte da energia cinética
inicial, que é convertida em fótons de bremsstrahlung, escapa do volume de interesse. Suponha que E seja a energia transmitida ao volume; e
 seja a energia cinética líquida que, respectivamente, entra e sai do volume. Então, a equação 1.9 pode ser reescrita como:
 Atenção! Para visualização completa da equação utilize a rolagem horizontal
μen = μtr(1 − g)      (1. 25)
(Kcolisão)
W
  =  ( )
w
Eϕ
μen
p
(Kcolisão)
W
  =   ∫ Emax
0
 E ϕE ( )
w
μtr
p
Entr
Enentra
Ensai
E = Entr − E
n
saida
+ Enentra         (1. 28)
 
Imagem: Nilseia Barbosa
 Figura 7: Esquema que ilustra a energia transmitida ( ) por elétrons secundários criados por fótons, e como a perda de partículas carregadas é
compensada.
Agora, se a trajetória da partícula carregada primária que deixa o volume for compensada por uma trajetória idêntica (ou seja, e ),
conhecida como equilíbrio de partícula carregada, então a equação 1.28 pode ser escrita como:
 Atenção! Para visualização completa da equação utilize a rolagem horizontal
Nesse caso, a dose absorvida será igual ao kerma de colisão (Kcolisão).
Se a equação 1.29 for dividida pela massa do elemento, obtém-se a seguinte relação:
 Atenção! Para visualização completa da equação utilize a rolagem horizontal
Na equação, EPC é o equilíbrio da partícula carregada (esse assunto será tratado adiante).
Deve-se notar que a dose absorvida é igual ao kerma de colisão sob a condição especial de equilíbrio da partícula carregada.
Para um feixe monoenergético, indiretamente ionizante, usando a equação 1.30, a seguinte relação pode ser obtida da equação 1.26 :
 Atenção! Para visualização completa da equação utilize a rolagem horizontal
Da mesma forma, no caso de um espectro de energias dos fótons incidentes:
 Atenção! Para visualização completa da equação utilize a rolagem horizontal
Essas são relações muito importantes, frequentemente usadas em dosimetria de radiação.
Entr
Ensai E
n
entra
E  =  Entr          (1. 29)
Dw
EPC
⇐⇒ (Kcolisão)
w
               (1. 30)
Dw
EPC
⇐⇒(  )Eφ      (1. 31)μen
p
D
EPC
⇐⇒ ∫ Emax
0
E ϕE(  )dE      (1. 32)
μen(E)
p
RELAÇÃO ENTRE EXPOSIÇÃO E DOSE
Com a ajuda de um detector de radiação, como câmaras de ionização (CI), a dose é medida na cavidade da câmara de ar. O ar, entretanto, nem
sempre é o meio de interesse para a determinação da dose.
A dose medida no ar pode ser convertida em dose em outro meio. A absorção de energia (dose) é aproximadamente proporcional à densidade
eletrônica do meio na região de energia onde o efeito Compton é dominante. A dose de tecido pode não ser necessariamente igual à dose de ar. Para
o tecido humano, a densidade de elétrons é de 3,28 x 1023 elétrons/grama, enquanto para o ar é de 3,01 x 1023 elétrons/grama. A dose absorvida no
tecido, a partir de uma exposição de 1 C/kg de ar, é, portanto:
 Atenção! Para visualização completa da equação utilize a rolagem horizontal
Na equação 1.33, a razão das densidades eletrônicas pode ser aproximada pelas razões dos coeficientes de absorção em massa, isto é:
 Atenção! Para visualização completa da equação utilize a rolagem horizontal
RELAÇÃO ENTRE FLUÊNCIA E DOSE PARA FEIXE DE ELÉTRONS
A dose absorvida (D) em um meio (w ) pode ser relacionada à fluência de elétrons (Φ) pela equação 1.35, desde que atendidas as duas condições a
seguir:
a) os fótons radiativos escapam do volume de interesse;
b) os elétrons secundários são absorvidos localmente ou existe um equilíbrio de partículas carregadas (EPC) de elétrons secundários.
 Atenção! Para visualização completa da equação utilize a rolagem horizontal
Como esperado, a dose absorvida é proporcional à fluência da partícula carregada e ao poder de freamento de colisão em massa no meio.
EQUILÍBRIO DE PARTÍCULAS CARREGADAS (EPC) OU EQUILÍBRIO ELETRÔNICO
O equilíbrio de partícula carregada (EPC) para o volume de interesse (V) existe se cada uma das partículas carregadas de saída for substituída por
uma partícula carregada idêntica com a mesma energia. Geralmente, o EPC se dá em um meio homogêneo, desde que a separação dos limites
externos do meio e o volume de interesse sejam maiores do que a faixa das partículas carregadas. O EPC também não acontece, normalmente, em
torno das interfaces de um meio heterogêneo. A medição da dose absorvida em determinado ponto é, entretanto, independente do EPC e este pode
ser alcançado quer a fonte de radiação esteja dentro ou fora do meio.
Dtecido =  (para 1C/kg)  =  Dar x  densidade eletrônica do tecidodensidade eletrônicado ar
Dtecido =  (para 1C/kg)  =  34(Gy) x    =  37Gy     (1. 33)
3,28x1023
3,01x1023
Dtecido =  (para 1C/kg)  =  34 x ( ) Gy     (1. 34)
μmed/ρ
μar/ρ
Dw  =  ϕ[( )
c,w
]
E
     (1. 35)dE
pdx
 EXEMPLO
Considere uma esfera hipotética de volume estendido V (Figura 8). Uma fonte radioativa é uniformemente distribuída nesse volume V, emitindo
radiações isotropicamente (4π). Suponha que um volume menor ν dentro do V maior seja o volume de interesse. No entorno, dois outros volumes
elementares (ν1 e ν2) são definidos simetricamente. Partículas carregadas (representadas pelas linhas sólidas), movendo-se de ν1 para v, são
idênticas àquelas que viajam de ν para ν2.
 
Imagem: Nilseia Barbosa
 Figura 8: Equilíbrio de partícula carregada em um volume elementar ν dentro de um hipotético volume maior V.
Por outro lado, partículas menores, mas idênticas (representadas por linhas pontilhadas), fluem de ν2 para ν e de ν para ν1. Isso é aplicado a todos os
volumes elementares definidos simetricamente dentro da esfera de raio r (r > intervalo das partículas carregadas). Com base nessa analogia, a carga
líquida que sai e entra no volume ν é zero, ou seja, o EPC sai nesse volume.
TEORIA DA CAVIDADE
Detectores de radiação de vários tipos são usados para medições de dose absorvida em um meio. A composição da parte sensível à dose do
dosímetro (cavidade, no caso da câmara de ionização) é diferente do meio em que está inserido.
O sinal do detector pode ser relacionado ao absorvido no meio, usando certos fatores de calibração e correção.
Na realidade, a teoria da cavidade – equação 1.36 – é a determinação de um fator de conversão de dose (f ) para determinado meio detector (g )
 para o meio circundante (w ) contendo a cavidade (NAHUM, 2007).
 Atenção! Para visualização completa da equação utilize a rolagem horizontal
Nessa equação, Dw e Dg são as doses medidas no meio de interesse e na cavidade, respectivamente.
TEORIA DA CAVIDADE BRAGG-GRAY
A teoria da cavidade de Bragg-Gray foi desenvolvida pela primeira vez para determinar o fator (equação 1.36) em uma qualidade de radiação
arbitrária Q .
Uma cavidade detectora que não perturba a fluência do elétron, quando inserida no meio, é conhecida como cavidade de Bragg-Gray (TURNER,
2007).
f =       (1. 36)Dw
Dg
f
Considere a figura a seguir, onde um meio uniforme (w ) contém uma pequena cavidade preenchida com um meio (g ) diferente. A dimensão da
cavidade é tal que a fluência das partículas carregadas (Φ ) permanece inalterada com sua presença no meio (w ).
 
Imagem: Nilseia Barbosa
 Figura 9: A fluência das partículas carregadas não é afetada pela inserção da cavidade do detector (cavidade B-G) no meio, em comparação com
as saídas de fluência no lado esquerdo, sem cavidade no lugar (ou seja, Φ1= Φ2 ).
Segundo Attix (2004), para a dose absorvida na cavidade do meio (g ), a equação 1.35 pode ser escrita como:
 Atenção! Para visualização completa da equação utilize a rolagem horizontal
É razoável supor que para a cavidade de Bragg-Gray, a fluência Φ permanece a mesma com e sem a introdução da cavidade do detector no meio.
Das equações 1.35 e 1.37, resulta que a proporção de doses absorvidas em (g ) e (w ) segundo Attix (2004), é:
 Atenção! Para visualização completa da equação utilize a rolagem horizontal
O subscrito (c) não é usado na equação 1.38, pois entende-se que a dose absorvida local depende apenas do poder de freamento de colisão (S/p)c .
O termo do lado direito da equação é simplesmente a razão dos poderes de freamento de colisão em massa.
 IMPORTANTE
O detector deve cumprir uma condição necessária para ser considerado como cavidade de Bragg-Gray, ou seja, “a introdução da cavidade do detector
no meio não deve perturbar a fluência das partículas carregadas e a distribuição de energia” (NAHUM, 2007).
Uma consequência que pode ser deduzida da primeira condição é que a dose absorvida na cavidade é supostamente depositada inteiramente pelas
partículas carregadas que a atravessam.
De acordo com Turner (2007), as condições da cavidade de Bragg-Gray são razoavelmente satisfeitas para a maioria das câmaras de ionização cheias
de ar usadas em dosimetria de radioterapia (megavoltagem de fótons e feixes de elétrons).
Dg  =  ϕ[( )
c.g
]
E
     (1. 37)dE
pdx
   =        (1. 38)Dw
Dg
(dE/ρdx)w
(dE/ρdx)
g
COMO MEDIR UMA DOSE DE RADIAÇÃO?
A especialista Nilseia Barbosa fala sobre as principais grandezas que mensuram a dose de radiação ionizante. Assista!
VERIFICANDO O APRENDIZADO
1. ______________ É A SOMA DE TODAS AS CARGAS ELÉTRICAS DE TODOS OS ÍONS DE MESMO SINAL,
PRODUZIDOS NO AR, QUANDO TODOS OS ELÉTRONS LIBERADOS PELOS FÓTONS NUM ELEMENTO DE VOLUME
DE AR DE MASSA DM SÃO COMPLETAMENTE ABSORVIDOS. 
 
ASSINALE A ALTERNATIVA QUE COMPLETA CORRETAMENTE A LACUNA:
A) Kerma
B) Absorção
C) Exposição
D) Roentgen
E) Fluência
2. __________________ É A RELAÇÃO ENTRE A ENERGIA DE CEDIDA PELOS ELÉTRONS AO MEIO EM UM
ELEMENTO DE VOLUME DE MASSA DM. 
ASSINALE A ALTERNATIVA QUE COMPLETA CORRETAMENTE A LACUNA:
A) Kerma
B) Dose absorvida
C) Exposição
D) Roentgen
E) Fluência
GABARITO
1. ______________ é a soma de todas as cargas elétricas de todos os íons de mesmo sinal, produzidos no ar, quando todos os elétrons
liberados pelos fótons num elemento de volume de ar de massa dm são completamente absorvidos. 
 
Assinale a alternativa que completa corretamente a lacuna:
A alternativa "C " está correta.
 
A exposição é definida como a razão entre a carga líquida total dQ de qualquer um dos sinais produzidos pela radiação X ou gama no ar pela massa
dm. Os íons não devem escapar do ar e devem ser coletados.
2. __________________ é a relação entre a energia dE cedida pelos elétrons ao meio em um elemento de volume de massa dm. 
Assinale a alternativa que completa corretamente a lacuna:
A alternativa "B " está correta.
 
Dose absorvida é uma medida da quantidade de energia transmitida dE pela radiação ionizante secundária a um volume V contendo uma massa finita
dm.
MÓDULO 2
 Compreender as principais grandezas de proteção e operacionais, bem como as grandezas limitantes e sua aplicabilidade
GRANDEZAS OPERACIONAIS E GRANDEZAS DE PROTEÇÃO
As grandezas de proteção e as grandezas operacionais foram desenvolvidas, respectivamente, pela Comissão Internacional de Proteção Radiológica
(ICRP) e pela Comissão Internacional de Unidades e Medições de Radiação (ICRU). As grandezas de proteção incluem a dose absorvida em um
órgão ou tecido, dose equivalente e dose efetiva. As grandezas operacionais incluem monitoramento de área, equivalente de dose ambiente,
equivalente de dose direcional e monitoramento individual.
 Imagem Ilustrativa
A característica fundamental das grandezas de proteção é que elas são apenas calculáveis. Assim, o ICRU desenvolveu as grandezas operacionais
com o objetivo de fornecer uma estimativa razoável, geralmente conservadora, para o valor das grandezas de proteção relacionadas a uma potencial
exposição ou à exposição de pessoas sob a maioria das condições de irradiação.
Antes de conhecer mais detalhes sobre essas grandezas, é preciso entender como os efeitos da radiação ionizante no tecido biológico podem ser
classificados.
EFEITOS BIOLÓGICOS DA RADIAÇÃO
As radiações têm sido amplamente utilizadas no tratamento do câncer e em outros problemas de saúde. Os resultados e benefícios bem-sucedidos
das radiações ampliaram o horizonte de seu uso de várias maneiras. A radiação ionizante direta e indiretamente tem grande impacto na tecnologia
quando se trata da medicina. No entanto, elas também podem ser muito perigosas para a saúde se usadas de forma indesejada e descontrolada. O
corpo humano pode ser afetado de diferentes maneiras quando exposto a radiações. Apesar dos regulamentos da Comissão Nacional de Energia
Nuclear (CNEN) para proteger o público da exposição excessiva a essa forma de emissão de energia, as pessoas ainda se expõem à radiação
proveniente de várias fontes.Fontes artificiais, como raios X médicos, radiação durante diagnóstico e tratamento de medicina nuclear – além de outros produtos de consumo, como
relógios, telefones celulares e televisores –, fornecem uma quantidade considerável de radiações para um brasileiro durante um ano. Embora a
exposição a fontes artificiais seja menor do que a exposição a fontes naturais, ainda é grande o suficiente para produzir efeitos prejudiciais nos tecidos.
 
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Todas as radiações têm vários efeitos nos tecidos do corpo. Com base na quantidade de dose e na resposta do corpo ou dos tecidos expostos, os
efeitos biológicos das radiações podem ser classificados em duas categorias principais: efeitos determinísticos e efeitos estocásticos.
A resposta dos tecidos a determinada dose, e a ocorrência e as chances de ambos os tipos de efeitos são apresentadas a seguir.
 
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 Figura 10: Efeitos determinísticos e estocásticos, e resposta dos tecidos a determinada dose.
•Efeitos estocásticos
São aqueles para os quais não é necessária uma dose mínima. Na figura, a curva A mostra a resposta que representa os efeitos estocásticos. É um
efeito probabilístico/fenômeno estatístico.
 SAIBA MAIS
É possível que um efeito comece nos tecidos do corpo quando exposto a uma dose muito baixa. Por outro lado, uma pessoa pode não ser afetada
mesmo exposta a uma dose mais alta, embora essas chances sejam muito baixas.
A curva mostra que a resposta do tecido é linearmente proporcional à quantidade de dose de radiação à qual os tecidos são expostos. Isso significa
que, apesar de sua natureza probabilística, as chances de efeitos estocásticos nos tecidos expostos aumentam com o aumento da dose. Os efeitos
estocásticos também são chamados de efeitos tardios, porque não aparecem imediatamente após os tecidos serem expostos à radiação. Exemplos
são o câncer e os efeitos hereditários em uma parte ou em todo o corpo exposto à radiação. A lenda cientista diz que Marie Curie morreu de anemia
perniciosa aplásica, causada pela exposição à radiação.
Podemos sumarizar as características dos efeitos estocásticos nos seguintes pontos:
Não têm dose limite.
Aumentam a probabilidade com o aumento da dose.
Sua gravidade não está relacionada à dose.
Não há dose acima da qual os efeitos estocásticos possam ocorrer.
•Efeitos determinísticos
Os efeitos determinísticos ou não estocásticos são aqueles que precisam de uma dose mínima ou de uma dose limite para começar a ocorrer.
Dependendo da natureza do efeito, a dose limite pode ser pequena ou mais. A curva B, na Figura 10, mostra a resposta que representa os efeitos
determinísticos. Nenhum efeito pode ser observado se os tecidos ou o corpo forem expostos a uma dose menor do que a dose limite.
 EXEMPLO
A queimadura de pele quando exposta à radiação.
Durante o processo de bronzeamento ou banho de sol, o corpo é exposto a radiações ultravioleta de alta energia. Se a dose é elevada, ocorre
queimadura na pele, que se torna grave com maior exposição. Verificou-se que a exposição da pele a 200-300 rad pode resultar em vermelhidão
(eritema), semelhante a uma queimadura de sol leve, que pode resultar em queda de cabelo devido a danos aos folículos capilares. Da mesma forma,
125-200 rad para os ovários podem resultar na supressão prolongada ou permanência da menstruação em cerca de 50% das mulheres; 600 rad para
os ovários ou testículos podem resultar em esterilização permanente; e 50 rad para a glândula tireoide podem resultar em tumores benignos (CEMBER
et al ., 2009).
 
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A resposta dos tecidos é baixa no início quando expostos a uma dose maior do que a dose limite; entretanto, aumenta muito rapidamente quando
expostos a altas doses, conforme mostrado na Figura 10. Quando a dose aumenta para um nível muito alto, afetando a maioria dos tecidos expostos,
a resposta diminui novamente. Pela razão de estar com uma dose tão alta, a maioria dos tecidos ou células já foram afetados e pouquíssimos que não
foram afetados ainda serão.
Cember et al. (2009) resumem as características dos efeitos determinísticos nos seguintes pontos:
É necessária uma dose limite abaixo da qual nenhum efeito é observado.
Sempre ocorre quando a dose limite é atingida.
O agravamento do efeito ocorre à medida que a dose passa do limite.
Diferentes efeitos, tecidos e pessoas têm diferentes doses limite para efeitos determinísticos.
Esses efeitos podem ser precoces ou tardios.
GRANDEZAS DE PROTEÇÃO
Para quantificar os riscos estocásticos relacionados à exposição à radiação ionizante, o ICRP fornece as grandezas de proteção. O sistema de
proteção radiológica é baseado nessas grandezas. Os limites são definidos para manter o risco devido à radiação ionizante na mesma ordem de
magnitude que os riscos gerais da vida cotidiana.
 VOCÊ SABIA
Nas grandezas de proteção estão incluídas a dose equivalente no tecido ou no órgão (HT) e a dose efetiva (E), que são usadas nas recomendações
para limitar a dose no tecido ou órgão, no primeiro caso; e no corpo todo, no segundo caso. Essas grandezas não são práticas, por não serem
mensuráveis, mas podem ser avaliadas por meio de cálculo, se as condições de irradiação forem conhecidas. Os fatores de ponderação da radiação e
de tecido para essas grandezas são, respectivamente, o WR e WT . A unidade de ambas é o sievert.
•Dose absorvida no órgão (DT)
Na proteção contra radiações (radioproteção), a grandeza fundamental é a dose absorvida D, já definida no módulo 1. Na prática, o que se utiliza é a
dose média no órgão ou tecido (DT). Ao considerar um feixe de radiação homogêneo naquele órgão ou tecido, podemos deduzir a contribuição
radiológica de cada órgão durante a exposição.
Para um órgão ou tecido T, a dose absorvida DT é obtida de acordo com a razão da energia total depositada ET pela massa total do órgão mT.
 Atenção! Para visualização completa da equação utilize a rolagem horizontal
Sua unidade SI é joule por quilograma (J/kg), mas é dada em gray (Gy).
 
•Dose equivalente no tecido ou órgão (HT), fator de ponderação da radiação (WR) e sievert
A administração da dose exata aos tecidos do corpo é importante quando as radiações interagem com um paciente em procedimentos de diagnóstico
ou tratamento. No entanto, deve-se atentar para o fato de que diferentes tipos de radiações têm diferentes efeitos nos órgãos ou tecidos, mesmo que a
quantidade de dose seja a mesma.
 EXEMPLO
Por exemplo, as radiações oriundas das partículas α são mais perigosas para os tecidos devido à sua alta capacidade de ionização em comparação
com a radiação γ. Assim, em função das diferenças nos efeitos biológicos de diferentes radiações, o ICRU e a ICRP introduziram um novo termo,
denominado fator de qualidade (Q). Trata-se de um fator adimensional ou um número representando a eficácia de uma radiação particular que interage
com o corpo humano. Mais tarde, a terminologia recebeu nova denominação: fator de ponderação de radiação (WR) (GRUPEN, 2010; KHAN, 2005).
Os valores de WR escolhidos pela ICRP se referem a cada tipo de partícula e energia como representativos dos valores de eficácia biológica relativa
(RBE (Relative Biological Effectiveness.) ) da radiação em induzir efeitos estocásticos (indução de câncer e de efeitos hereditários). O conceito de
RBE será discutido nos próximos tópicos.
Os fatores de ponderação de radiação para diferentes radiações são dados na Tabela 1.
Tipo de radiação Faixa de energia Fator de ponderação de radiação (WR)
Raios X e gama Todas as energias 1
Elétrons, pósitrons e múons Todas as energias 1
Nêutrons <10 keV 5
Nêutrons 10keV – 100keV 10
Nêutrons >100keV – 2MeV 20
Nêutrons >2MeV – 20MeV 10
DT =       (2. 1)ETmT
Nêutrons >20MeV 5
Prótons >2MeV 2 - 5
Radiação α, fragmentos de fissão e núcleos pesados Todas as energias 20
 Atenção! Para visualização completa da tabela utilize a rolagem horizontal
 Tabela 1: Fatoresde ponderação de radiação de vários tipos de radiações. 
Extraido de: (ICRP 103, 2007).
Como resultado da introdução do fator de ponderação de radiação, o ICRU definiu uma nova grandeza, chamada dose equivalente no órgão ou tecido
(HT), definida para qualquer tipo de radiação em que o meio é o tecido ou órgão. É obtida a partir da dose absorvida média (DT,R ) no volume de um
tecido ou órgão especificado (T), devido à radiação do tipo (R), multiplicado pelo fator de ponderação da radiação (WR ) para a radiação (R).
Matematicamente, a dose equivalente em um tecido ou órgão ( HT ) é:
 Atenção! Para visualização completa da equação utilize a rolagem horizontal
HT é medida em unidades sievert (Sv). Matematicamente, sievert é a mesma unidade gray, mas conceitualmente, enquanto Gy representa a
administração da dose para tratar ou diagnosticar um efeito, sievert relaciona a dose absorvida no tecido humano ao dano biológico efetivo da
radiação. Sievert está mais voltado ao efeito prejudicial das diferentes radiações aos tecidos normais. Essa grandeza é usada para limitar a exposição
do cristalino, da pele, das mãos e dos pés e também para o cálculo da dose efetiva.
TEORIA NA PRÁTICA
Exemplo:
Um trabalhador, fazendo manutenção de segurança de radiação, foi exposto a um vazamento e recebeu 2Gy de dose absorvida. Encontre a dose
equivalente H, se a absorvida for recebida por intermédio de:
(i) raios γ de energia 5MeV 
(ii) nêutrons de energia 2,5MeV 
(iii) partículas α de energia 1,2MeV
RESOLUÇÃO
Como a dose absorvida é D = 2Gy, usando a equação :
(iv) raios γ de energia 5MeV → WR = 1; H = 2 x 1 = 2 Sv 
(v) nêutrons de energia 2,5MeV → WR = 10; H = 2 x 10 = 20 Sv 
(vi) partículas α de energia 1,2MeV → WR = 20; H = 2 x 20 = 40 Sv
•Dose equivalente comprometida num tecido HT(τ ) – (ICRP 61)
Os radionuclídeos incorporados no corpo humano irradiam tecidos ao longo de períodos de tempo que são determinados por sua meia-vida física e
sua retenção biológica dentro do corpo.
RADIONUCLÍDEOS
Os radionuclídeos usados em preparação de radiofármacos invariavelmente têm meia-vida curta, mas as exposições ocupacionais e públicas, no
geral, podem incluir radionuclídeos com meia-vida física longa e podem dar origem a doses nos tecidos corporais por muitos meses ou anos após a
incorporação. A necessidade de regular a exposição a radionuclídeos e o acúmulo de dose de radiação por longos períodos levaram à definição de
HT = ∑WR DT ,R     (2. 2)
HT = ∑WR DT ,R  
grandezas de dose comprometida. A dose comprometida de um radionuclídeo incorporado é a dose total esperada para ser administrada dentro de um
período especificado.
A dose equivalente comprometida (HT (τ)) em um tecido ou órgão T é definida por:
 Atenção! Para visualização completa da equação utilize a rolagem horizontal
Nessa equação, τ é o tempo de integração após a incorporação no tempo t0. A grandeza dose efetiva E (τ) comprometida é então dada por:
 Atenção! Para visualização completa da equação utilize a rolagem horizontal
A dose comprometida é integrada ao longo de um período de 50 anos para adultos e de até 70 anos para crianças.
•Dose efetiva (E) e fator de ponderação no tecido (WT)
Agora você está familiarizado com a importância do tipo de radiação quando os tecidos do corpo são expostos a essas emissões de energia.
Outro fator importante que não deve ser ignorado, quando a radiação é usada para fornecer dose ao corpo humano em diagnósticos e aplicações de
tratamento, é a resposta dos tecidos a ela.
Alguns tecidos são mais sensíveis à radiação, enquanto outros são relativamente menos sensíveis (KHAN, 2005). Assim, mesmo com a mesma dose
equivalente, os danos proporcionados aos diferentes tecidos são diferentes. Em função da resposta de vários tecidos à radiação em interação, um
novo fator, denominado fator de ponderação de tecido (WT), é introduzido pela ICRU, e uma nova grandeza, chamada dose efetiva (E), é obtida
quando o WT também é levado em consideração durante a exposição à radiação. A dose efetiva é obtida multiplicando-se a dose equivalente pelo
fator de peso do tecido exposto à radiação. Matematicamente:
 Atenção! Para visualização completa da equação utilize a rolagem horizontal
Como (veja equação 2.2), então:
 Atenção! Para visualização completa da equação utilize a rolagem horizontal
As equações (2.5) e (2.6) fornecem expressões matemáticas para a dose efetiva em termos de dose equivalente e dose absorvida, levando em
consideração o fator de ponderação da radiação e o fator de ponderação do tecido. A dose efetiva é sempre usada como medida de risco.
Os fatores de ponderação dos tecidos, para vários tecidos, são apresentados na Tabela 2.
Órgão/tecido
Número de
tecidos
Fator de ponderação do tecido
(WT)
Total
(WT)
Pulmão, estômago, cólon, medula óssea, mama, tecido
remanescente*
6 0,12 0,72
HT(τ) = ∫
t0+τ
t0
HT(t). dt      (2. 3)
E(τ) = ∑T WTHT(τ)     (2. 4)
E = ∑WTHT      (2. 5)
HT = ∑WRHT ,R    
E = ∑T WT ∑RWRDT ,R      (2. 6)
Gônadas 1 0,08 0,08
Bexiga, esôfago, fígado, tireoide 4 0,04 0,16
Superfície óssea, cérebro, glândulas salivares, pele 4 0,01 0,04
Todo o corpo 1
 Atenção! Para visualização completa da tabela utilize a rolagem horizontal
 Tabela 2: Fatores de ponderação tecidual (WT) em 2007 
*Tecidos remanescentes: adrenais, região extratorácica (ET), vesícula biliar, coração, rins, nódulos linfáticos, músculo, mucosa oral, pâncreas,
próstata, intestino delgado, baço, timo, útero/colo do útero. 
Extraído de: Recomendações. (ICRP 103, 2007).
GRANDEZAS OPERACIONAIS DESENVOLVIDAS PELA ICRU
As grandezas operacionais visam fornecer uma estimativa razoável dos valores das grandezas de proteção relevantes à exposição de humanos à
radiação externa na maioria das condições de irradiação (ICRU, 1985, 1988, 1993).
Essas grandezas são definidas usando a grandeza equivalente de dose, H (ICRU, 1985). H é o produto de Q por D em um ponto do tecido; assim, H =
Q.D, em que D é a dose absorvida e Q é o fator de qualidade naquele ponto. Q é definido como uma função da transferência de energia linear
irrestrita, L1 (frequentemente denotada como L ou LET), de partículas carregadas na água (ICRP, 1996).
MONITORAMENTO DE ÁREA
Para monitoramento de área, duas grandezas, a saber, o equivalente de dose ambiente, H*(d), e o equivalente de dose direcional, H’(d,Ω), são usadas
para ligar radiações externas à dose efetiva e à dose equivalente para a lente do olho e pele local. H*(d), em um ponto em um campo de radiação, é o
equivalente de dose que seria produzido pelo campo expandido e alinhado correspondente na esfera ICRU em uma profundidade, d, no raio oposto à
direção do campo alinhado. H’(d,Ω), em um ponto em um campo de radiação, é o equivalente de dose que seria produzido pelo campo expandido
correspondente em uma profundidade, d, na esfera ICRU e em um raio em uma direção especificada, X.
MONITORAMENTO INDIVIDUAL
Para monitoramento individual, o equivalente de dose pessoal, Hp(d), é usado. Hp(d) é o equivalente de dose no tecido mole em uma profundidade
apropriada, d, abaixo de um ponto especificado no corpo. O ponto especificado geralmente é dado pela posição em que o dosímetro do indivíduo é
usado.
Os valores recomendados de d são escolhidos para a avaliação de várias doses:
d = 10mm para dose efetiva, d = 3mm para dose no cristalino e d = 0,07mm para dose na pele e nas mãos e pés. A unidade equivalente de dose
ambiente, equivalente de dose direcional e equivalente de dose pessoal, é Jkg-1 ou Sv.
•Equivalente de dose ambiente (H*(d))
O equivalente de dose ambiente H*(d) é usado para monitoração de área em ambientes de trabalho. Em um ponto de um campo de radiação, vem a
ser o valor do equivalente de dose que seria produzido pelo correspondente campo expandido e alinhado em uma esfera ICRU de tecido equivalente
a uma profundidade d (mm), no raio que se opõe à direção do campo alinhado. A unidade de dose ambiente equivalente é joule por quilograma (J/kg-1) e seu nome especial é sievert (Sv). A figura a seguir ilustra o procedimento de obtenção de H*(d).
 
Imagem: Nilseia Barbosa
 Figura 11: Geometria de irradiação da esfera ICRU e o ponto P na esfera, no qual H*(d) é determinado num campo de radiação expandido e
alinhado.
•Equivalente de dose direcional (H’(d,Ω))
A medição de H geralmente requer que o campo de radiação seja uniforme nas dimensões do instrumento e que este tenha uma resposta isotrópica.
O equivalente de dose direcional H´(d,Ω) em um ponto de um campo de radiação é o valor do equivalente de dose que seria produzido pelo
correspondente campo expandido na esfera ICRU de tecido equivalente, na profundidade d (mm), sobre um raio na direção específica Ω. A unidade
utilizada é o sievert.
 ATENÇÃO
O campo de radiação no ponto P da esfera ICRU é estendido, mas – ao contrário de H*(d) – não é alinhado. A dose equivalente dependerá, portanto,
da direção de onde vem a radiação. Das definições, segue-se que H*(d) = H'(d,0°).
Para a verificação do cumprimento das recomendações no tocante ao limite de dose efetiva E, a profundidade d deve ser especificada para os
diversos tipos de radiação. Para radiações fracamente penetrantes, d = 0,07mm para a pele e, para o cristalino, d = 3mm.
 Distingue-se H'(10, Ω) para radiação altamente penetrante, H'(3, Ω) para o cristalino e H '(0,07, Ω) para a pele. Na figura a seguir tem-se uma
representação gráfica da obtenção de H´(d, Ω).
 
Imagem: Nilseia Barbosa
 Figura 12: Geometria de irradiação da esfera ICRU e o ponto P na esfera, no qual o equivalente de dose direcional é obtido no campo de radiação
expandido, com a direção Ω de interesse.
•Equivalente de dose pessoal (Hp(d))
A grandeza operacional externa para monitoramento individual (radiação que incide num indivíduo de fora para dentro do corpo) é definida em termos
de dose efetiva e dose absorvida no cristalino e na pele local.
O equivalente de dose pessoal Hp(d), equivalente de dose em tecido mole, pode ser obtido pelo produto da dose absorvida em um ponto, na
profundidade d do corpo humano, pelo fator de qualidade da radiação nesse ponto. Da mesma forma que no equivalente de dose direcional, para
radiações fracamente penetrantes, d = 0,07mm para a pele e, para o cristalino, d = 3mm. Distingue-se H'(10, Ω) para radiação altamente penetrante,
H'(3, Ω) para o cristalino e H '(0,07, Ω) para a pele.
O Hp(d) pode ser medido com um detector encostado na superfície do corpo, geralmente no tórax, envolvido com uma espessura apropriada de
material tecido-equivalente.
Na rotina, a dose é acumulada durante um mês para posterior processamento do dosímetro. O valor obtido deve fornecer uma estimativa
conservadora da dose eletiva. A unidade de Hp(d) é também o sievert.
 COMENTÁRIO
Ainda não está claro o que o ICRP quer dizer com "uma profundidade adequada" e "um ponto específico". Embora o equivalente de dose pessoal seja
explicitamente definido para o corpo humano, ainda teremos que usar um fantoma para medições e cálculos. Ao fazer isso, d indica a profundidade em
mm na esfera ICRU.
RADIOSSENSIBILIDADE NOS TECIDOS
•Eficácia biológica relativa (RBE)
Em comparação a um efeito de referência, os efeitos de várias radiações nos tecidos de um corpo dão a ideia da efetividade delas para fornecer o
mesmo efeito. Essa comparação da eficácia é geralmente conhecida pela expressão eficácia biológica relativa (RBE), que você já conhece.
Os efeitos biológicos da radiação não são apenas diretamente proporcionais à energia depositada por unidade de massa ou por unidade de volume,
mas também são identificados pela forma como essa energia é distribuída ao longo do comprimento da trajetória da radiação.
Assim, a eficácia biológica relativa é definida como a proporção das doses exigidas por duas radiações para causar o mesmo nível de efeito. Assim, a
RBE depende da dose e do ponto final biológico. Matematicamente, é definida como:
 Atenção! Para visualização completa da equação utilize a rolagem horizontal
A radiação de referência é geralmente considerada como raios X de 250keV. A RBE para a radiação de referência é considerada como uma unidade
(1). Suponha que sejam necessários 200mGy de raios X, mas apenas 20mGy de nêutrons para produzir o mesmo efeito biológico, o RBE seria 200/20
= 10, usando os raios X como referência de radiação.
TEORIA NA PRÁTICA
Exemplo:
Durante uma experiência em determinado tecido, observa-se que 25% de suas células são danificadas por 12Gy de raios X de energia de 250keV. O
mesmo dano é produzido no mesmo tecido por 4Gy de prótons, 1Gy de nêutrons e 0,6Gy de raios α em testes separados. Calcule o EBR para prótons,
nêutrons e raios α usados nesse experimento.
RESOLUÇÃO
Usando a equação (2.7) para essas radiações, temos:
RBE  =        (2. 7)Dose de radiação de referência necessária para produzir um efeito particular 
Dose de radiação necessária para produzir o mesmo efeito
EBR para prótons: 12/4 = 3
EBR para nêutrons: 12/1 = 12
EBR para radiação gama: 12/0,6 = 20
O mesmo efeito biológico pode ser fornecido aos tecidos por uma dose 20 vezes menor de radiação α, em comparação com a dose de raios X que
proporciona o mesmo efeito.
LIMITES RECOMENDADOS PARA PESSOAS EXPOSTAS À RADIAÇÃO
Para fins de segurança e proteção contra radiações, a ICRP classificou as pessoas expostas em três categorias:
Trabalhadores
com radiação
Categoria composta por pessoas que atuam diretamente na área de radiação.
Público em
geral
Inclui pessoas comuns e tem limites de exposição diferentes daqueles relativos aos trabalhadores em radiação.
Exposição
médica
Categoria que envolve pacientes expostos à radiação para fins diagnósticos ou terapêuticos. Os limites de dose para
pessoas em diferentes categorias são diferentes. Uma pessoa do público em geral não pode receber a mesma dose
máxima ou exposição que um profissional de radiação recebe, e um paciente não pode receber a mesma dose máxima
que uma pessoa do público em geral pode obter.
 Atenção! Para visualização completa da tabela utilize a rolagem horizontal
PUBLICAÇÃO 60
A publicação 60 da ICRP considera a aceitabilidade do risco induzido por radiação de forma absoluta e não por comparação com outros tipos de
riscos. Assim, com base em risco de câncer letal para trabalhadores e população, a ICRP considera que o limite máximo tolerável é de 1Sv para
trabalhadores e 70mSv para o público. Os limites de dose anuais são deduzidos a partir dessa abordagem e estão incluídos na ICRP 103. A Tabela 3
ilustra todos os limites de exposição recomendados pela ICRP 103.
Órgão exposto Grandeza Limite (trabalhador) Público
Corpo inteiro Dose efetiva (E) 20mSv/anoa 1mSv/ano
Mãos, pés Dose equivalente (HT,R) 500mSv/ano 50mSv/ano
Pele Dose equivalente (HT,R) 500mSv/anob 50mSv/anob
Cristalino Dose equivalente (HT,R) 150mSv/anoc 15mSv/anoc
 Atenção! Para visualização completa da tabela utilize a rolagem horizontal
 Tabela 3: Limites de dose anual de exposição dos trabalhadores e do público a partir das recomendações da ICRP 103 e da CNEN. aCom excesso
autorizado de até 50mSv em 1 ano, mas menos de 100mSv por 5 anos. bEsse limite se aplica à dose média em qualquer área de 1cm2,
independentemente da superfície exposta. É avaliado agora pela dose local da pele. cEm 2011 a ICRP, após estudos epidemiológicos, revisou o limite
de dose para o cristalino e recomenda, para trabalhadores, 20mSv por ano (com excesso autorizado de até 50mSv em 1 ano, mas menos de 100mSv
por 5 anos). 
Extraído de: ICRP 103 (2007); CNEN – NN – 3.01 (2014).
Deve-se notar que o limite de todo o corpo e qualquer limite de órgão individual devem ser satisfeitos ao mesmo tempo. Por exemplo, se os pulmões
de uma pessoa são expostos a 300 mSv anualmente e, ao mesmo tempo, todo o corpo recebe 20 mSv, configura-se um não atendimento ao limite,
pois apesar de o corpo todo receber uma dose dentro do limite, um órgão ultrapassou.
Quanto à exposição médica, nenhum limite de dose específico érecomendado pela ICRP para exposição médica. A comissão, no entanto,
recomendou que apenas a exposição necessária deveria ser feita.
TEORIA NA PRÁTICA
Exemplo:
Usando os fatores de peso do tecido da Tabela 2, calcule os limites implícitos para trabalhadores para cada um dos seguintes órgãos: a superfície do
osso, os pulmões e a bexiga. Vale ressaltar que cada órgão é irradiado completamente isolado.
RESOLUÇÃO
Solução:
Usando as inequações: 
 
Superfície do osso: 
Pulmões:
Bexiga: 
Como a dose máxima permitida para cada órgão ou tecido individual é de 500mSv por ano, a superfície óssea não pode ter a dose calculada acima.
Cada um desses tecidos tem um máximo de restrições de 500mSv, que devem ser seguidas para evitar riscos de radiação e danos.
TRANSFERÊNCIA LINEAR DE ENERGIA (LET)
A LET (Linear Energy Transfer.) é outro conceito levado em consideração quando a dose de radiação, que ocorre na área de exposição, é fornecida
aos pacientes ou àqueles que trabalham com radiação. Ao passar por um meio, a radiação pode interagir com este e, como resultado, depositar
energia ao longo da sua trajetória. A energia média depositada por unidade de comprimento da trajetória é chamada de transferência linear de energia
(LET). Resumidamente, a LET descreve a capacidade de deposição de energia de uma partícula carregada e é definida como a quantidade de energia
depositada por unidade de comprimento de um tecido ou material. A média de energia é calculada dividindo a trajetória em intervalos de energia iguais
e calculando a média dos comprimentos das trajetórias que contêm aquela quantidade de energia específica. Matematicamente, a LET é descrita
como:
 Atenção! Para visualização completa da equação utilize a rolagem horizontal
Na equação, o sinal negativo significa que energia está sendo perdida ao longo do caminho (dx). A unidade de LET, no SI, é J/m. No entanto, como
joule é uma grande unidade de energia – da mesma forma que o metro também é uma grande unidade de medida de comprimento para uma pequena
seção de corpo ou um material –, keV/μm é mais usual como uma unidade para LET.
A LET é um fator importante na avaliação do potencial dano no tecido ou órgão quando exposto à radiação ionizante, pois a quantidade de ionizações
produzidas em um corpo irradiado corresponde à quantidade de energia que ele absorve; além disso, os efeitos químicos e biológicos no tecido são
proporcionais ao seu grau de ionização.
WTH ≤ 20mSv
H ≤ 20/WTmSv
H  ≤  20/0, 01 =  2000mSv 
H  ≤  20/0, 12 =  166, 67mSv 
H  ≤  20/0, 05 =  400mSv 
LET =   −  dE/dx              (2. 8)
Quanto maior é a LET de determinado tipo de radiação em determinado tecido ou material, mais energia é depositada por essa radiação e, portanto, o
fator de qualidade ou fator de ponderação de radiação dessa radiação é alto. A LET geralmente depende da natureza da radiação, bem como do
tecido ou material exposto.
A Figura 13 fornece um gráfico entre LET e o fator de qualidade/fator de ponderação de radiação fornecido e modificado pela ICRP. Embora a
modificação tenha sido trazida pelo ICRP ao longo do tempo, a tendência geral da curva ainda é a mesma (MARTIN, 2013).
Essa figura mostra que o fator de qualidade da radiação aumenta para um máximo de LET, em torno de 100keV/μm, seguido por uma queda com o
aumento de LET. A razão disso é a deposição de maior quantidade de energia por uma radiação que causa mais danos aos tecidos e, portanto, o fator
de qualidade aumenta com o aumento da LET.
aumento
células
dano
depositada
desperdício
efeito
maior
máximo
menor
tecidos
Considerando uma LET em torno de 100 keV/μm, a energia
da radiação fornece dano ---------- aos tecidos
(Figura 13). Com LET ---------- do que 100 ocorre uma
queda, em vez de um ---------- adicional. Nesse
estágio, a quantidade de energia ---------- nos tecidos
é maior do que as ---------- do corpo disponíveis para
serem danificadas. Assim, a taxa de deposição de energia
é maior do que o ---------- ocasionado aos tecidos,
causando um ---------- de energia enorme em relação
à proporção em que os---------- são danificados.
Portanto, podemos dizer que uma parte da energia é
desperdiçada, pois o mesmo ---------- pode ser dado
aos tecidos com uma quantidade muito ---------- de
energia.
 
Imagem: Ytrottier / Wikimedia Commons / CC BY-SA 3.0
 Figura 13: Curvas mostrando variação no fator de ponderação de radiação com a mudança de LET.
OS EFEITOS BIOLÓGICOS DA RADIAÇÃO IONIZANTE E A
IMPORTÂNCIA DA PROTEÇÃO RADIOLÓGICA
A especialista Nilseia Barbosa fala sobre as principais recomendações de órgãos internacionais e nacionais para o uso da radiação ionizante e os
limites de doses impostos para preservação da saúde. Assista!
VERIFICANDO O APRENDIZADO
1. TRATANDO-SE DE GRANDEZAS DE PROTEÇÃO E OPERACIONAIS, A ICRP 103 E A CNEN-NN-3.01 RECOMENDAM
QUE A DOSE EFETIVA MÉDIA ANUAL NÃO DEVE EXCEDER 20MSV EM QUALQUER PERÍODO DE CINCO ANOS
CONSECUTIVOS, NÃO PODENDO EXCEDER EM NENHUM ANO A DOSE DE:
A) 20mSv
B) 30mSv
C) 50mSv
D) 100mSv
E) 150mSv
2. DE ACORDO COM AS GRANDEZAS DE PROTEÇÃO E OPERACIONAIS DESCRITAS NESTE MÓDULO, É CORRETO
AFIRMAR QUE:
A) Dose efetiva é a soma das doses equivalentes ponderadas nos diversos órgãos e tecidos. E = ΣWT.HT, em que HT é a dose equivalente no tecido
ou órgão e WT é o fator de ponderação. A unidade, no sistema internacional, é o joule por quilograma (J/kg), denominada gray (Gy).
B) Dose absorvida no tecido ou órgão é a grandeza dosimétrica fundamental expressa por D = dE/dm, em que dE é a energia média depositada pela
radiação em um volume elementar de massa dm. A unidade, no sistema internacional, é o joule por quilograma (J/kg), denominada sievert (Sv).
C) Dose equivalente é a expressa por , em que DT é a dose absorvida média DT.R no órgão ou tecido e WR é o fator de
ponderação da radiação. A unidade, no sistema internacional, é o joule por quilograma (J/kg), denominado gray (Gy).
D) Dose efetiva de 1mSv para o corpo inteiro em indivíduos do público; em ações protetoras, a CNEN poderá autorizar um valor de dose efetiva de até
20mSv em um ano, desde que a dose efetiva média em um período de 5 anos consecutivos não exceda 1mSv por ano.
E) Dose equivalente é a expressa por , em que DT,R é a dose absorvida média no órgão ou tecido e WR é o fator de ponderação
da radiação R. A unidade, no sistema internacional, é o sievert (Sv).
GABARITO
1. Tratando-se de grandezas de proteção e operacionais, a ICRP 103 e a CNEN-NN-3.01 recomendam que a dose efetiva média anual não
deve exceder 20mSv em qualquer período de cinco anos consecutivos, não podendo exceder em nenhum ano a dose de:
A alternativa "C " está correta.
 
A ICRP 103 e a norma NN-3.01 da CNEN recomendam que trabalhadores expostos à radiação não recebam dose efetiva superior a 20mSv. Como
essa é uma média ponderada em 5 anos consecutivos, não deve exceder a 50mSv em qualquer ano.
2. De acordo com as grandezas de proteção e operacionais descritas neste módulo, é correto afirmar que:
A alternativa "E " está correta.
 
A dose equivalente no tecido ou no órgão (HT) é definida para qualquer tipo de radiação em que o meio é o tecido ou órgão. É obtida a partir da dose
absorvida média DT.R no volume de um tecido ou órgão especificado (T) devido à radiação do tipo R, multiplicado pelo fator de ponderação da
radiação WR para a radiação R.
A dose equivalente é medida nas unidades sievert (Sv). Matematicamente, sievert é a mesma unidade gray, mas, conceitualmente, Gy representa a
administração da dose para tratar ou diagnosticar um efeito; Já sievert relaciona a dose absorvida no tecido humano ao dano biológico efetivo da
radiação.
CONCLUSÃO
CONSIDERAÇÕES FINAIS
Por mais de 60 anos, a dose absorvida tem sido a grandeza física usada nas aplicações médicas da radiação ionizante, bem como na proteção
radiológica. Porém, a dose absorvida é correlacionada, principalmente, com efeitos determinísticos, morte celular e dano aos tecidos.Em contraste a tratamentos com radiação, a proteção radiológica trata-se de doses e taxas de dose baixas e os efeitos estocásticos são de longo
prazo no tecido biológico, como a indução do câncer. Em proteção radiológica, a grandeza dose é considerada como correlacionada à probabilidade
de incidência de câncer e, portanto, há risco induzido pela exposição. A dose absorvida é uma grandeza que mensura quanta energia de radiação foi
absorvida pelo paciente ou no trabalhador em decorrência da exposição à radiação ionizante, mas diz pouquíssimo sobre o risco a longo prazo, como
câncer e, para isso, são necessárias outras grandezas.
Os órgãos internacionais ICRP e ICRU desenvolveram grandezas dosimétricas específicas para proteção radiológica, que levam em consideração o
tipo de radiação e a radiossensibilidade do órgão ou tecido exposto à radiação ionizante, permitindo que a extensão da exposição, de um feixe externo
de radiação de corpo inteiro e parcial, bem como da ingestão de radionuclídeos, seja considerada por uma grandeza. Além disso, as grandezas de
HT = ∑WRDT ,R
HT = ∑WRDT ,R
proteção radiológica são projetadas para fornecer correlação com o risco de câncer induzido por radiação, e as grandezas operacionais foram
definidas para uso em medições de exposição à radiação externa e aplicações práticas.
O uso de dose efetiva e fatores de ponderação de tecido/órgão, além do tipo de radiação, tem se mostrado uma abordagem adequada em proteção
operacional em muitas situações de exposição de relevância prática. No entanto, é importante reconhecer e respeitar os limites de sua aplicabilidade.
AVALIAÇÃO DO TEMA:
REFERÊNCIAS
ATTIX, H. F. Introduction to radiological physics and radiation dosimetry. USA: Wiley, 2004.
CEMBER H.; JOHNSON, T. E. Introduction to health physics. USA: McGraw-Hill Medical, 2009.
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IAEA. IAEA Annual Report. Atomic Energy Agency (IAEA), Vienna: 2018.
INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION. ICRP. The 2007 recommendations of the International Commission on
Radiological Protection: IRCP publication 103. p. 64-65 e 99, 2007.
INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION. ICRP. Annual limits on intake of radionuclides by workers based on the
1990 recommendations: annals of the ICRP – publication 61. Vol. 21/4, 1991.
INTERNATIONAL COMMISSION ON RADIOLOGICAL PROTECTION. ICRP. Recommendations of the International Commission on Radiological
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KHAN, F. M. The physics of radiation therapy. 3. ed. USA: Lippincott Williams & Wilkins, 2005.
MARTIN, J. E. Physics for radiation protection. 3. ed. USA: Wiley, 2013.
NAHUM, A. 2007. Principles and basic concepts in radiation dosimetry. In: MAYLES, P.; NAHUM, A., ROSENWALD, J.C. Handbook of
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OKUNO, E. M.; YOSHIMURA, E. Física das radiações. São Paulo: Oficina de textos, 2010.
PODGORSAK E. B., Radiation oncology physics: a handbook for teachers and students. International Atomic Energy Agency. Vienna: 2005
PODGORSAK, E. B. External photon beams: physical aspects. In: PODGORSAK, E.B. (ed). Radiation. p. 203-270, 2005.
SEUNTJENS, J. P.; STRYDOM, W.; SHORT, K. R. Dosimetric principles, quantities and units. In:
TAUHATA, L. et al. Radioproteção e dosimetria: fundamentos. Instituto de Radioproteção e Dosimetria. Comissão Nacional de Energia Nuclear. Rio de
Janeiro, 2013. 36 p
TURNER, J. E. Atoms, radiation, and radiation protection. 3. ed. Weinheim: Wiley-VCH, 2007.
EXPLORE+
Para conhecer mais sobre o assunto tratado neste estudo:
leia as diretrizes básicas de proteção radiológica, no site da CNEN;
no YouTube, assista aos vídeos Grandezas de proteção radiológica, Exposição (X), Monitoração individual: quais as principais tecnologias e
métodos aplicados? e Monitoração individual: gerência de doses ocupacionais externas.
CONTEUDISTA
Nilseia A. Barbosa
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