Princípios em Radioproteção

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Princípios em Radioproteção
Prof. Nilséia A. Barbosa
Descrição
A construção histórica, as funções e os princípios de radioproteção das duas principais instituições
internacionais: ICRP (Comissão Internacional de Proteção Radiológica) e ICRU (Comissão Internacional de
Unidades e Medição de Radiações).
Propósito
Conhecer as recomendações das principais publicações internacionais sobre os princípios básicos da
radioproteção, seus limites de doses, bem como a conscientização da importância dessas práticas para a
efetivação da integralidade na atenção à saúde, ICRP e ICRU.
Objetivos
Módulo 1
Funções e princípios de radioproteção
Reconhecer as funções e os princípios de radioproteção preconizados pela ICRP e ICRU.
Módulo 2
ódu o
Publicações da ICRP: 26, 60 e 103
Analisar as principais mudanças nas publicações da ICRP: 26, 60 e 103.
Não surpreendentemente, as origens da Comissão Internacional de Unidades e Medições em
Radiação, do inglês International Commission on Radiation Units and Measurements - ICRU,
remontam aos primeiros dias das aplicações médicas da radiação ionizante. Organizada
informalmente pelo Primeiro Congresso Internacional de Radiologia (ICR) em 1925 e formalmente
licenciada em 1928.
O objetivo original era propor uma unidade de medida de radiação aplicada à Medicina. A partir de
1950, a ICRU expandiu seu papel, significativamente, para abranger um campo mais amplo do uso
das radiações ionizantes. Atualmente, a ICRU tem por missão principal cuidar das grandezas básicas
e operacionais de radioproteção.
Apenas três anos depois da criação da ICRU, em 1928, uma segunda comissão relacionada à
proteção radiológica foi criada, a Comissão Internacional de Proteção Radiológica, do inglês
International Commission on Radiological Protection - ICRP.
A ICRP foi estabelecida em Estocolmo, em 1928, durante o Segundo Congresso Internacional de
Radiologia (ICR), com o nome de Comitê Internacional de Raios X e Proteção de Rádio, do inglês
International X-ray and Radium Protection Committee - IXRPC. Em 1950, a Comissão recebeu seu
nome atual, Comissão Internacional de Proteção Radiológica, e ampliou sua atuação para além dos
efeitos deletérios dos raios X na Medicina.
Atualmente, a ICRP tem como principal missão promover o desenvolvimento da radioproteção e fazer
recomendações voltadas para as grandezas limitantes. Desde então, as duas principais agências
internacionais, ICRU e ICRP, são parceiras na produção e divulgação de padrões e conceitos em
medição e controle da radiação ionizante.
Introdução
Orientações sobre unidade de medida
Em nosso material, unidades de medida e números são escritos juntos (ex.: 25km) por questões de
tecnologia e didáticas. No entanto, o Inmetro estabelece que deve existir um espaço entre o número e a
unidade (ex.: 25 km). Logo, os relatórios técnicos e demais materiais escritos por você devem seguir o
padrão internacional de separação dos números e das unidades.
.
1 - Funções e princípios de radioproteção
Esperamos que ao �nal deste módulo você seja capaz de reconhecer as funções e os
princípios de radioproteção preconizados pela ICRP e ICRU.
ICRU - Missão e estrutura atual
AVISO: orientações sobre unidades de medida.
A ICRU tem como principal missão desenvolver e promulgar recomendações internacionalmente aceitas
sobre grandezas e unidades relacionadas à radiação ionizante, terminologia, a procedimentos de medição e
dados de referência para a aplicação segura e eficiente de radiação ionizante em diagnósticos médicos e
terapia, ciência e tecnologia de radiação e proteção radiológica de indivíduos e populações.
As áreas de aplicação se enquadram em três principais categorias, Aplicações médicas, Aplicações não
médicas e Dados básicos:
As três grandes áreas de atuação da ICRU.
Confira agora algumas atividades desenvolvidas pela ICRU:
Levantamento geral das atividades desenvolvidas pela ICRU.
ICRU: O começo
Trinta anos depois que Roentgen descobriu os raios X, o Primeiro Congresso Internacional de Radiologia,
realizado em Londres, reconheceu a necessidade da padronização internacional das unidades e medidas e,
em 1925, nomeou o Comitê Internacional da Unidade de Raios X, que posteriormente se tornou a ICRU. O
comitê pretendia responder às exigências decorrentes das aplicações médicas dos raios X, mas também
reconheceu as necessidades de harmonização na área da proteção contra as radiações.
Em 1928, o Segundo Congresso Internacional de Radiologia alcançou um acordo internacional sobre a
definição de uma unidade de dose de raios X, o Roentgen, com base em medições feitas com câmaras de
ionização cheias de ar. Em 1937, a ICRU recomendou uma definição de Roentgen aplicável tanto aos raios X
quanto à radiação gama (ICRU, 2021).
Primeiros passos na medição de radiação
Durante as primeiras duas décadas de existência da ICRU, suas reuniões formais foram realizadas durante o
Congresso Internacional de Radiologia, mas, a partir de 1950, quando seu mandato foi prorrogado, as
reuniões tornaram-se anuais.
Confira, a seguir, mais alguns passos importantes na medição de radiação:
1950
No final da década de 1950, a ICRU foi convidada pela Conferência Geral de Pesos e Medidas
(CGPM) a se associar a outros órgãos científicos para trabalhar com o Comitê Internacional
de Pesos e Medidas (CIPM) no desenvolvimento de um sistema de unidades que pudesse ser
usado consistentemente em muitas disciplinas.
1959
Em meados de 1959, a ICRU começou a publicar relatórios de forma irregular ― em média,
dois a três por ano.
1964
Esse órgão, inicialmente conhecido como Comissão para o Sistema de Unidades (rebatizado,
em 1964, como Comitê Consultivo para Unidades) era responsável por supervisionar o
desenvolvimento do Sistema Internacional de Unidades (SI).
2001
N i l d bli ã f i l i d l tó i bli d
Grandezas, unidades e medidas de radiação
A definição de grandezas apropriadas e suas unidades associadas é uma necessidade fundamental para
qualquer atividade científica e para qualquer aplicação prática do conhecimento científico.
Desde 1950, a ICRU ficou encarregada do desenvolvimento de grandezas e unidades, bem como do
acompanhamento necessário para a aplicação correta da radiação - inicialmente a exposição à radiação,
para um campo mais amplo, incluindo as áreas de metrologia fundamental, radiobiologia e ciência da
radiação em geral, estendendo-se desde a aplicação industrial até a proteção radiológica dos humanos e do
meio ambiente.
A ICRU continuou a recomendar novas grandezas e unidades conforme a necessidade surgia. A tabela a
seguir mostra as grandezas e unidades usadas nas ciências das radiações. O número de unidades
diferentes para várias grandezas é indicativo de mudanças de pensamento na metrologia mundial,
especialmente o movimento de CGS (Sistema de Unidades de Medida Físicas, cujas unidades fundamentais
eram o centímetro, o grama e o segundo) para SI (Sistema Internacional de Medidas).
Grandeza
Nome Equação Meio/tipo Derivação
Exposição
$$$X=\frac{d Q}{d m}$$$
$$$\operatorname{Ar}
/ X, \gamma$$$
1 e.s.u/ 0
Nesse ano, o ciclo de publicação foi regularizado e os relatórios passaram a ser publicados
semestralmente sob o título Diário do ICRU (DELUCA, 2009).
Grandeza
$$$\math
\mathrm{
Dose absorvida
$$$D=\frac{d E}{d m}$$$
$$$ \mat
{g}^{-1}$$
Qualquer
$$$100 \
{g}^{-1}$$
$$$\math
\mathrm{
Fluência
$$$\math
\mathrm{
$$$\math
KERMA
$$$\operatorname{KERMA}=\frac{d
E}{d m}$$$
Qualquer $$$/ X,
\gamma, n$$$
$$$\math
\mathrm{
CEMA* $$$C E M A=\frac{d E}{d m}$$$ Qualquer
$$$\math
\mathrm{
Dose equivalente
$$$H_{T}$$$$$$=\sum W_{R} D_{T,
R}$$$
Órgão ou
tecido/qualquer
$$$100 \
{g}^{-1}$$
$$$\math
\mathrm{
Atividade
$$$A=\lambda N$$$ $$$s^{-1}
$$$3,7 \t
\mathrm{
$$$10^{6
Dose efetiva
$$$E=\sum W_{T} H_{T}$$$ Corpo todo/qualquer
$$$100 \
{g}^{-1}$$
Grandeza
$$$\math
\mathrm{
Equivalente de
dose pessoal
$$$H=Q \cdot D$$$ Corpo todo/ qualquer
Tabela: Evoluçãodas unidades de radiação recomendadas pela ICRU (DELUCA, 2009). CEMA: Conversão de energia por unidade de massa,
definido para radiação diretamente ionizante. 
Elaborada por Nilséia A. Barbosa.
Treinando o conhecimento:
Qual o valor aproximado da dose absorvida em unidade do SI, se esta equivale a
4,38mrad?
$$$D=4,38 \mathrm{mrad}$$$ 
$$$D=4,38 \times 10^{-3} \mathrm{rad}$$$ 
Se $$$100 \mathrm{rad}=1 \mathrm{~Gy}$$$, logo: $$$1 \mathrm{rad}=10^{-2} \mathrm{~Gy}(\mat
hrm{TABELA} 1)$$$ 
$$$D=4,38 \times 10^{-3} \times 10^{-2} G y=4,38 \times 10^{-5} G y$$$ 
ou $$$D=43,8 \times 10^{-6} \mathrm{~Gy}=43,8 \mu G y$$$
Relatórios: grandezas, unidades e dosimetria
Definir as grandezas e unidades de radiação ionizante representa o elemento mais básico da missão central
da comissão. O único comitê permanente da ICRU é sobre grandezas e unidades fundamentais para
radiação ionizante. O trabalho desse comitê é evidenciado por uma série de relatórios da ICRU sobre
grandezas e unidades fundamentais. O primeiro, o Relatório 10a, foi publicado em 1962, e o último, o
Relatório 85a, foi publicado em 2011, como podemos ver a seguir.
Relatório ICRU/ano Especificações/Funções
10a/1962 Grandezas e unidade de radiação
Solução 
Relatório ICRU/ano Especificações/Funções
85a/2011 (revisado) Grandezas e unidades fundamentais para radiação ionizante
Tabela: Relatórios sobre grandezas, unidades e medidas de radiações ionizantes. 
Elaborada por Nilséia A. Barbosa.
A ICRU é membro do Comitê Consultivo de Radiação Ionizante (CCRI) e do Comitê Consultivo de Unidades,
que se reportam ao Comitê Internacional de Pesos e Medidas (CIPM). A ICRU é, portanto, um membro ativo
da Organização Internacional de Metrologia Legal. Além disso, a ICRU mantém contato com a Organização
Internacional de Padronização (ISO), a Comissão Eletrotécnica Internacional (IEC) e a Agência Internacional
de Energia Atômica (IAEA), todos atores-chave na implementação prática de grandezas e unidades, bem
como no desenvolvimento e na publicação de padrões internacionais para o uso de radiação ionizante.
Outro foco da ICRU é fornecer orientações, recomendações e dados físicos de referência para medições,
especialmente para dosimetria de radiação. A seguir, veja o primeiro, o Relatório 10b (1964), e o último, o
Relatório 80 (2008).
Relatório ICRU/ano Especificações/Funções
10b/1964 Aspectos físicos da irradiação
80/2008 Sistemas de dosimetria para uso em processamento de radiação
Tabela: Relatórios sobre grandezas, unidades e medidas de radiações ionizantes. 
Elaborada por Nilséia A. Barbosa.
Por último, boas medições (dosimetria) também requerem bons dados físicos básicos e valores de
referência. A ICRU tem visto como sua responsabilidade manter-se atualizada com o progresso da ciência, a
fim de fornecer esses dados regularmente. Exemplos de dados físicos básicos incluem: os Relatórios 31, 37,
39, 64, 71 e 90, além de Relatórios sobre dados de referência, como 44, 46, 77 e 84. Veja:
Relatório ICRU/ano Especificações/Funções
31/1979 A energia média necessária para produzir um par de íons
37/1984 Poder de freamento para elétrons e pósitrons
Relatório ICRU/ano Especificações/Funções
39/1985
Determinação de equivalentes de dose resultantes de fontes externas de
radiação
64/2001
Dosimetria de feixes de fótons de alta energia com base em padrões de dose
absorvida na água
71/2004 Prescrição, registro e relatório de terapia de feixe de elétrons
90/2014
Dados-chave para dosimetria de radiação ionizante: padrões de medição e
aplicações
44/1989 Substitutos de tecido em dosimetria e medição de radiação
46/1898
Dados de interação de fótons, elétrons, prótons e nêutrons para tecidos
corporais
77/2007 Espalhamento elástico de elétrons e pósitrons
84/2010
Dados de referência para a validação de doses de radiação cósmica 
Exposição da tripulação da aeronave
Tabela: Relatórios sobre grandezas, unidades e medidas de radiações ionizantes. 
Elaborada por Nilséia A. Barbosa.
Aplicações médicas: terapia com radiações
Os tratamentos de câncer bem-sucedidos com o uso das radiações dependem criticamente do
conhecimento da quantidade e localização exatas da radiação fornecida a um paciente, bem como da
oportunidade dos radioterapeutas em trocar essas informações e divulgar os resultados alcançados.
No que diz respeito ao cálculo da dose, a ICRU publicou vários relatórios recomendando protocolos de
dosimetria para feixes de fótons, elétrons, nêutrons, prótons e para íons de luz. Veja os principais relatórios a
seguir.
Relatório ICRU/ano Especificações/Funções
Relatório ICRU/ano Especificações/Funções
38/1985
Especificação de dose e volume para relatórios de terapia intracavitária em
ginecologia
45/1989
Dosimetria clínica de nêutrons, parte I: determinação da dose absorvida em
um paciente tratado por feixes externos de nêutrons rápidos
58/1997 Especificação de dose e volume para relatórios de terapia intersticial
59/1998
Dosimetria clínica de prótons - Parte I: Produção do feixe, distribuição do
feixe e medição da dose absorvida
64/2001
Dosimetria de feixes de fótons de alta energia com base em padrões de dose
absorvida na água
71/2004 Prescrição, registro e relatório de terapia de feixe de elétrons
78/2007 Prescrição, registro e relatório de terapia com feixe de próton
89/2013 Prescrição, registro e relatório de braquiterapia para câncer do colo do útero
93/2016 Prescrição, registro e relatório de terapia por feixe de íons de luz
Tabela: Relatórios sobre protocolos de dosimetria em aplicações médicas. 
Elaborada por Nilséia A. Barbosa.
Além de protocolos de dosimetria precisos, um aspecto importante em oncologia de radiação é a
necessidade de comunicação e entendimento mútuo para facilitar a troca de informações sobre dados de
tratamento de pacientes entre colegas e pares. Nesse sentido, a ICRU foi pioneira na publicação de
relatórios sobre prescrição, registro e relato de terapia com fótons e técnicas modernas, tais como os
relatórios 50, 62, 83 e 91. Veja:
Relatório ICRU/ano Especificações/Funções
50/1993 Prescrição, registro e relatório de terapia por feixe de fótons
62/1999
Prescrição, registro e relatório de terapia de feixe de fótons (complementar a
ICRU-50)
Relatório ICRU/ano Especificações/Funções
83/2010
Prescrição, registro e relatório de Terapia por Modulação da Intensidade do
Feixe (IMRT)
91/2014
Prescrição, registro e relatório de tratamentos estereotáxicos com pequenos
feixes de fótons
Tabela: Relatórios sobre terapia com fótons e técnicas modernas de tratamentos. 
Elaborada por Nilséia A. Barbosa.
Relatórios sobre diferentes qualidades de feixe também foram publicados, como o 71, 78 e 93. Veja:
Relatório ICRU/ano Especificações/Funções
71/2004 Prescrição, registro e relatório de terapia de feixe de elétrons
78/2007 Prescrição, registro e relatório de terapia com feixe de próton
93/2016 Prescrição, registro e relatório de terapia por feixe de íons de luz
Tabela: Relatórios sobre diferentes qualidades de feixe em terapia. 
Elaborada por Nilséia A. Barbosa.
A ICRU também cobriu a terapia intersticial com o relatório 58 e a braquiterapia para tumores do colo do
útero com os relatórios 38 e 89. Em todos esses relatórios, atenção especial foi dada para apresentar e
definir o conceito de volume alvo e órgão em risco, por exemplo, volume tumoral bruto (GTV), volume alvo
clínico (CTV), volume alvo de planejamento (PTV), órgão em risco (OAR), que estão sendo usados em todo o
mundo na prática diária da radioterapia. A implementação desses conceitos está sendo revisitada
atualmente para melhor integrar sua natureza probabilística. Veja:
Relatório ICRU/ano Especificações/Funções
38/1985
Especificação de dose e volume para relatórios de terapia intracavitária em
ginecologia
58/1997 Especificação de dose e volume para relatórios de terapia intersticial
Relatório ICRU/ano Especificações/Funções
89/2013 Prescrição, registro e relatório de braquiterapia para câncerdo colo do útero
Tabela: Relatórios sobre especificação de dose. 
Elaborada por Nilséia A. Barbosa.
Por último, o progresso na radioterapia requer a capacidade de comparar os resultados clínicos obtidos em
diversos centros, usando diferentes modalidades e protocolos de radiação. Assim, uma linguagem comum
para relatar esquemas de fracionamento, doses e técnicas é necessária para o gerenciamento ideal do
paciente.
Radiodiagnóstico e medicina nuclear
A radiação é essencial na Medicina moderna para o diagnóstico e o manejo clínico de muitos tipos de
doenças. As imagens de diagnóstico tornaram-se cada vez mais complexas e a manipulação das
informações das imagens requer conceitos, terminologia e metodologia de medição comuns. Isso é
essencial para o benefício do paciente, a fim de garantir o máximo de informações de diagnóstico com o
mínimo de risco potencial.
Os relatórios 41, 54, 67, 74, 79, 81, 82 e 87 fornecem um arcabouço teórico sobre a qualidade das imagens
médicas, das mais simples até as mais modernas, avaliação de sistemas de imagens e avaliação de doses
em radiodiagnóstico. As especificações dos relatórios de diagnóstico podem ser vistas a seguir.
Relatório ICRU/ano Especificações/Funções
41/1986 Função de transferência de modulação de sistemas de filme de tela
54/1996 Imagem médica - avaliação da qualidade da imagem
67/2002 Especificação de dose absorvida em medicina nuclear
Relatório ICRU/ano Especificações/Funções
74/2005 Dosimetria do paciente em imagens médicas com raios X
79/2008 Análise de características operacionais do receptor em imagens médicas
81/2009 Aspectos quantitativos da densitometria óssea
82/2009 Mamografia - avaliação da qualidade da imagem
87/2012
Dose de radiação e avaliação da qualidade da imagem em tomografia
computadorizada
Tabela: Relatórios de diagnósticos por imagens. 
Elaborada por Nilséia A. Barbosa.
A ICRU também está realizando novos relatórios cobrindo técnicas de imagem de última geração (por
exemplo, imagem funcional e molecular) que estão se expandindo rapidamente e encontrando uso
crescente no diagnóstico, no estadiamento de tumores e no planejamento e na distribuição de tratamentos
de radioterapia.
Proteção radiológica
O objetivo inicial e contínuo da ICRU é a proteção radiológica de radiologistas e pacientes, originalmente
apenas contra raios X e gama. Desde a década de 1950, o campo de proteção radiológica se ampliou para
exposições ocupacionais de trabalhadores de radiação, exposição ambiental do público em geral e
exposições a outros tipos de radiação ionizante.
O trabalho da ICRU sobre aspectos conceituais da proteção radiológica incluiu a introdução da grandeza
“equivalente de dose” em 1962, permitindo levar em consideração a qualidade da radiação. Após a
introdução da grandeza “dose equivalente efetiva” pela ICRP como a grandeza de proteção radiológica
central, mas não mensurável, a ICRU introduziu grandezas operacionais (mensuráveis) para permitir a
avaliação da grandeza de proteção para exposições à radiação externa.
As grandezas operacionais foram introduzidas pela ICRU nos relatórios 39 e 43, e as orientações para a
medição dessas grandezas, nos relatórios 47 e 66, conforme mostrado a seguir. Uma revisão e atualização
do conceito e da implementação prática das grandezas operacionais podem ser encontradas no relatório
95.
Relatório ICRU/ano Especificações/FunçõesRelatório ICRU/ano Especificações/Funções
39/1985
Determinação de equivalentes de dose resultantes de fontes externas de
radiação
43/1988
Determinação de equivalentes de dose de fontes externas de radiação - parte
2
47/1992
Medição de equivalentes de dose de fótons externos e radiações com
elétrons
66/2001 Determinação de grandezas equivalente de dose operacional para nêutrons
95/2020 Grandezas operacionais para exposição à radiação externa
Tabela: Relatórios de grandezas operacionais desenvolvidas pela ICRU. 
Elaborada por Nilséia A. Barbosa.
No campo das medidas de proteção radiológica e exposições ambientais, a ICRU deu orientações e
recomendações sobre técnicas/procedimentos específicos nos relatórios 53, 56, 69, 88, 68, 94, 65 e 75.
Veja:
Relatório ICRU/ano Especificações/Funções
53/1994 Espectrometria de raios gama no ambiente
56/1997 Dosimetria de raios beta externo para proteção contra radiação
68/2002 Avaliação retrospectiva de exposições à radiação ionizante
69/2003 Determinação direta do conteúdo corporal de radionuclídeos
88/2012 Medição e relatório de exposições de radônio
94/2020 Grandezas operacionais para exposição à radiação externa
65/2001 Grandezas, unidades e termos em radioecologia
Tabela: Relatórios da ICRU sobre proteção radiológica e exposições ambientais. 
Elaborada por Nilséia A. Barbosa.
Com base na experiência e nas lições aprendidas após os acidentes nucleares de Chernobyl e Fukushima, a
ICRU publicou o relatório 92. Veja:
Relatório ICRU/ano Especificações/Funções
92/2015
Monitoramento de radiação para proteção do público após grandes
liberações de radionuclídeos no meio ambiente
Quadro: Relatórios da ICRU sobre monitoramento de radiação em acidentes. 
Elaborado por Nilséia A. Barbosa.
ICRP: Missão e estrutura atual
A ICRP é uma organização internacional, não governamental, independente, com a missão de contribuir para
um nível adequado de proteção contra os efeitos prejudiciais da exposição à radiação ionizante, sem limitar
indevidamente os benefícios associados ao uso da radiação. Ao preparar suas recomendações, a ICRP
considera os avanços no conhecimento científico, a evolução dos valores sociais e a experiência prática
(ICRP, 2021).
A ICRP foi fundada em 1928 no segundo Congresso Internacional de Radiologia em Estocolmo, na Suécia, e
é uma organização parceira da ICRU. Em termos gerais, a ICRU define as unidades, e a ICRP recomenda,
desenvolve e mantém o Sistema Internacional de Proteção Radiológica que utiliza essas unidades.
A ICRP é composta pela comissão principal, pelo secretariado científico e por quatro comitês permanentes e
por grupos de trabalho (TG).
Estrutura da comissão da ICRP em 2021.
A comissão principal e o secretariado científico da ICRP trabalham juntos para dirigir, organizar e
supervisionar o trabalho dos comitês e grupos de trabalho. Todos os membros da ICRP são voluntários que
cumprem mandatos de 4 anos. Os membros são eminentes cientistas e formuladores de políticas na área
de proteção radiológica. A figura anterior ilustra, de forma esquemática, a estrutura da ICRP e a seguir, as
funções de cada comitê:
Considera os efeitos da ação da RI desde os níveis subcelulares até a população e os níveis do
ecossistema; incluindo a indução de câncer, doenças hereditárias e outras, comprometimento da
função do tecido/órgão e defeitos de desenvolvimento, e avalia as implicações para a proteção das
pessoas e do meio ambiente.
Desenvolve metodologia dosimétrica para avaliação das exposições à radiação interna e externa,
incluindo modelos biocinéticos e dosimétricos de referência e dados de referência e coeficientes de
dose, para uso na proteção de pessoas e do meio ambiente.
Aborda a proteção de pessoas e crianças em gestação, quando a radiação ionizante é usada em
diagnósticos médicos, terapia e pesquisa biomédica, bem como proteção em medicina veterinária.
Aconselha sobre a aplicação das recomendações da comissão para a proteção das pessoas e do
meio ambiente, de forma integrada, para todas as situações de exposição.
Trabalho em constante progresso
Comitê 1 
Comitê 2 
Comitê 3 
Comitê 4 
A maior parte do trabalho da ICRP, em particular o desenvolvimento de relatórios a serem publicados nos
anais da instituição, é feita por “grupos de trabalho”, do inglês Task groups - TG. Frequentemente, um TG é
estabelecido para desenvolver uma única publicação, embora alguns desenvolvam várias publicações.
Ocasionalmente, um grupo de trabalho é estabelecido para outros fins, como preparar pareceres para a
comissão principal daICRP.
Todos os TGs desenvolvidos pela ICRP, que se encontram ativos, estão listados a seguir:
TG 36
Dose de radiação para pacientes em medicina nuclear diagnóstica
TG 64
Risco de câncer para partículas alfa
TG 89
Proteção radiológica ocupacional em braquiterapia
TG 91
Inferência de risco de radiação em exposição de baixa e alta taxa de dose para fins de proteção radiológica
TG 95
Coeficientes de dose interna
TG 96
Fantomas computacionais e transporte de radiação
TG 97
Aplicação das recomendações para o descarte de resíduos sólidos radioativos na superfície e próximos à
superfície
TG 98
Aplicação das recomendações às exposições resultantes de locais contaminados de atividades industriais,
militares e nucleares anteriores
TG 99
Monografias de Referência de Animais e Plantas (RAPs)
TG 102
Metodologia de cálculo de dano
TG 103
Fantomas computacionais de referência do tipo “malha” (MRCP)
TG 105
Considerando o meio ambiente na aplicação do Sistema de Proteção Radiológica
TG 106
Aplicação das recomendações nas atividades envolvendo fontes móveis de alta atividade
TG 108
Otimização da proteção radiológica em radiografia digital, fluoroscopia e tomografia computadorizada em
imagens médicas
TG 109
Ética em proteção radiológica para diagnóstico e tratamento médico
TG 110
Proteção radiológica na prática veterinária
TG 111
Fatores que regem a resposta individual de humanos à radiação ionizante
TG 112
Dosimetria de emergência
TG 113
Órgão de referência e coeficientes de dose efetiva para exames de diagnóstico por imagem de raios X
comuns
TG 114
Razoabilidade e tolerabilidade no Sistema de Proteção Radiológica
TG 115
Avaliação de risco e dose para proteção radiológica de astronautas
TG 116
Aspectos de proteção radiológica da imagem em radioterapia
TG 117
Proteção radiológica em PET e PET/CT
TG 118
Eficácia biológica relativa (RBE), fator de qualidade (Q) e fator de ponderação de radiação (wR)
TG 119
Efeitos da RI nas doenças do aparelho circulatório e sua consideração no sistema de proteção radiológica
ICRP: Perigos iniciais com o uso das radiações ionizantes
Um ano após a descoberta dos raios X por Roentgen, o engenheiro americano Wolfram Fuchs, em 1896, deu
o que é provavelmente o primeiro conselho de proteção, mas muitos dos primeiros usuários de raios X
inicialmente não estavam cientes dos perigos, e a proteção era muito rudimentar ou inexistente (CLARKE;
VALENTIN, 2009).
A figura mostra um homem fazendo um experimento com um tubo de Crookes (aparelho de raios X) em
1986; ele olha sua mão com um fluoroscópio para otimizar as emissões do tubo, enquanto o outro homem
fica com a cabeça próxima ao tubo. Note que nenhuma precaução está sendo tomada!
A descoberta dos raios X em 1895 levou a uma ampla experimentação por
cientistas, médicos e inventores, porém, os perigos da radiação e da
radioatividade não foram imediatamente reconhecidos. Muitas pessoas
começaram a contar histórias de queimaduras e queda de cabelo, e relatos
ainda piores foram publicados em revistas técnicas em 1896. Por exemplo, no
mesmo ano, Drury descreveu os danos causados pela radiação nas mãos e nos
dedos em virtude dos primeiros experimentos com raios X no Reino Unido, e
Leppin fez um relatório semelhante a partir de suas observações na Alemanha.
(CLARKE; VALENTIN, 2009).
Emergência de padrões internacionais - o ICR
Em 1925, o estabelecimento de padrões internacionais de proteção contra radiação foi discutido no primeiro
Congresso Internacional de Radiologia (ICR). Surgiu, então, a ICRU.
Três anos depois, em 1928, o segundo ICR foi realizado em Estocolmo e a ICRU propôs a adoção da unidade
Roentgen e, então, o Comitê Internacional de Proteção de Raios X e Rádio (IXRPC) foi formado. Rolf Sievert
foi nomeado presidente, mas a força motriz responsável pela condução do comitê foi George Kaye (CLARKE;
VALENTIN, 2009). O comitê se reuniu por apenas um dia em cada uma das reuniões do ICR. Veja:
Paris - 1931
Zurique - 1934
Chicago - 1937
O surgimento da ICRP
Depois da Segunda Guerra Mundial, com o aumento do uso dos raios X e da quantidade de elementos
radioativos manipulados como resultado de programas nucleares militares e civis, grandes grupos de
trabalhadores e público foram potencialmente expostos a níveis prejudiciais de radiação ionizante.
Nesse contexto, o primeiro ICR do pós-guerra reuniu-se em Londres, em 1950, mas apenas dois membros do
IXRPC sobreviveram à guerra: Lauriston Taylor e Rolf Sievert. Taylor foi convidado a reavivar e revisar a
comissão, que recebeu seu nome atual ― Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP). 
Confira, a seguir, os seis subcomitês estabelecidos nessa reunião:
1. Dose permitida para radiação externa 
2. Dose permitida para radiação interna 
3. Proteção contra raios X gerados em potenciais de até 2 milhões de volts (≤ 2MV) 
4. Proteção contra raios X acima de 2 milhões de volts e raios beta e raios gama (> 2MV,β,γ) 
5. Proteção contra partículas pesadas, incluindo nêutrons e prótons 
6. Eliminação de rejeitos radioativos e manuseio de radioisótopos
Reestruturação dos comitês
A reunião seguinte foi em Genebra, no ano de 1956. Essa foi a primeira vez que uma reunião formal da
comissão ocorreu independentemente da ICR. Nessa reunião, a ICRP tornou-se formalmente afiliada à
Organização Mundial de Saúde (OMS) como uma organização não governamental participante.
Em 1959, uma relação formal foi estabelecida com a Agência Internacional de Energia Atômica (IAEA) e,
posteriormente, com o UNSCEAR (Comitê Científico das Nações Unidas sobre os Efeitos da Radiação
Atômica), o Escritório Internacional do Trabalho (OIT), a Organização de Alimentos e Agricultura (FAO), a
Organização Internacional de Padronização (ISO) e a UNESCO.
Em maio de 1962, na Reunião de Estocolmo, a comissão decidiu também reorganizar o sistema de comitês
a fim de melhorar a produtividade, e quatro novos comitês foram criados, são eles:
1. Efeitos da radiação 
2. Exposição interna 
3. Exposição externa 
4. Aplicações das recomendações
Depois de muitas avaliações das funções do comitê, em um ambiente de carga de trabalho cada vez maior,
além de mudanças na ênfase social, em 2008, a estrutura do comitê passou a ser formada por cinco
comitês, são eles:
1. Efeitos da radiação 
2. Doses de exposição à radiação 
3. Proteção na medicina 
4. Aplicação das recomendações da comissão 
5. Proteção ao meio ambiente
Evolução das recomendações
Os resultados dos predecessores da ICRP foram a emissão de recomendações na forma de relatórios e
publicações. Os conteúdos são disponibilizados para adoção pelas entidades reguladoras nacionais à
medida que desejarem.
Recomendações de 1951
Nas recomendações de 1951, a comissão recomendou uma dose máxima permitida de 0,5 Roentgen
(0,0044 Gray) em qualquer 1 semana, no caso de exposição de corpo inteiro à radiação X e gama nas
superfícies, e 1,5 Roentgen (0,013 Gray) em qualquer 1 semana, para o caso de exposição de mãos e
antebraços. Exposições máximas permitidas para o corpo foram dadas para 11 nuclídeos.
Nessa época, foi afirmado pela primeira vez que o objetivo da proteção radiológica era evitar os efeitos
determinísticos (reação tecidual →morte celular) das exposições ocupacionais, tendo como princípio
manter os indivíduos abaixo dos limites relevantes.
Recomendações de 1951
Uma primeira recomendação sobre as restrições de exposição para o público em geral apareceu nas
recomendações de 1954.
Atenção
Também foi afirmado que nenhum nível superior à radiação natural de fundo pode ser considerado como
absolutamente seguro. O problema é escolher um nível prático que, à luz do conhecimento atual, envolve um
risco desprezível.
No entanto, a comissão não rejeitou a possibilidade de um limiar para efeitos estocásticos. Nesse momento,
o rad e o rem foram introduzidos para a grandeza dose absorvida e a eficácia biológica relativa (RBE),
respectivamente.
Recomendações de 1954
Na reunião de 1956, o conceitode área controlada foi introduzido, e o primeiro conselho específico foi dado
para mulheres grávidas.
Publicação 1
Em 1957, houve pressão sobre a ICRP tanto pela Organização Mundial da Saúde (OMS) quanto pelo Comitê
Científico das Nações Unidas sobre os Efeitos da Radiação Atômica (UNSCEAR) para revelar todas as
decisões de sua reunião de 1956 em Genebra. O documento final, as Recomendações da Comissão de 1958,
foi o primeiro relatório da ICRP publicado pela Pergamon Press. As recomendações de 1958 são geralmente
referidas como publicação 1.
Atenção
A importância dos efeitos estocásticos começou a influenciar a política da comissão e um novo conjunto de
recomendações foi lançado como publicação 9 em 1966. No entanto, durante o desenvolvimento, seus
editores ficaram preocupados com as opiniões diferentes sobre o risco de efeitos estocásticos.
A comissão, portanto, pediu a um grupo de trabalho para considerá-los, e em seu relatório, publicação 8
(1966), pela primeira vez, a ICRP resumiu o conhecimento atual sobre os riscos de radiação, tanto somáticos
como genéticos.
Homem de referência
Em outubro de 1974, a definição oficial de homem referência foi adotada pela ICRP: homem referência é
definido como tendo entre 20-30 anos de idade, pesando 70kg, medindo 170cm de altura, e vivendo em um
clima com temperatura média de 10 a 20°C (ICRP, 2021). O homem referência foi criado para estimar as
doses de radiação sem efeitos adversos à saúde.
Distinção entre ICRU e ICRP e suas principais funções
Neste vídeo, a partir de uma contextualização cronológica, o especialista reflete sobre a importância dos
órgãos ICRP e ICRU na formulação da política e filosofia no que tange à proteção radiológica.
Vem que eu te explico!
Os vídeos a seguir abordam os assuntos mais relevantes do conteúdo que você acabou de estudar.
Módulo 1 - Vem que eu te explico!
Radiodiagnóstico e medicina nuclear
Módulo 1 - Vem que eu te explico!
Perigos iniciais com o uso das radiações ionizantes
Módulo 1 - Vem que eu te explico!
O Nascimento da ICRP


Todos
Módulo 1 - Video
Distinção entre ICRU e ICRP e suas principais funções
Módulo 2 - Video
E l ã d d õ d ICRP 26/1977 60/1990 103/2007
Falta pouco para atingir seus objetivos.
Vamos praticar alguns conceitos?
 Todos Módulo 1 Módulo 2 
Questão 1
As imagens de diagnóstico tornaram-se cada vez mais complexas e a manipulação das informações das
imagens requer conceitos, terminologia e metodologia precisa para medição. Buscando garantir o benefício
do paciente e fornecendo o máximo de informações de diagnóstico com o mínimo de risco potencial, a ICRU
desenvolve periodicamente relatórios sobre assuntos relacionados à imagem médica moderna, oferecendo
um arcabouço teórico sobre qualidade de imagem e avaliação de sistemas de imagens médicas. 
Assinale a alternativa que inclui as imagens de radiodiagnóstico.
A
Radiografia convencional e digital, tomografia computadorizada (TC), imagem médica
nuclear, imagem por ressonância magnética (MRI) e ultrassonografia (US).
B
Imagem por ressonância magnética (MRI), ultrassonografia (US), densitometria óssea e
mamografia.
C
Radiografia convencional e digital, tomografia computadorizada (TC), imagem médica
C
nuclear, mamografia e densitometria óssea.
D Imagem por ressonância magnética (MRI) e ultrassonografia (US).
E Imagem por ressonância magnética (MRI), ultrassonografia (US) e densitometria óssea.
Parabéns! A alternativa C está correta.
Imagens de radiodiagnóstico, ou seja, diagnóstico por radiação ionizante incluem: radiografia
convencional e digital, tomografia computadorizada (TC), imagem médica nuclear, mamografia e
densitometria óssea; a MRI (ressonância magnética) e a US (ultrassonografia) não utilizam
radiação ionizante.
Questão 2
O objetivo principal das recomendações da ICRP é proteger a saúde humana e o ambiente contra os efeitos
deletérios que resultam da exposição à radiação ionizante. A proteção radiológica tem como meta: 
I. Evitar os efeitos determinísticos (reações teciduais), em geral de natureza aguda, que aparecem somente
quando a dose excede o valor limiar. 
II. Reduzir a probabilidade de ocorrência dos efeitos estocásticos, que aumentam com a dose e podem ser
induzidos tanto por baixa quanto por alta dose. 
III. Reduzir a probabilidade de ocorrência dos efeitos determinísticos, que aumentam com a dose e podem
ser induzidos tanto por baixa quanto por alta dose.
A Somente I e II são verdadeiras.
B Somente I e III são verdadeiras.
C Somente II e III são verdadeiras.
D Todas são verdadeiras.
2 - Publicações da ICRP: 26, 60 e 103
Epereramos que ao �nal deste módulo você seja capaz de analisar as principais mudanças
nas publicações da ICRP: 26, 60 e 103.
E Todas são falsas.
Parabéns! A alternativa A está correta.
Os efeitos determinísticos são as reações teciduais que aparecem somente quando a dose de
radiação excede o valor limiar. O efeito determinístico acontece em casos de acidentes com
radiações ionizantes.

Introdução
A ICRP produziu recomendações três vezes nos últimos 30 anos, e o objetivo dessa revisão é destacar
algumas das principais mudanças que ocorreram nesse período. O ponto de partida são as recomendações
de 1977, na publicação 26, que buscaram identificar as principais mudanças na ciência subjacente e no
desenvolvimento da política de proteção, que levaram às recomendações de 1990, na publicação 60. Em
seguida, as mudanças no entendimento científico e a evolução da política de proteção, que ocorreram entre
as recomendações de 1990, na publicação 60, e as recomendações de 2007, na publicação 103, estão
resumidas e serão descritas na sequência.
Riscos biológicos
Nas recomendações de 1977, a ICRP introduziu a distinção entre efeitos estocásticos e não estocásticos da
exposição à radiação. Embora não tenha fornecido números de risco para efeitos não estocásticos, ela
forneceu estimativas quantitativas do risco estocástico de exposição à radiação ionizante pela primeira vez.
Nas recomendações de 1990, houve uma revisão dos efeitos não estocásticos, agora renomeados como
efeitos determinísticos em órgãos e tecidos, e foram fornecidas estimativas para os limites desses efeitos.
Conheça a seguir:
ICRP 26/1977
Efeitos estocásticos 
Efeitos não estocásticos
ICRP 60/1990
Efeitos estocásticos 
Efeitos determinísticos
ICRP 103/2007
Efeitos estocásticos 
Efeitos determinísticos
Comentário
Na publicação 60 de 1990, houve também uma revisão rigorosa dos efeitos estocásticos em indivíduos
expostos. A lista de órgãos e tecidos para os quais os riscos foram quantificados era mais longa do que em
1977.
Detrimento
Na publicação 26, a comissão introduziu o conceito de detrimento para identificar e, sempre que possível,
quantificar todos os efeitos deletérios da exposição. Em geral, o prejuízo é a expectativa de dano levando
em conta não apenas a probabilidade de cada tipo de efeito deletério, mas também a gravidade do efeito. O
prejuízo total da população devido à radiação de determinada exposição deveria considerar o risco total de
dano hereditário, que pode ser expresso em todas as gerações subsequentes, além do risco de câncer
somático.
A tabela, a seguir, apresenta a comparação dos riscos nominais ajustados por detrimento das publicações
60 e 103.
População exposta Câncer (ponderado em detrimento) Efeitos hereditários
ICRP 60 ICRP 103 ICRP 60 IC
Trabalhador adulto 4,0 + 0,8 4,1 0,8 0
População toda 5,0 + 1 5,5 1,3 0
Tabela: Coeficientes de risco nominal 10 - 2 S v - 1 para efeitos estocásticos nas publicações 60 e 103 para exposição à radiação para baixa taxa
de dose. 
Elaborada por Nilséia A. Barbosa.
Vê-se, portanto, que os coeficientes de risco nominal de câncer fatal e de detrimento total são cerca de 25%
mais baixos nas recomendações de 2007 em comparação às recomendações de 1990. Há duas razões
principais para essas mudanças:
Razões principais
Razões principais
ICRP 60
Dados mortalidade
ICRP 103Incidência
ICRP 103
Revisão das estimativas das doenças
hereditárias induzidas pela exposição ➜ O risco
hereditário total é de 0 , 3 - 0 , 5 % G y - 1 para a
primeira geração após a irradiação.
A comissão percebeu que o uso de dados de incidência era mais confiável do que os dados de mortalidade,
uma vez que a incidência é diagnosticada mais acertadamente, enquanto no caso da mortalidade, o câncer
pode ser a causa básica da morte, mas não a causa primária, e alguns cânceres podem passar
despercebidos no comunicado. A fração de mortalidade dos cânceres também é considerada mais precisa
quando derivada de dados de incidência inicial.
Como o risco hereditário total é de 0 , 3 - 0 , 5 % G y - 1 para a primeira geração após a irradiação, isso
significa menos de um décimo do risco de câncer fatal após a irradiação.
Como agora se acredita que leva algumas centenas de gerações para que os defeitos atinjam o equilíbrio, o
risco para as primeiras gerações ainda é cerca de 10% do risco de câncer para os pais.
Atenção
Existem alguns problemas na comparação dos coeficientes de risco genético com os de risco de câncer.
Isso porque os coeficientes de risco de câncer quantificam a probabilidade de efeitos nocivos da radiação
para os próprios expostos, e os coeficientes de risco genético quantificam a probabilidade de efeitos
nocivos para os descendentes dos expostos. No caso dos coeficientes de risco genético, a inclusão do risco
de até duas gerações nos cálculos pode ser justificada com base no fato de que as pessoas geralmente
estão interessadas no bem-estar de seus filhos e netos.
A estimativa restrita à primeira geração pós-radiação tem a vantagem de ser mais comparável às dos
cânceres e, por conseguinte, a comissão acredita que merece uma consideração séria. As estimativas de
detrimento na publicação 26 e posteriores são usadas, principalmente, para a produção de fatores de
ponderação de tecido, w T que serão descritos nas próximas seções.
Os sobreviventes do câncer geralmente experimentam efeitos adversos em sua qualidade de vida. Assim, na
publicação 103, a comissão julgou que os cânceres devem ser avaliados não apenas pela letalidade, mas
também pela dor, pelo sofrimento e por quaisquer efeitos adversos do tratamento do câncer. Para conseguir
isso, foi introduzido um fator que deve ser aplicado às frações não letais de cânceres, de forma a produzir
uma fração de letalidade ajustada.
Grandezas dosimétricas básicas
Dose equivalente
A grandeza dosimétrica fundamental para proteção radiológica é a dose absorvida, D. Na publicação 26, a
grandeza que melhor previu a gravidade e a probabilidade de efeitos deletérios da radiação foi o “equivalente
de dose”, H, definido em um ponto no tecido e dado pela equação:
H = DQN
D é a dose absorvida. 
Q é o fator de qualidade. 
N é o produto de todos os outros fatores de modificação especificados pela comissão. 
Esses fatores podem levar em consideração, por exemplo, a taxa de dose absorvida e o fracionamento. Na
verdade, a comissão recomendou um valor de 1 para N, mantido até a publicação 60. 
O fator de qualidade, Q, pretendia permitir o efeito em detrimento da distribuição microscópica da energia
absorvida. Foi definido em função do Poder de Freamento de Colisão $$$\left(L_{\infty}\right)$$$ (Collision
stopping power) na água, no ponto de interesse. A ICRP especificou a relação entre Q e $$$L_{\infty}$$$ e,
para um espectro de radiação, um valor de Ǭ efetivo no ponto de interesse pode ser calculado. 
A relação de Q em função de $$$L_{\infty}$$$ na água, na ICRP 26, e a dependência de Q(L) com a
transferência linear de energia LET, ou simplesmente L, na água, fornecida pela ICRP 60, ambas expressas
em $$$\mathrm{keV} \cdot \mu \mathrm{m}^{-1}$$$, são mostradas na tabela a seguir.
(ICRP 26) (ICRP 60)
(ICRP 26) (ICRP 60)
$$$L_{\infty}$$$ na água 
$$$\left(\mathbf{k e V}
\mu
\mathrm{m}^{-1}\right)$$$
Q
Transferência linear de
energia irrestrita, L 
$$$\left(\mathbf{k e V}
\mu
\mathrm{m}^{-1}\right)$$$
Q(L)
< 3,5 1 ≤ 10 1
7 2 > 10 ≤ 100 0,32L - 2,2
23 5 > 100 300/√L
53 10
> 175 20
Tabela: Valores de Q em função do Poder de Freamento de Colisão $$$\left(L_{\infty}\right)$$$, ICRP 26, e valores de Q(L) em função do LET, na
água, ICRP 60. 
Elaborada por Nilséia A. Barbosa.
Portanto, a publicação 60 definiu a dose absorvida como a dose média sobre um órgão como um indicador
da probabilidade de efeitos estocásticos subsequentes naquele órgão.
Essa média é dependente de uma relação linear entre dose e risco, a relação dose-resposta, sem a qual o
acréscimo das doses internas e fontes externas não seria possível. Por essa razão, a comissão introduziu a
grandeza dose equivalente,$$$H_{T}$$$, e o fator de ponderação de radiação, $$$W_{R}$$$. A dose
equivalente total no tecido T ficou então:
$$$H_{T}=\sum_{R} w_{R} \cdot D_{T, R} \mid$$$
Em que $$$D_{T, R}$$$ é a dose média absorvida no tecido T pela radiação R.
Os valores recomendados de $$$W_{R}$$$ nas publicações 26, 60 e 103 são fornecidos na tabela a seguir.
Tipos de radiação e
intervalos de
energia
$$$\overline{\boldsymbol{Q}}$$$ 
(ICRP-26)
$$$\mathbf{W}_{\mathrm{R}}$$$ 
(ICRP-60)
$
(
Tipos de radiação e
intervalos de
energia
$$$\overline{\boldsymbol{Q}}$$$ 
(ICRP-26)
$$$\mathbf{W}_{\mathrm{R}}$$$ 
(ICRP-60)
$
(
Fótons de todas as
energias
1 1 1
Elétrons e múons
de todas as
energias
1 1 1
Nêutrons* com
energias: 
< 10keV 
10 – 100keV 
> 100keV a 2MeV 
> 2MeV a 20MeV 
> 20MeV
5 
10 
20 
10 
5
F
n
Prótons 1 5 2
Partículas alfa,
elementos de
fissão, núcleos
pesados
20 20 2
*Na publicação 26, o Ǭ para nêutrons foi recomendado como 10 para energias desconhecidas e 2,3 para nêutrons térmicos;
caso contrário, este deve ser calculado.
Tabela: Fatores de ponderação de radiação nas publicações 60 e 103 e Ǭ na publicação 26. 
Elaborada por Nilséia A. Barbosa.
Os valores de $$$W_{R}$$$ para nêutrons e prótons nas recomendações de 103 diferem daqueles dados na
publicação 60. Os valores numéricos de $$$W_{R}$$$ são especificados em termos de tipo e, no caso de
nêutrons, em termos de energia de radiação incidente no corpo humano ou emitida por radionuclídeos
residentes no corpo. Os valores de $$$W_{R}$$$ mostrados na tabela anterior foram selecionados com
base no RBE na indução de efeitos estocásticos em baixas doses, considerados relevantes para os efeitos
estocásticos.
Os valores de RBE foram usados para a seleção de $$$W_{R}$$$ e são atribuídos a valores fixos para fins de
proteção radiológica. Todos os valores referem-se à radiação incidente no corpo ou, para fontes internas de
radiação, à radiação emitida pelos radionuclídeos incorporados.
A função contínua em energia de nêutrons $$$E_{n}(\mathrm{MeV})$$$ é recomendada para o cálculo dos
fatores de ponderação de radiação para nêutrons.
Treinando o conhecimento
Um grupo de IOE foi exposto a um campo de raios X, resultando em uma dose absorvida de 2mGy. O mesmo
grupo também foi exposto a uma fonte emissora de partículas alfa, resultando em uma dose absorvida de
2mGy, sendo assim, responda (unidades do SI):
Quais os valores de dose equivalente em função do campo de raios X e da fonte
emissora de partícula alfa?
A dose equivalente (H) é o produto da dose absorvida total (D) pelo fator de ponderação da radiação
$$$\left(w_{R}\right)$$$
$$$H_{T}=\sum_{R} w_{R} \cdot D_{T, R}$$$
E a equivalência entre dose absorvida em Gy e dose equivalente é: $$$1 G y=1 S v$$$
Então, para:
$$$R X=2 m G y \cdot 1=2 m S v ; \mathrm{e}$$$
Alfa $$$=2 m G y \cdot 20=40 \mathrm{mSv} .$$$
Equivalente de dose efetiva → dose efetiva
A publicação 26 introduziu a grandeza denominada de “equivalente dose efetiva”, E, quando a comissão
afirmou que sua limitação de dose recomendada se baseava no princípio de que o risco deveria ser igual se
todo o corpo fosse irradiado uniformemente ou houvesse irradiação não uniforme. A base para equalizar
esse risco foi a estimativado detrimento relativo em diferentes órgãos e tecidos.
Resposta 
A comissão simplificou o nome, sem qualquer alteração no conceito, na publicação 60, para “dose efetiva”,
E, que representa a dupla soma ponderada das doses absorvidas em órgãos ou tecidos:
$$$E=\sum_{T} w_{T} \sum_{R} w_{R} D_{T, R}$$$
A partir disso, fica evidente que os fatores de ponderação da radiação são independentes do tecido e os
fatores de ponderação do tecido são independentes da radiação.
Na publicação 26, para a ingestão de radionuclídeos, a comissão definiu a dose equivalente comprometida
a determinado órgão ou tecido de uma única ingestão de material radioativo como parte integrante da dose
efetiva até 50 anos após a ingestão. Quando adicionado a todos os tecidos, esta tornou-se a dose efetiva
comprometida. Na publicação 60, havia-se refinado o tempo de 50 anos para trabalhadores ou até 70 anos
para membros do público.
Os respectivos valores de Wt nas publicações 26, 60 e 103 são dados na tabela a seguir.
Atenção
Deve-se lembrar que esses fatores de ponderação são normalizados para 1,0 e que a estimativa de
detrimento aumentou em um fator de mais de 3, de modo que o risco absoluto para a mama, por exemplo,
permaneceu constante, embora seu peso tenha sido reduzido em 3.
ICRP- Fator de ponderação - WT
Tecido ou órgão 26 (1977) 60 (1990) 103 (2007)
Gônadas 0,25 0,20 0,08
Medula óssea 0,12 0,12 0,12
Cólon - 0,12 0,12
Pulmão 0,12 0,12 0,12
Estômago - 0,12 0,12
Mama 0,15 0,05 0,12
Bexiga - 0,05 0,04
ICRP- Fator de ponderação - WT
Esôfago - 0,05 0,04
Fígado - 0,05 0,04
Tireoide 0,03 0,05 0,04
Superfície do osso 0,03 0,01 0,01
Cérebro - - 0,01
Glândulas salivares - - 0,01
Pele - 0,01 0,01
Remanescente 0,30 0,05 0,12
Soma total 1,0 1,0 1,0
Tabela: Fatores de ponderação do órgão ou tecido: ICRP 26 (1977), ICRP 60 (1990) e um fator de ponderação muito próximo de 0,01 (ICRP 103). 
Elaborada por Nilséia A. Barbosa.
Os tecidos remanescentes, de acordo com a ICRP 103, são: suprarrenais, região extratorácica (ET), vesícula
biliar, coração, rins, nódulos linfáticos, músculos, mucosa oral, pâncreas, próstata (♂), intestino delgado,
baço, timo, útero/colo do útero (♀). 
Os órgãos e tecidos representam os valores médios para humanos em ambos os sexos e todas as idades e,
portanto, não se relacionam com as características de indivíduos específicos. As principais diferenças em
relação aos valores na publicação 60 são aumentos em cerca de um fator de dois para os tecidos da mama
e do restante, enquanto as gônadas diminuem em cerca de um fator de dois.
Tecidos remanescentes/restantes
Na publicação 26, a comissão recomendou que um valor WT de 0,06 seja alocado a cada um dos cinco
órgãos ou tecidos remanescentes com os equivalentes de dose mais altos, sendo esses tecidos aqueles
definidos no simulador da ICRP.
Na publicação 60, o valor WT para os remanescentes foi aplicado à dose média ponderada para esses
tecidos ou órgãos. Para alguns radionuclídeos, um dos tecidos ou órgão remanescente pode receber uma
dose mais alta do que qualquer outro para o qual os valores WT são especificados. Para esses casos, foi
recomendado que metade do peso restante, ou seja, 0,025, fosse usado para esse órgão e a outra metade
fosse usada para a dose média dos tecidos restantes.
O WT 0,12 para os tecidos restantes, na ICRP 103, aplica-se à dose média aritmética dos 13 órgãos e tecidos
por sexo. Isso significa, essencialmente, que cada tecido ou órgão restante tem um fator de ponderação
muito próximo de 0,01 e (ICRP 103).
Princípios de proteção
Em 1977, a publicação 26 estabeleceu o novo sistema de limitação de dose e introduziu três princípios de
proteção (ICRP 26/1977), que são:
Princípio 1
Nenhuma prática deve ser adotada a menos que sua introdução produza um benefício líquido positivo.
Princípio 2
Todas as exposições devem ser mantidas tão baixas quanto razoavelmente possível. Fatores econômicos e
sociais devem ser considerados.
Princípio 3
As doses para os indivíduos não devem exceder os limites recomendados para as circunstâncias
apropriadas pela comissão.
Desde então, esses princípios se tornaram conhecidos como: justificação, otimização (tão baixo quanto
razoavelmente possível) e aplicação de limites de dose.
O princípio de otimização foi introduzido devido à necessidade de encontrar uma forma de equilibrar a
relação custo/benefício quando a exposição à radiação ionizante ou a introdução de radionuclídeos forem
necessárias.
Princípios de proteção radiológica
As recomendações de 1977 continham preocupações com questões éticas, baseadas em decisões sobre o
que era razoavelmente alcançável na redução da dose. O princípio da justificação indica que uma prática
radiológica somente deve ser autorizada caso produza suficiente benefício para o indivíduo exposto ou para
a sociedade, de modo a compensar o risco de detrimento, e o da otimização visa maximizar a margem do
benefício sobre o detrimento para a sociedade como um todo.
Reavaliação de doses
Durante a década de 1980, houve reavaliações dos sobreviventes dos bombardeios atômicos de Hiroshima
e Nagasaki, em parte devido às revisões na dosimetria, alegando que os riscos de exposição eram mais
elevados do que os usados pela ICRP. Também começaram a surgir pressões para a redução dos limites de
dose. 
Em 1989, a própria comissão revisou e elevou as estimativas dos riscos de desenvolvimento de câncer por
exposição à radiação ionizante. No ano seguinte, adotou em suas recomendações de 1990 a orientação
para um sistema de proteção radiológica. Os princípios de proteção recomendados pela comissão ainda se
baseavam nos princípios gerais apresentados na publicação 26. 
No entanto, houve acréscimos importantes que enfraqueceram o vínculo entre análise de custo/benefício e
dose coletiva e que fortaleceram a proteção do indivíduo, refletindo em mudanças, confira a seguir:
A justi�cativa de uma prática
Nenhuma prática envolvendo exposições à radiação deve ser adotada, a menos que produza benefício
suficiente para os indivíduos expostos ou para a sociedade, a fim de compensar o prejuízo que a radiação
causa.
A otimização da proteção
Em relação a qualquer fonte particular dentro de uma prática, a intensidade 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 mantidos tão baixos quanto razoavelmente possível; fatores econômicos e
sociais devem ser levados em consideração. Esse procedimento deve ser limitado por restrições sobre as
doses para os indivíduos (restrições de dose) ou sobre os riscos para os indivíduos no caso de potenciais
exposições (restrições de risco), de modo a limitar a injustiça que pode resultar dos julgamentos
econômicos e sociais inerentes.
O limite de dose
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 potenciais exposições. O objetivo é garantir que
nenhum indivíduo seja exposto a riscos de radiação considerados inaceitáveis por essas práticas, em
quaisquer circunstâncias normais.
Dose coletiva
Na publicação 26, a comissão introduziu o conceito de equivalente de dose coletiva (S) em uma população,
definido por: 
$$$S=\sum_{i} H_{i} P_{i}$$$ (Pessoa.Sv-SI) 
Onde Hi é o equivalente de dose per capita em todo o corpo ou em qualquer órgão ou tecido especificado
para os membros Pi do subgrupo (i) da população exposta. 
Na publicação 60, muito pouco foi dito sobre o cálculo e o uso da dose coletiva. A comissão tornou-se cada
vez mais preocupada com o uso indevido da grandeza (publicação 77) e, na publicação 103, esclareceu o
uso da dose coletiva. Além da redução da intensidade das exposições individuais, também deve ser
considerada a redução do número de indivíduos expostos. A dose efetiva coletiva foi e continua sendo um
parâmetro fundamental para a otimização da proteção dostrabalhadores. No entanto, a distribuição da dose
individual na força de trabalho deve ser levada em consideração para garantir que não haja iniquidade no
processo de otimização.
A comissão considera atualmente que, na faixa de baixas doses, os fatores de risco apresentam um elevado
grau de incerteza. Esse é particularmente o caso de doses individuais muito baixas, que são apenas
pequenas frações da dose de radiação recebida de fontes naturais. O uso de dose efetiva coletiva sob tais
condições para estimativas de risco detalhadas não é um procedimento válido.
Para evitar a agregação de baixas doses individuais durante longos períodos de tempo e amplas regiões
geográficas, a faixa da dose efetiva e o período de tempo devem ser limitados e especificados. No cálculo e
na interpretação da dose efetiva coletiva, os seguintes aspectos devem ser considerados e revisados
criticamente, a fim de evitar o uso indevido da dose efetiva coletiva:
Número de indivíduos expostos
Idade e sexo das pessoas expostas
Gama de doses individuais
Distribuição da dose no tempo
Distribuição geográ�ca dos indivíduos expostos
Restrições determinísticas (publicações 26, 60 e 103)
Ocorreu uma série de mudanças significativas nas recomendações da ICRP entre 1977 e 1990. Em primeiro
lugar, houve um aumento dos fatores de risco cancerígenos, que também se refletiu em uma estimativa
maior de detrimento da radiação. Mais órgãos e tecidos foram especificamente identificados para receber
seu próprio fator de ponderação de tecidos, enquanto a comissão, em 1990, afastou-se do uso de fatores de
qualidade em favor de fatores de ponderação de radiação que considerava mais plausíveis do ponto de vista
biológico e relacionados aos medidos pelos RBEs.
Confira mais algumas mudanças significativas, a seguir:
Proteção radiológica
A base filosófica também foi ampliada de um sistema de limitação de dosagem a um sistema de proteção
radiológica. O principal impulso das recomendações de 1990 foi, no entanto, a revisão das estimativas de
risco e detrimento, seguida pela justificativa para os novos limites de dose.
Entre as publicações 26 e 60, a comissão também trouxe o tratamento de radônio, em casa e no trabalho,
estimando o equivalente de dose efetiva para as concentrações do gás. Houve uma concentração de
atividade no ar (DAC, do inglês Derived Air Concentration), que correspondeu ao limite equivalente de dose
efetiva anual de 50mSv para o local de trabalho, e 20mSv por ano, para as residências.
Proteção do público
Conselhos para a proteção do público em caso de acidentes e emergências também foram incluídos nas
publicações.
Nas recomendações de 2007, a comissão procurou esclarecer e ampliar suas recomendações anteriores.
Os riscos da exposição à radiação ionizante passaram a ser ligeiramente menores do que em 1990, mas
houve uma grande diminuição nas estimativas de risco hereditário, levando a mudanças nos valores de
ponderação dos tecidos (wT). Algumas reduções nos valores de wR também foram recomendadas.
Otimização da proteção
O sistema de proteção foi alterado de uma filosofia orientada para o processo (prática e intervenção) para
uma filosofia orientada para a situação (planejada, de emergência e existente).
Em 2007, a comissão tirou a ênfase da abordagem matemática para a otimização que existia desde a sua
introdução em 1977 e recomendou uma abordagem mais qualitativa para a otimização, sempre
questionando se o melhor foi feito na atual circunstância. Também recomendou um quadro de restrições e
níveis de referência para facilitar a tomada de decisões pelas autoridades nacionais.
Limite de doses
Em 2007, a manutenção dos limites de dose estabelecidos em 1990 aumentou o nível de proteção em cerca
de 25%, porque o risco por unidade de exposição diminuiu na mesma medida.
No caso de situações de exposição existentes e de emergência, as recomendações atuais geralmente
englobam os valores anteriores, mas são mais amplas no seu âmbito de aplicação. Deve-se notar que, em
alguns casos, os valores citados estão em grandezas diferentes; por exemplo, em situações de exposição
de emergência, os critérios na publicação 60 são especificados em termos de dose evitada (níveis de
intervenção), enquanto os critérios nas recomendações atuais são especificados em termos de dose
residual (níveis de referência).
A comissão reviu recentemente em baixa o nível de referência para o radônio nas habitações e o nível de
exposição profissional que exigiria a aplicação do sistema de proteção. Também adaptou a proteção do
ambiente como disciplina de proteção radiológica e publicou conselhos sobre animais e plantas de
referência. 
Um resumo dos valores numéricos lançados pela ICRP da publicação 26 à 60 e da 60 à 103, encontra-se,
respectivamente, nas tabelas a seguir:
Categorias de
exposição
(publicações)
ICRP 26/1977 ICRP 60/1990
LIMITES DE DOSE INDIVIDUAL
Categorias de
exposição
(publicações)
ICRP 26/1977 ICRP 60/1990
Exposição
ocupacional,
incluindo
operações de
recuperação
$$$50 \mathrm{mSv} /
\mathrm{ano}^{\mathrm{d}}$$$
Média de $$$20 \mathrm{mSv}
/ \mathrm{ano}$$$ sobre
períodos definidos de 5 anos
$$$^{2}$$$
Qualquer órgão
individual, exceto:
$$$500 \mathrm{mSv} /
\mathrm{ano}^{\mathrm{e}}$$$
Desistiu
Cristalino
$$$300 \mathrm{mSv} /
\mathrm{ano}^{\mathrm{e}}$$$
$$$150 \mathrm{mSv} /
\mathrm{ano}^{\mathrm{b}}$$$
Pele 20Sv (na vida) $$$^{\mathrm{e}}$$$
$$$500 \mathrm{mSv} /
\mathrm{ano}^{\mathrm{b}}$$$
Mãos e pés -
$$$500 \mathrm{mSv} /
\mathrm{ano}^{\mathrm{b}}$$$
Mulheres grávidas
$$$(<15 \mathrm{mSv} /
\mathrm{ano})^{\mathrm{d}}$$$
$$$2 \mathrm{mSv}$$$ para a
superfície do abdômen ou $$$1
\mathrm{mSv}$$$ da ingestão
de radionuclídeos
Exposição pública
(Declaração de
Paris de 1985)
$$$5 \mathrm{mSv} /
\mathrm{ano}$$$ $$$1 \mathrm{mSv}
/ \mathrm{ano}$$$ mas é permitido
um limite de $$$5 \mathrm{mSv}$$$
em um ano por alguns anos desde que
a dose média anual não exceda o
limite principal de $$$1 \mathrm{mSv}
/$$$ ano
$$$1 \mathrm{mSv}$$$ em um
ano Em circunstâncias
especiais, um valor maior é
permitido, desde que a média
ao longo de 5 anos não exceda
$$$1 \mathrm{mSv} /
\mathrm{ano}^{\mathrm{r}}$$$
Qualquer órgão
individual
$$$50 \mathrm{mSv} /$$$ ano Desistiu
Categorias de
exposição
(publicações)
ICRP 26/1977 ICRP 60/1990
Cristalino -
$$$15 \mathrm{mSv} /
\mathrm{ano}^{\mathrm{b}}$$$
Pele (Declaração de
Estocolmo de
1978)
$$$w_{T}$$$ de 0,01
$$$50 \mathrm{mSv} /$$$ ano
$$$^{b}$$$
RESTRIÇÕES DE DOSE
Exposição
ocupacional
Nenhum
$$$\leq 20 \mathrm{mSv} /
\mathrm{ano}^{a}$$$
Exposição pública -
Em geral
Nenhum
$$$<1 \mathrm{mSv} /
\mathrm{ano}^{\mathrm{a}}$$$
ACIDENTES / EMERGÊNCIAS
Exposição
ocupacional (40)
Salva-vidas
(voluntários
informados)
Sem restrições de dose
Outras operações
de resgate urgentes
$$$500 \mathrm{mGy}$$$ para corpo
inteiro e $$$5 \mathrm{~Gy}$$$ para
órgãos individuais
~$$$500 \mathrm{mSv} ;$$$
~$$$5 \mathrm{~Sv}$$$ (pele)
Outras operações
de resgate
Exposições
públicas (40) -
Alimentos
Sem mudança
Categorias de
exposição
(publicações)
ICRP 26/1977 ICRP 60/1990
Distribuição de iodo
estável
5-50mSv no primeiro ano $$$^{d, f}$$$
50-500mSv (tireoide)
$$$^{\mathrm{e}, \mathrm{f}}$$$
Sem mudança
Abrigo 5-50mSv em 2 dias $$$^{d, f}$$$ Sem mudança
Evacuação
temporária
50-500mSv em 1 semana $$$^{d,
f}$$$
Sem mudança
Realocação
permanente
$$$100 \mathrm{mSv}$$$ no primeiro
ano ou $$$1 \mathrm{~Sv}$$$ em
uma vida inteira $$$^{d, f}$$$
Sem mudança
EXPOSIÇÃO EXISTENTE
Radônio 
- Em casa (39) 
- No trabalho (32)
Nível de ação 
$$$200 \mathrm{~Bq}
\mathrm{~m}^{-3}$$$ (foi definido
para ser $$$\left.20 \mathrm{mSv} /
\mathrm{ano}^{\mathrm{d}}\right)$$$
DAC$$$^{\mathrm{g}}$$$ $$$1.500
\mathrm{~Bq} \mathrm{~m}^{-3}$$$
(foi definido no limite de dose,
$$$\left.50 \mathrm{mSv} /
\mathrm{ano}^{\mathrm{d}}\right)$$$
Sem mudança 
Sem mudança
Tabela: Comparaçãodos critérios de proteção entre as recomendações de 1977 e 1990. 
Elaborada por Nilséia A. Barbosa.
Agora, veremos o significado de cada letra sobreposta nas variáveis da tabela. 
a. Dose efetiva. 
b. Dose equivalente. 
c. Com a disposição adicional de que a dose efetiva não deve exceder 50mSv em qualquer um ano.
Restrições adicionais se aplicam à exposição ocupacional de mulheres grávidas. Quando aplicado na
ingestão de radionuclídeos, a quantidade da dose é a dose efetiva comprometida. 
d. Equivalente de dose efetiva. 
e. Equivalente dose. 
f. Dose evitável. 
g. Concentração da atividade no ar. 
Confira mais alguns dos valores numéricos lançados pela ICRP da publicação 26 à 60 e da 60 à 103, na
tabela a seguir:
Categorias de
exposição
(publicações)
ICRP 60/1990 ICRP 103/2007
EXPOSIÇÕES PLANEJADAS
Exposição
ocupacional (60, 68),
incluindo operações
de recuperação
Média de 20mSv/ano sobre
períodos definidos de 5 anos
$$$^{c}$$$
Sem mudança 
Sem mudança
Cristalino
$$$150 \mathrm{mSv} /
\mathrm{ano}^{\mathrm{b}}$$$
Sem mudança
Pele
$$$500 \mathrm{mSv} /
\mathrm{ano}^{\mathrm{b}}$$$
Sem mudança
Mãos e pés
$$$500 \mathrm{mSv} /
\mathrm{ano}^{\mathrm{b}}$$$
Mulheres grávidas
(60) (75, 96)
2mSv para a superfície do abdômen
ou 1mSv da ingestão de
radionuclídeos 1mSv para o
embrião/feto
Sem mudança
Categorias de
exposição
(publicações)
ICRP 60/1990 ICRP 103/2007
Exposição pública
(60)
1mSv em um ano 
Em circunstâncias especiais, um
valor mais alto é permitido, desde
que, como média de 5 anos, não
exceda a 1mSv/ano
Sem mudança
Cristalino
$$$15 \mathrm{mSv} /
\mathrm{ano}^{\mathrm{b}}$$$
Sem mudança
Pele
$$$50 \mathrm{mSv} /
\mathrm{ano}^{\mathrm{b}}$$$
Sem mudança
Exposição
ocupacional (60)
Restrições de dose
Exposição pública
(77, 81, 82) 
- Em geral
$$$\leq 20 \mathrm{mSv} /
\mathrm{ano}$$$ 
$$$<1 \mathrm{mSv} /
\mathrm{ano}$$$
Sem mudança 
$$$<1 \mathrm{mSv} /
\mathrm{ano}$$$ de acordo
com a situação
Eliminação de
resíduos radioativos
$$$\leq 0,3 \mathrm{mSv} /
\mathrm{ano}$$$
Sem mudança
Eliminação de
resíduos radioativos
de longa duração
$$$\leq 0,3 \mathrm{mSv} /
\mathrm{ano}$$$
Exposição
prolongada
$$$<\sim 1 \mathrm{e}^{\sim} 0,3
\mathrm{mSv} /$$$ ano
Componente
prolongado de
nuclídeos de longa
vida
$$$\leq 0,1 \mathrm{mSv} /
\mathrm{ano}^{\mathrm{g}}$$$
Sem mudança
Categorias de
exposição
(publicações)
ICRP 60/1990 ICRP 103/2007
Exposição
ocupacional (60, 96) -
salva-vidas
(voluntários
informados)
Sem restrições de dose $$$^{h}$$$
Sem restrições de dose se
beneficiar outros
Outras operações de
resgate urgentes
$$$\sim 500 \mathrm{mSv} ; \sim 5
\mathrm{~Sv}($$$ pele $$$)
\mathrm{h}$$$
1000 ou $$$500
\mathrm{mSv}^{i}$$$
Outras operações de
resgate
$$$\leq 100
\mathrm{mSv}^{\mathrm{i}}$$$
Exposições públicas
(63, 96) 
- Alimentos 
- Distribuição de iodo
estável 
- Abrigo 
- Evacuação
temporária
$$$10 \mathrm{mSv} /
\mathrm{ano}^{\mathrm{j}}$$$ 
50-500mSV (tireoide) $$$^{\text {b, j
}}$$$ 
5-50mSv em 2 dias $$$^{\text {j
}}$$$ 
50-500mSv em 1 semana $$$^{\text
{j }}$$$ 
$$$100 \mathrm{mSv}$$$ no
primeiro ano ou $$$1
\mathrm{~Sv}^{\mathrm{j}}$$$ 
Todas as
contramedidas
combinadas em uma
estratégia de
proteção geral
Planejamento entre 20 e
100mSv/ano, de acordo com a
situação
EXPOSIÇÕES EXISTENTES
Categorias de
exposição
(publicações)
ICRP 60/1990 ICRP 103/2007
Radônio (65) 
- Em casa 
- No trabalho
Níveis de ação$$$^{a}$$$ 
$$$3-10 \mathrm{mSv} /$$$ ano
$$$\left(200-600 \mathrm{~Bq}
\mathrm{~m}^{-3}\right)$$$ 
$$$3-10 \mathrm{mSv} /$$$ ano
$$$\left(500-1500 \mathrm{~Bq}
\mathrm{~m}^{-3}\right)$$$
Nível de referência $$$^{a,
1}$$$, 
<10mSv/ano 
$$$ 
\left(300 \mathrm{~Bq}
\mathrm{~m}^{-3}\right) 
$$$ 
Ponto de entrada $$$^{a, 1}$$$ 
(para regime ocupacional de
proteção) 
$$$10 \mathrm{mSv} /
\mathrm{ano}$$$ 
$$$\left(1.000 \mathrm{~Bq}
\mathrm{~m}^{-3}\right)$$$
Tabela: Comparação dos critérios de proteção entre 1990 e as recomendações de 2007. 
Elaborada por Nilséia A. Barbosa.
Veja o significado de cada letra sobreposta nas variáveis da tabela, a seguir: 
a. Dose efetiva, a menos que especificado de outra forma. 
b. Dose equivalente. 
c. Com a cláusula adicional de que a dose efetiva não deve exceder 50mSv em um ano. Restrições
adicionais se aplicam à exposição ocupacional de mulheres grávidas. Quando aplicado na ingestão de
radionuclídeos, a quantidade de dose é a dose efetiva comprometida. 
d. Dose evitada. 
e. A restrição de dose deve ser inferior a 1mSv e um valor não superior acerca de 0,3mSv seria apropriado. 
f. Os níveis de intervenção referem-se à dose evitada para contramedidas específicas. Os níveis de
intervenção permanecem valiosos para a otimização de contramedidas individuais ao planejar uma
estratégia de proteção, como um suplemento aos níveis de referência para avaliação das estratégias de
proteção; estes se referem à dose residual. 
g. Deve ser considerado se as metodologias de avaliação de dose para garantir a conformidade em qualquer
situação concebível de combinação de doses não estiverem disponíveis. 
h. Publicação 60. 
i. Publicação 96. Doses eficazes abaixo de 1.000mSv devem evitar efeitos determinísticos graves; abaixo de
500mSv deve evitar outros efeitos determinísticos. 
j. Publicação 63. 
k. Os níveis de referência referem-se à dose residual e são usados para avaliar estratégias de proteção, ao
contrário dos níveis de intervenção anteriormente recomendados que se referiam a doses evitadas de ações
de proteção individuais. 
l. Declaração da ICRP sobre radônio (ICRP, 2009).
Evolução das recomendações da ICRP: 26/1977, 60/1990
e 103/2007
Neste vídeo, você conhecerá um pouco mais sobre as principais mudanças nas atualizações das
recomendações da ICRP e o reflexo na filosofia e política de proteção radiológica, distinguindo
recomendações de normas.

Vem que eu te explico!
Os vídeos a seguir abordam os assuntos mais relevantes do conteúdo que você acabou de estudar.
Módulo 2 - Vem que eu te explico!
Detrimento
Módulo 2 - Vem que eu te explico!
Grandezas dosimétricas básicas
Módulo 2 - Vem que eu te explico!
Tecidos remanescentes/restantes
Todos
Módulo 1 - Video
Distinção entre ICRU e ICRP e suas principais funções

 Todos Módulo 1 Módulo 2 
Módulo 2 - Video
E l ã d d õ d ICRP 26/1977 60/1990 103/2007
Falta pouco para atingir seus objetivos.
Vamos praticar alguns conceitos?
Questão 1
A relação entre a dose e a probabilidade de indução de câncer é considerada linear, para radiações de baixo
LET (do inglês, Linear Energy Transfer), quando os valores de dose estão abaixo dos limites recomendados
pela
A publicação 103 da ICRP.
B publicação 60 da ICRP.
C publicação 26 da ICRP.
D publicação 60 da ICRU.
E publicação 26 da ICRU.
Parabéns! A alternativa B está correta.
A relação entre a dose e a probabilidade de indução de câncer (efeitos estocásticos) é
considerada linear, para radiações de baixo LET, quando os valores de dose estão abaixo dos
limites recomendados pela ICRP 60.
Questão 2
A limitação de dose individual descrita pelas recomendações 26, 60 e 103 da ICRP é definida para diferentes
tipos de indivíduos e órgãos. Considerando a grandeza dose efetiva, o órgão como corpo inteiro e o
indivíduo ocupacionalmente exposto (IOE), os limites de dose anual, respectivamente, serão
Considerações �nais
Neste conteúdo, vimos que a filosofia, a regulamentação e a aplicação da proteção radiológica evoluíram
significativamente nos últimos 30 anos, adaptando-se às paisagens em constante mudança da
compreensão científica e dos valores sociais. A filosofia, a regulamentação, a evolução histórica e as
funções, tanto da ICRU quanto da ICRP, foram analisadas no módulo 1.
A 500mSv, 300mSv e 300mSv, pois trata-se de IOE.
B 15mSv, 20mSv e 20mSv, se utilizado dosímetro individual de tórax.
C 50mSv, 20mSv e 20mSv, sendo desconsiderado qualquerfator externo.
D
50mSv, 20mSv e 20mSv, sendo 20mSv uma média aritmética de 5 anos, não podendo
ultrapassar 50mSv.
E
15mSv, 5mSv e 1mSv, sendo que para 1mSv, em circunstâncias especiais, a ICRP pode
autorizar até 5mSv em um ano.
Parabéns! A alternativa D está correta.
A comparação dos critérios de proteção entre as recomendações de 1977 (26), 1990 (60) e 2007
(103), conforme descrito nas tabelas, mostra que são 50mSv na recomendação 26 e 20mSv nas
recomendações 60 e 103, com a cláusula adicional de que a dose efetiva não deve exceder
50mSv em um ano, para exposição ocupacional.

As mudanças nas recomendações das publicações da ICRP de 26, 60 e 103 foram analisadas e
contextualizadas no módulo 2. Começando com a proteção radiológica na década de 1970, que descreve as
diferenças filosóficas entre a publicação 26, de 1977, a publicação 60, de 1990, além das mudanças
filosóficas e regulatórias emitidas na publicação 103, de 2007, bem como a evolução regulamentar
necessária para a implementação eficaz dessas mudanças.
Podcast
Neste podcast, a especialista irá demonstrar os limites de doses recomendados pela ICRP e as atualizações
ao longo dos anos.

Referências
AHMED, J. U.; DAW, H. T. Cost-benefit analysis and radiation protection. IAEA Bulletin, n. 5, p. 10, [s.d.].
CLARKE, R. H.; VALENTIN, J. The history of ICRP and the evolution of its policies: invited by the commission
in october 2008. Annals of the ICRP, v. 39, n. 1, p. 75-110, fev. 2009.
COUSINS, C. The future of ICRP: towards a centenary and beyond. Annals of the ICRP, v. 45, n. 1_suppl, p. 5-
8, jun. 2016.
DELUCA, P. M. ICRU: a historical perspective of 90 years of radiation science. Radiation Protection Dosimetry,
v. 132, n. 4, p. 361-364, 21 jan. 2009.
ICRP. International Commission on Radiological Protection. Consultado na internet em: 05 jun. 2021.
ICRU. International Commission on Radiation Units and Measurements. Consultado na internet em: 20 maio
2021.
TAUHATA, L. et al. Radioproteção e dosimetria. 2013. 373p.
Explore +
Leia os itens 5.1.2, 5.2.2, da apostila Radioproteção e dosimetria, de TAUHATA, L. et al., disponível no site do
CNEN – Comissão Nacional de Energia Nuclear, do Governo Federal.
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