Quantidades e Unidades Básicas em Radiação

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A tðÞ¼
dt
O ponto de partida para avaliar a quantidade de radiação de uma situação de exposição específica é 
a fonte. Uma fonte radioativa – um material radioativo usado como fonte de radiação – é caracterizada 
por sua atividade e meia-vida.
Os sentidos humanos não são capazes de detetar a radiação ionizante, pelo que a sua deteção tem 
de ser feita indiretamente pelos efeitos que provoca. A radiação ionizante é a energia que vem de uma 
fonte, percorre um meio e pode ser absorvida por ele.
Atividade é “a quantidade A para uma quantidade de radionuclídeo em um determinado estado de 
energia em um determinado momento,” [“Reproduzido com permissão da AIEA.”] também definida 
como a taxa na qual ocorrem as transformações nucleares [1]:
Portanto, para caracterizar e medir a radiação ionizante, precisamos de grandezas que descrevam a 
fonte, o campo de radiação no ponto de interesse e a energia depositada no material com o qual a 
radiação ionizante interage. A seleção da quantidade mais adequada depende do caso específico. Os 
valores atribuídos às várias grandezas podem ser obtidos por cálculos e/ou medições.
unidades
dN
A Comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICRP) e a Comissão Internacional de Unidades 
e Medições de Radiação (ICRU) são organizações internacionais que desenvolvem recomendações 
internacionalmente aceitas sobre medições, quantidades e unidades de radiação. O ICRU define as 
unidades e o ICRP recomenda como elas são usadas para proteção contra radiação. Nos Estados 
Unidos, a principal contraparte é o National Council on Radiation Protection and Measurements 
(NCRP), uma organização criada pelo Congresso americano.
;
Capítulo 4
© Springer International Publishing Suíça 2017 H. 
Domenech, Segurança contra radiação, DOI 10.1007/978-3-319-42671-6_4
39
1
4.1 Quantidades de origem
Segurança
Quantidades e Unidades Básicas em Radiação
Machine Translated by Google
da
40 4 Quantidades e Unidades Básicas em Segurança de Radiação
;
Em outras palavras, a atividade é o número de desintegrações de um radionuclídeo por unidade de 
tempo.
Para cada radionuclídeo, a meia-vida da quantidade física (T½) é o tempo necessário para que a 
população de núcleos diminua pela metade por um processo de decaimento radioativo. A atividade também 
diminui pela metade pelo mesmo processo de decaimento radioativo, então o tempo necessário para a 
atividade diminuir pela metade pode ser usado como uma definição alternativa de meia-vida. Onde for 
necessário distinguir isso de outras meias-vidas (por exemplo, meia-vida biológica, meia-vida efetiva), a 
meia-vida radioativa é usada. A unidade SI é a unidade de tempo (segundos, minutos, horas ou anos).
U ¼ 
da
parênteses) se estiverem sendo citados de uma referência que usa Ci como unidade.
dN
T1=2 ¼
em 2
unidade: m2
;
onde k é a constante de decaimento ou constante de desintegração para um radionuclídeo em um 
determinado estado de energia, em sÿ1 Quantidades usadas para descrever um campo de radiação de 
uma fonte radioativa ou de um feixe de radiação monoenergética produzido por uma máquina (por 
exemplo, um feixe de fótons, um feixe de elétrons, um feixe de nêutrons, etc.), são fluência como uma 
medida da densidade de partículas no campo de radiação, fluência de energia como uma medida de 
energia transportada por partículas no campo, taxa de fluência de partículas e taxa de fluência de energia.
Conforme mostrado na ilustração, uma esfera de área de seção transversal expressa o fato de que a 
área é perpendicular à direção de cada partícula e, portanto, a fluência da partícula não depende do ângulo 
de incidência da radiação. Ao contrário, e é
k
Onde dN é o valor esperado do número de transformações nucleares espontâneas do estado de 
energia dado no intervalo de tempo dt. A unidade de atividade do Sistema Internacional de Unidades 
(doravante referido como SI) é o segundo recíproco (sÿ1 ), tendo o nome especial Becquerel (Bq): 1 Bq = 
1 sÿ1 Becquerel substitui anteriormente a atividade expressa em curies (Ci ), onde 1 Ci = 3,7 1010 Bq. Os 
valores da atividade podem ser dados em Ci (com o equivalente em Bq em
Fluência - ou fluência de partículas - em um determinado ponto no espaço é o número de partículas 
dN incidentes em um determinado momento em uma pequena esfera de área de seção transversal da 
centrada naquele ponto, dividido pela área de seção transversal dessa esfera:
.
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1
1
1
A Transferência de Energia Linear (LET) - ou poder de parada de colisão linear restrito - 
descreve a interação de um campo de radiação de partículas carregadas de um determinado 
tipo e energia com um material. A transferência linear de energia é o quociente de dED por dl:
E ¼ UE; unidade: J.m2
e
dt
dN
dU / ¼
W ¼
A taxa de fluência (ou densidade de fluxo) é o quociente da fluência da partícula dU por dt, onde
É importante levar em consideração que a fluência de partículas planas é o número de partículas 
que cruzam um plano por unidade de área e, portanto, depende do ângulo de incidência do 
feixe de partículas.
UEðEÞ ¼
Feixes realistas de fótons ou partículas são quase todos polienergéticos e as distribuições 
de energia são frequentemente necessárias. A distribuição de energia de fluência e fluência de 
energia no intervalo entre E e E + dE é dada por
ðEÞ E; unidade: m2
Da mesma forma, a taxa de fluência de energia (também conhecida como intensidade) é o 
quociente de dW por dt, onde dW é o incremento da fluência de energia no intervalo de tempo dt:
dW dU
;
;
W ¼ 
dia
dE
unidade: m2 :s
; unidade: J:m2 :s
dU é o incremento da fluência no intervalo de tempo dt:
A fluência de energia é o quociente de dE por da, onde dE é a energia radiante incidente 
em uma esfera de seção transversal da. A fluência de energia pode ser calculada a partir da 
fluência de partículas usando a seguinte expressão:
dW
ðEÞ; unidade: m2 :J
dE
dU
dt
onde E é a energia da partícula e dN representa o número de partículas com energia E.
WEðEÞ ¼ ðEÞ ¼ dE
4.2 Coeficientes de Interação e Quantidades Relacionadas
4.1 Quantidades de origem 41
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lD 
lDm ¼
42 4 Quantidades e Unidades Básicas em Segurança de Radiação
q
;
;
1
N:E.dl
unidade: J:m1
O coeficiente de atenuação de massa, l=q, e o coeficiente de absorção de energia de massa, 
lab=q, são quantidades básicas usadas em cálculos de penetração e deposição de energia por 
fótons (raios X, raios gama, bremsstrahlung) em biologia, blindagem e outros materiais para 
muitas aplicações científicas, de engenharia e médicas.
;
N
dED
;
Para radiação indiretamente ionizante, como fótons, um coeficiente linear de transferência 
de energia, lD, é usado para descrever a energia transferida em energia cinética de partículas 
carregadas secundárias liberadas por interações esperadas ao percorrer uma distância dl no 
material, assim
unidade: m2 :kg1
unidade: m1
ondedED é a energia média perdida pelas partículas carregadas devido a interações eletrônicas 
ao percorrer uma distância dl menos a soma média das energias cinéticas em excesso de D de 
todos os elétrons liberados pelas partículas carregadas.
onde E é a energia de partículas não carregadas, N é o número de partículas não carregadas 
incidentes em um material de comprimento dl, e dED é a soma das energias cinéticas de todas as 
partículas carregadas liberadas no comprimento dl por partículas não carregadas. D é um limite de 
transferência de energia. O coeficiente linear de transferência de energia representa a probabilidade 
por unidade de comprimento de que a energia é transferida para partículas carregadas.
dN
;
;
O coeficiente de atenuação de massa de um material para partículas não carregadas é o 
quociente de dN/N por q dl, onde dN/N é a fração de partículas que experimentam interações ao 
percorrer uma distância dl no material de densidade q, portanto
LD ¼ 
dl
qdl
¼
q
ID ¼
unidade: m2 :kg1
dED
Em outras palavras, LET é a energia de radiação perdida por unidade de comprimento de 
caminho através de um material. Um alto valor de transferência linear de energia indica que a 
energia é depositada dentro de uma pequena distância. O LET é um fator importante a ser 
considerado ao avaliar a dose absorvida de uma exposição, mas raramente é medido e deve ser 
calculado a partir da teoria.
eu
O coeficiente de transferência de energia de massa, lDm, para partículas não carregadas, é 
o quociente do coeficiente linear de transferência de energia pela densidade q do material 
absorvedor m. Depende do material e do tipo e energia da radiação. O coeficiente de transferência 
de energia de massa quando multiplicado pela fluência de energia do fóton fornece a quantidade 
dosimétrica de kerma.
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l representa a soma dos coeficientes de atenuação para todas as interações individuais que 
um fóton pode ter com os átomos do absorvedor — espalhamento Rayleigh e Compton, efeito 
fotoelétrico, produção de pares e reação fotonuclear.
A dose absorvida é definida como o quociente da energia média, de, transmitida por
A antiga unidade de dose absorvida, rad, foi substituída por gray (Gy) há 40 
anos e seu uso não é recomendado atualmente. A correlação existente entre eles é de 1 rad = 
10ÿ2 Gy. A dose absorvida é uma quantidade mensurável e existem padrões primários para 
determinar seu valor.
O coeficiente de transferência de energia de massa, lDm=q e o coeficiente de absorção de 
energia de massa, ð Þ lab=q estão relacionados através da seguinte relação:
de
lDm 
ð Þ 1 g ;
A dose absorvida descreve a energia transmitida à matéria por todos os tipos de radiação 
ionizante em qualquer geometria de irradiação. É usado em biologia de radiação, radiologia clínica 
e segurança de radiação. Kerma e cema são quantidades dosimétricas intermediárias usadas para 
aspectos teóricos e práticos de medições radiométricas.
a dose é joule por quilograma (J.kgÿ1 ) e seu nome especial é gray (Gy): 1 Gy = 1 J.kg ÿ1 .
q
radiação ionizante em matéria de massa dm:
A energia transmitida e é a soma das energias de todas as partículas carregadas e não 
carregadas que entram no volume de interesse menos toda a energia que sai do volume, levando 
em consideração qualquer conversão massa-energia resultante de interações ou decaimento 
radioativo dentro do volume.
q
onde g é a fração média da energia do elétron secundário perdida nas interações radiativas 
(bremsstrahlung e b + aniquilação). Para baixo Z e energia de fótons <1 MeV, g ! 0.
dm
D =
¼
onde de é a energia média transmitida pela radiação ionizante à matéria em um elemento de 
volume e dm é a massa de matéria no elemento de volume. A unidade de absorção
Tabelas e gráficos dos coeficientes de atenuação de massa para todos os elementos Z = 1–
92, e para compostos e misturas de interesse radiológico, estão disponíveis no site do Laboratório 
de Física do Instituto Nacional de Padrões e Tecnologia [2].
As quantidades dosimétricas necessárias para avaliar as doses de radiação são baseadas na 
medida da energia depositada pela radiação em um alvo. Eles são dose absorvida, kerma e cema, 
e a quantidade anteriormente conhecida como exposição.
unidade: J:kg1 ;;
4.3 Quantidades Dosimétricas
4.2 Coeficientes de Interação e Quantidades Relacionadas 43
laboratório
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Taxa de dose é a quantidade de radiação absorvida por unidade de tempo e sua unidade é J.kgÿ1 .sÿ1 .
unidade: J:kg1 ;
dEc
qE ;Z
1 Gy = 1 J.kgÿ1 .
dEtr 
dm
unidade: Gy,
;
A unidade de cema é joule por quilograma (J.kgÿ1 ) e seu nome especial é gray (Gy).
dQ
K =
K ¼ W
A exposição (X) como uma quantidade física – não como “ser exposto a” – é a mais antiga quantidade 
dosimétrica originalmente definida como uma medida da força de um campo de radiação em algum 
ponto no ar. Ele é conceitualmente limitado à ionização causada pela radiação de fótons (raios X e 
radiação gama) no ar e é expresso como o quociente de dQ por dm:
Kerma deve ser definido em relação a um material específico no qual ocorre a interação (por 
exemplo, kerma no ar, kerma na água, etc.). Também pode ser definido em relação ao material específico 
em um determinado meio (por exemplo, kerma de tecido mole na água circundante).
Sob condições de equilíbrio de partículas carregadas, o kerma no ar (em cinza) é
onde lD é o coeficiente linear de transferência de energia e lD=q é o coeficiente de transferência de 
energia de massa – função da energia do fóton E e número atômico Z do meio.
X = 
dm
onde dEtr é a soma das energias cinéticas iniciais de todas as partículas carregadas liberadas por 
partículas não carregadas em um material de massa dm. A unidade de kerma é joule por quilograma 
(J.kgÿ1 ) e seu nome especial é gray (Gy). 1 Gy = 1 J.kgÿ1 .
;
unidade: C:kg1 ;
C ¼ 
dm
Kerma, originalmente um acrônimo para “energia cinética liberada na matéria”, é uma quantidade 
aplicável a partículas ionizantes indiretas, como fótons e nêutrons, definida como o quociente de dEtr 
por dm
Para fótons monoenergéticos, o kerma está relacionado com a fluência de energia por
Cema é a sigla para “energia convertida por unidade de massa”. É uma quantidade aplicável à 
radiação diretamente ionizante, como elétrons e prótons. Cema é definido como o quociente de dEc por 
dm, onde dEc é a energia perdida por partículas carregadas, exceto elétrons secundários, em colisões 
em um material de massa dm:
numericamente aproximadamente igual à dose absorvida no ar (em cinza).
ID
;
4 Quantidades e Unidades Básicas em Segurança de Radiação44
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1
onde Wair é a energia média gasta no ar por par de íons formado, cuja melhor estimativa é 
33,97 1,602 1019 J/par de íons; e é 1,602 10-19 par C/íon; e g é a fração radiativa, isto é, a 
fração média da energia cinéticade partículas carregadas secundárias que é subseqüentemente 
perdida em processos de perda de energia radiativa (emissão de fótons) conforme as 
partículas desaceleram para repousar no meio; quanto maior a energia, maior g.
A unidade de exposição até 1972 era o roentgen (R); no sistema SI, a unidade
e
Quantidades especiais são usadas para gerenciar e limitar o risco de radiação para 
exposição ocupacional e exposição pública; usar a dose absorvida como a quantidade física 
fundamental, calcular a média sobre órgãos e tecidos específicos e aplicar fatores de 
ponderação adequadamente escolhidos para levar em consideração as diferenças na eficácia 
biológica de diferentes radiações e as diferenças nas sensibilidades à radiação de
A relação entre o kerma total e a exposição é obtida por
onde dQ é o valor absoluto da carga total dos íons de um sinal produzidos no ar quando 
todos os elétrons e pósitrons liberados ou criados por fótons no ar de massa dm são 
completamente parados no ar.
;
A proteção radiológica se preocupa em controlar as exposições à radiação ionizante de 
modo que as reações teciduais sejam evitadas e o risco de efeitos estocásticos seja limitado 
a níveis aceitáveis [3]. Reações teciduais não são observadas em doses menores como as 
presentes em exposições ocupacionais, mas supõe-se que possam ocorrer danos ao material 
genético, o que pode resultar em aumento do risco de câncer observado anos depois ou de 
doenças hereditárias em gerações futuras. Para demonstrar a conformidade com os limites 
de exposição, o ICRP e a Comissão Internacional de Unidades e Medições de Radiação 
(ICRU) introduziram quantidades especiais além da dose absorvida. Essas quantidades são 
baseadas em medidas da energia transmitida aos órgãos e tecidos do corpo humano. Eles 
permitem a quantificação da extensão da exposição à radiação ionizante da irradiação 
corporal total e parcial de fontes externas de radiação e da ingestão de radionuclídeos.
A exposição foi substituída por kerma no ar e atualmente o termo é usado apenas para 
definir o ato ou condição de estar sujeito à irradiação. A exposição não deve ser usada como 
sinônimo de dose porque a dose é uma medida dos efeitos da exposição [1].
Kair ¼ X
1 g
órgãos e tecidos a efeitos estocásticos na saúde. Quantidades especiais são aplicáveis 
apenas para fins de segurança contra radiação dentro da faixa de zero a <100 mSv; são baseados
de exposição é Coulomb por quilograma (C.kgÿ1 ). 1 R = 2,58 10ÿ4 C.kgÿ1 .
Wair
454.3 Quantidades Dosimétricas
4.4 Quantidades Especiais
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na suposição de uma relação dose-resposta (LNT) linear, sem limiar; e permite a adição de doses de 
exposição interna1 e externa2 [3].
HT ¼ X wR DT;R; unidade: J:kg1 ;
unidade: J:kg1 ;
onde eT é a energia total média transmitida em um tecido/órgão T e mT é a massa desse tecido ou órgão.
¼
para diferentes tipos de radiações e é definido por
R
onde DT,R é a dose média absorvida no volume de um órgão ou tecido especificado, T, devido à 
radiação do tipo R, e wR é o fator de ponderação da radiação para a radiação R. A soma é realizada 
sobre todos os tipos de radiações envolvidas . A unidade de dose equivalente é J.kg–1 e tem o nome 
especial de Sievert (Sv).
Em uma região de um órgão/tecido T a dose média absorvida é definida por
R qð Þ x; y;z dV
DT ¼
A medida em que a dose média sobre um órgão, tecido ou região de tecido é representativa da dose 
absorvida depende da homogeneidade da exposição e, para a radiação externa, da radiação incidente 
no corpo. Em casos de exposição corporal parcial extrema, podem ocorrer danos nos tecidos, mesmo 
que a dose média de órgão/tecido esteja abaixo do limite de dose. Para as radiações emitidas por 
radionuclídeos de uma tomada, a distribuição da dose absorvida nos órgãos dependerá da quantidade 
específica de radionuclídeo em cada órgão/tecido e sua radiação. Assim, a distribuição da dose absorvida 
para radionuclídeos que emitem partículas alfa, partículas beta moles, fótons de baixa energia ou elétrons 
Auger pode ser altamente heterogênea [3].
onde V é o volume da região T; D a dose absorvida em um ponto (x, y, z) naquela região; e q a densidade 
de massa neste ponto.
A dose média absorvida em um tecido/órgão T é definida por
D xð Þ ; y;z qð Þ x; y;z dV
A quantidade de dose equivalente está relacionada a um efeito médio em um órgão/tecido
;
O conjunto revisado de valores de wR adotado mais recentemente pelo ICRP [3] é mostrado na 
Tabela 4.1. Esses valores revisados são baseados nos resultados de uma ampla gama de
unidade: J:kg1 ;
eT
T
T
R
mT
D ;T
46
Exposição externa significa que a fonte de exposição está fora do corpo e a radiação emitida incide sobre ele.
4 Quantidades e Unidades Básicas em Segurança de Radiação
A exposição interna significa que ocorreu uma ingestão de radionuclídeos por ingestão, inalação, através de feridas ou 
da pele ou por injeção direta. Dependendo de sua natureza, a fonte de exposição é transportada e retida em diferentes 
órgãos ou tecidos.
1
2
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;
2=6
2=6
Tabela 4.1 Fatores de ponderação de radiação [“De ICRP Publication 103, 2007, with permission of the 
ICRP.”] (Todos os valores referem-se à radiação incidente no corpo ou, para fontes de radiação interna, 
emitidas pela fonte (o radionuclídeo incorporado). )
Elétrons e múons
1
wR ¼
Fator de ponderação de radiação, wR
Fótons (raios X e raios gama)
Partículas alfa, fragmentos de fissão, íons pesados
2
<
Prótons e píons carregados
1
:
En < 1 MeV
47
1 MeV En 50 MeV
Uma função contínua de energias de nêutrons:nêutrons
4.4 Quantidades Especiais
20
8 2:5 þ 18:2 e½ lnðEn Þ 
5:0 þ 17:0 e½ ln 2E ð Þn 
2=6 
2:5 þ 3:25 e½ ln 0ð Þ :04En
tipo de radiação
En > 50 MeV
Mas para entender a resposta do corpo à radiação, é importante considerar também a 
interação com diferentes células, órgãos e tecidos. A dose efetiva, E, fornece um valor 
baseado em coeficientes de risco nominal ajustados por detrimento para câncer e efeitos 
hereditários. A unidade de dose efetiva é J.kgÿ1 com nome especial Sievert (Sv).
Tendo em vista a forte dependência da efetividade biológica dos nêutrons da energia 
dos nêutrons, para nêutrons é atualmente recomendada uma função contínua para uso em 
cálculos ao invés de valores tabulados (ver a equação na Tabela 4.1). Os valores de wR 
para prótons foram reduzidos de 5 para 2 devido a mais informações disponíveis 
relacionadas a essas partículas.
Dados de eficácia biológica relativa (RBE) coletados de 1990 até agora em comparação 
com os efeitos dos raios X e C em doses baixas.
E = X
Essas emissões podem resultar em uma alta densidade de energia transmitida e o efeito 
biológico pode, portanto, ser semelhante ao de uma radiação de alto LET.
unidade: J:kg1 ;
Por outro lado, a remoção de um elétron de um nível de núcleo de um átomopode 
ocorrer após uma excitação da camada interna e um elétron de um nível de energia 
superior pode substituí-lo, liberando uma quantidade específica de energia que, ao ser 
transferida para outro elétron, ejeta um segundo chamado elétron Auger. Um radionuclídeo, 
que decai por conversão interna, geralmente emite muitos elétrons Auger com energias de poucos keV.
O fator de ponderação da radiação wR está relacionado ao fator de qualidade Q e 
representa a eficácia biológica relativa das diferentes radiações em relação aos efeitos 
estocásticos. Por exemplo, é bem conhecido que as radiações de alto LET, incluindo 
nêutrons e partículas alfa, causam mais danos por unidade de dose absorvida do que as 
radiações de baixo LET.
onde HT é a dose equivalente no órgão/tecido T ponderada pela radiação; wT é o 
fator de ponderação do tecido para órgão/tecido T e PwT ¼ 1. É o fator pelo qual a 
dose de radiação ponderada em um tecido ou órgão T é ponderada para representar o
T
wT HT
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Tabela 4.2 Fatores de ponderação do tecido
Gônadas
1,00
0,04
Medula óssea (vermelha), cólon, pulmão, estômago, mama, tecidos restantesa
Superfície óssea, cérebro, glândulas salivares, pele
0,12
Útero/colo do útero (ÿ)
Bexiga, esôfago, fígado, tireóide
PwT
4 Quantidades e Unidades Básicas em Segurança de Radiação
0,72
0,04
Total
48
0,08
Tecidos Restantes Adrenais, Região Extratorácica (ET), Vesícula Biliar, Coração, Rins, Nódulos Linfáticos, Músculo, 
Mucosa Oral, Pâncreas, Próstata (ÿ), Intestino Delgado, Baço, Timo,
Tecido ou órgão
0,16
0,01
0,08
uma
wT
contribuição relativa daquele tecido ou órgão em detrimento total resultante da irradiação 
uniforme do corpo. A soma dos fatores de ponderação do tecido é a unidade.
As principais alterações nos fatores wT em relação à Publicação 60 [4] são mama (0,12 
de 0,05), gônadas (0,08 de 0,20) e tecidos remanescentes (0,12 de 0,05).
Com relação aos demais tecidos, apesar das mudanças em número (14 no total, 13 para 
cada sexo) e nos tecidos/órgãos listados, o fato mais importante é que a chamada “regra 
da divisão” não está mais em uso. A soma dos valores de wT é sempre 1 por definição.
Os fatores de ponderação de tecido mais recentemente adotados pelo ICRP [3] são 
apresentados na Tabela 4.2. Eles têm a média de sexo e são para a avaliação da dose 
efetiva para trabalhadores, bem como membros do público, incluindo crianças.
O prejuízo para determinar os fatores de peso do tecido foi modelado em função da vida 
perdida, letalidade e perda da qualidade de vida e a maioria dos parâmetros nos modelos 
de risco foram estimados usando dados de incidência de câncer dos estudos dos 
sobreviventes japoneses da bomba atômica. O risco de doença hereditária nas duas 
primeiras gerações também foi levado em consideração.
Além disso, valores específicos de wT de 0,01 são agora dados para o cérebro e as 
glândulas salivares, cujo risco de câncer é considerado maior do que o de outros tecidos. 
No caso de diferenças específicas de gênero na incidência de câncer com base no prejuízo 
relativo para o ovário das mulheres, o wT médio de gênero de 0,08 atribuído às gônadas 
(câncer mais efeitos hereditários) é semelhante ao do ovário feminino (0,036), mais efeitos 
hereditários (0,039). Desta forma, o ovário das fêmeas é considerado suficientemente 
protegido [3]. No caso da tireoide, o wT atribuído de 0,05 permite a alta suscetibilidade de 
crianças pequenas, portanto a diferença de detrimento entre os gêneros é considerada de 
forma conservadora.
A dose equivalente e a dose efetiva não são mensuráveis, e seus valores são avaliados 
usando sua relação com as quantidades físicas do campo de radiação, por exemplo, kerma 
no ar livre no ar, ou fluência de partículas, ou quantidades de dose operacional. Para o 
cálculo dos coeficientes de conversão para exposição externa, fantomas computacionais 
são usados para avaliação de dose em vários campos de radiação. Para o cálculo dos 
coeficientes de dose de ingestões de radionuclídeos, são utilizados modelos biocinéticos 
para radionuclídeos, dados biológicos de referência e fantomas computacionais.
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H_ Tðt)dt, unidade: J:kg1 ;
Fantomas computacionais são modelos computacionais da anatomia humana usados no cálculo 
da distribuição da dose de radiação no corpo humano. Dependendo da forma de representar a 
anatomia humana poderiam ser estilizados e tomográficos.
Consequentemente, a quantidade de dose efetiva comprometida E(s) é então dada por
A quantidade dose efetiva coletiva é usada para avaliar a dose para um grupo de indivíduos 
ocupacionalmente expostos, uma população local ou qualquer grupo de indivíduos, e com o objetivo 
de apenas comparar, por exemplo, tecnologias radiológicas e procedimentos de proteção, para 
otimização da exposição à radiação . A dose efetiva coletiva não se destina a ser uma ferramenta 
para estudos epidemiológicos, e é inapropriado usá-la em
Fantomas estilizados descrevem a anatomia humana usando equações matemáticas simples de 
geometria analítica, enquanto fantomas tomográficos são baseados em técnicas de imagem 
tridimensionais, como ressonância magnética (MRI) e tomografia computadorizada (CT). Eles 
representam a anatomia humana com um grande número de voxels que são atribuídos ao tipo de 
tecido e à identidade do órgão. Os fantomas computacionais anatômicos adotados pelo ICRP [3] para 
serem usados nos cálculos para exposições internas e externas são modelos de voxels construídos 
a partir de dados de imagens médicas de pessoas reais [5]. Nestes fantasmas computacionais do 
corpo humano masculino e feminino, as massas dos órgãos foram ajustadas para se aproximarem 
daquelas atribuídas ao ICRP Reference Adult Male and Female sem comprometer seu realismo 
anatômico.
HT ð Þ¼ s
As quantidades de dose comprometidas são usadas para estimar a dose de radiação durante 
longos períodos de tempo (ver Fig. 4.1). A dose comprometida de um radionuclídeo incorporado é a 
dose total esperada para ser entregue dentro de um período de tempo especificado (s). A dose 
equivalente comprometida, HT(s), em um tecido ou órgão T é definida por
Eð Þ¼ s X wTHT ð Þs ;
Quando um radionuclídeo é introduzido no corpo humano por uma ingestão, ele se distribui entre 
os diferentes órgãos e tecidos, dependendo de suas características físico-químicas, e os irradiará em 
períodos de tempo determinados tanto por sua meia-vida física quanto por sua retenção biológica 
dentro órgãos e/ou tecidos.
unidade: J:kg1
onde s é o tempo de integração após a entrada no tempo t0. Os períodos de compromisso são de 50 
anos para trabalhadores e membros adultos do público e 70 anos para bebês e crianças.
Por exemplo, H tem uma meia-vida física longa (12,3 anos), mas uma meia-vida biológica curta (10 
dias); enquanto o 90Sr (T½ 29,1 anos), que se comporta quimicamente como o cálcio, tende a se 
concentrar nosossos e sua meia-vida biológica neste tecido é de aproximadamente 50 anos.
þ s
T
t
4.4 Quantidades Especiais 49
3
Z0
t0
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4.5 Quantidades Operacionais
feixe de radiação
Externo
Radionuclídeos
interno
Dose equivalente, HT, em um 
órgão ou tecido T
Quantidades 
operacionais
Atividade, A
Doses comprometidas, HT( ), E( )
Fator de ponderação de tecido, wT
fluência de partículas,
Grupo ou pessoas consideradas para 
otimização
Meia-vida
Tempo de integração, após ingestão
Transferência linear de energia, LET
Dose efetiva coletiva, S
Fluência de energia,
Fator de ponderação de radiação, wR
Fantasmas, modelos e informações individuais 
em doses mais altas
Cema
Dose efetiva, E
Dose média absorvida, DT,R em um 
órgão ou tecido
Querma
S Eð
projeções de risco. A dose efetiva coletiva é definida para uma faixa de dose específica de 
E1 a E2 e período de tempo específico, DT, como:
Þ¼
Como a dose equivalente e a dose efetiva não podem ser medidas diretamente no 
corpo e os limites são dados nessas quantidades, foram introduzidas no sistema de 
proteção radiológica quantidades mensuráveis operacionais, juntamente com modelos 
e cálculos, para avaliar a dose.
dN
1; E2; DT Z
E dE, unidade: man Sv, dE
dN onde denota o número de indivíduos que são expostos a uma dose efetiva dE entre E e E + dE, e DT especifica o período de tempo dentro do qual 
as doses efetivas são somadas. O nome especial da unidade de dose efetiva 
coletiva é man Sievert (man Sv).
4 Quantidades e Unidades Básicas em Segurança de Radiação
Fig. 4.1 Sistema de grandezas para proteção radiológica
50
Dose direcional
Equivalente de dose pessoal,
H*(10)
Equivalente de dose ambiente,
equivalente, H' (d, )
Medições, modelos e 
cálculos de atividades
Equivalente de dose pessoal 
Hp(0,07)
HP(10)
Fonte
Deposição - absorção
Dose absorvida, D
Exposição
E2
E1
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51
Um campo de radiação expandido é um campo de radiação hipotético no qual a fluência espectral e 
angular têm os mesmos valores em todos os pontos de um volume suficientemente grande igual aos 
valores do campo real no ponto de interesse. O campo de radiação alinhado e expandido é obtido se toda 
a radiação estiver alinhada no campo de radiação expandido de modo que se oponha a um vetor de raio X 
especificado para a esfera ICRU.
4.5 Quantidades Operacionais
É uma esfera de 30 cm de diâmetro de material equivalente a tecido com densidade de 1 g cm-3 e 
composição de massa: 76,2% de oxigênio, 11,1% de carbono, 10,1% de hidrogênio e 2,6% de nitrogênio 
(tecido mole ICRU). Aproxima-se adequadamente, na maioria dos casos, do corpo humano no que diz 
respeito à dispersão e atenuação dos campos de radiação considerados.
As grandezas operacionais para monitoramento de radiação em situações de exposição 
externa são equivalentes de dose ambiente H*(10)—para monitoramento de área—e 
equivalente de dose pessoal Hp(10)—para monitoramento individual. Ambas as quantidades 
são projetadas para controlar a dose efetiva. Para controlar a dose na pele, nas mãos e nos 
pés e na lente do olho, as grandezas operacionais são equivalentes de dose direcional H'(d, 
X)—para monitoramento de área—e equivalentes de dose pessoal Hp(0,07)—para 
monitoramento individual monitoramento.
O equivalente de dose ambiente, H*(10), em um ponto de um campo de radiação, é o 
equivalente de dose que seria produzido pelo correspondente campo expandido e alinhado3 
na esfera4 do ICRU a uma profundidade de 10 mm no vetor raio oposto ao direção do campo 
alinhado.
O equivalente de dose direcional, H'(d, X), em um ponto em um campo de radiação, é o 
equivalente de dose que seria produzido pelo campo expandido correspondente na esfera 
ICRU em uma profundidade, d, em um raio em um determinado direção X. Para radiação de 
baixa penetração, é d = 0,07 mm e H'(d, X) é então escrito como H'(0,07, X).
As medições de monitoramento de área são realizadas ao ar livre para controlar os locais 
de trabalho e para definir áreas controladas ou restritas, enquanto os dosímetros pessoais 
são usados junto ao corpo, onde o campo de radiação é fortemente influenciado pelo 
retroespalhamento e absorção da radiação no corpo. A quantidade operacional utilizada 
neste caso leva em consideração esta situação.
O equivalente de dose pessoal, Hp(d), é o equivalente de dose em tecido ICRU (mole) 
em uma profundidade apropriada, d, abaixo de um ponto especificado no corpo humano. O 
ponto especificado geralmente é dado pela posição onde o dosímetro individual é usado. 
Para avaliação da dose efetiva, recomenda-se profundidade d = 10 mm e para avaliação de 
dose equivalente na pele, mãos e pés, profundidade d = 0,07 mm. Para uma posição do 
dosímetro em frente ao tronco, a quantidade Hp(10) fornece, na maioria das vezes, uma 
estimativa conservadora da dose efetiva, mesmo em casos de incidência de radiação lateral 
ou isotrópica no corpo.
ICRU afirmou que H*(10) e Hp(10) são projetados para monitorar radiação fortemente 
penetrante, por exemplo, fótons (acima de cerca de 12 keV) e nêutrons, enquanto H´(0,07, 
X) e Hp(0,07) são aplicados para monitoramento radiação de baixa penetração, por exemplo, 
partículas beta. Também é usado para monitorar as doses nas mãos e nos pés de todas as 
radiações ionizantes.
3
4
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4 Quantidades e Unidades Básicas em Segurança de Radiação52
Coeficientes de dose para ingestão de radionuclídeos por meio de feridas contaminadas para 38
;
O Limite Anual de Admissão (ALI) e a Concentração Derivada do Ar (DAC) de 1991 são antigos 
parâmetros derivados que podem ser úteis no controle de exposições. Ambos os conceitos podem 
ajudar em várias situações práticas, por exemplo, na caracterização
radionuclídeos baseados no modelo de ferida NCRP e modelos biocinéticos ICRP podem ser
encontrado no site da ORISE (Oak Ridge Institute for Science and Education) [8]; Coeficientes de 
Conversão para Quantidades de Proteção Radiológica para Exposições à Radiação Externa, na 
publicação ICRP 116 [9].
onde Hp(10) é o equivalente de dose pessoal de exposição externa (cujo valor é normalmente obtido 
por dosímetros pessoais) e E(50), a dose efetiva comprometida de exposição interna ao longo de 50 
anos:
Eð Þ¼ 50 X ej;inhð Þ 50 Ij;inh þ X ej;ingð Þ 50 Ii;ing; unidade: J:kg1 ;
onde ej,inh(50) é o coeficiente de dose efetiva comprometida para ingestões de atividade por inalação 
de um radionuclídeo j, Ij,inh é a ingestão de atividade de um radionuclídeo j, por inalação; ej,ing(50) é 
o coeficiente de dose efetiva comprometida para ingestão de atividade de um radionuclídeo j por 
ingestão, e Ij,ing é a ingestão de atividade de um radionuclídeo j por ingestão. Para cumprimento dos 
limites de dose e gerenciamento de pessoal, a dose comprometida estimada é atribuída ao ano em 
que ocorreu a ingestão.
Uma vez que as exposições dos trabalhadores podem surgir de fontes de radiaçãoexternas e 
internas, a dose efetiva para exposição ocupacional na maioria das situações pode ser derivada de 
quantidades operacionais pela seguinte fórmula:
A dose efetiva para exposições ocupacionais é chamada de “dose de registro” e é
usado para demonstrar conformidade com os limites de dose.
Para ingestões de radionuclídeos, o primeiro passo é avaliar a atividade de ingestão a partir de 
medições diretas (por exemplo, medindo a radioatividade de todo o corpo por um contador de corpo 
inteiro ou de órgãos e tecidos específicos por dispositivos externos de contagem) ou medições 
indiretas (por exemplo, medir a taxa de atividade em amostras de excretas ou a concentração de 
atividade no ar) e, em seguida, aplicar modelos biocinéticos e dosimétricos para calcular a dose 
efetiva usando coeficientes de dose de referência (doses por unidade ingerida, Sv Bqÿ1 ). Os 
coeficientes de dose para a estimativa da dose efetiva comprometida para ingestão e inalação de 
radionuclídeos por trabalhadores e membros do público são fornecidos nas Tabelas III-2A–III-2H dos 
Padrões Básicos Internacionais de Segurança [6]. Os coeficientes de dose baseados na publicação 
ICRP 60 [4] são encontrados na publicação ICRP 119 [7].
No cálculo da dose efetiva de radionuclídeos específicos, também é importante levar em 
consideração as características específicas do material no corpo, incluindo o diâmetro aerodinâmico 
do meio de atividade (AMAD) do aerossol inalado e a forma química do particulado matéria à qual o 
radionuclídeo especificado está ligado.
E ffi Hpð10Þ þ E(50), unidade: J:kg1 ð Þ Sv
euj
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ALIj ¼ e 
50 ð Þ
o perigo relativo das fontes de radiação para garantir que os controles administrativos apropriados 
estejam em vigor. O ICRP agora não fornece nenhum valor de ALI ou CDA.
O DAC para gases inertes, que não são incorporados, é limitado pela dose efetiva decorrente das 
radiações incidentes no corpo pela atividade aerotransportada. Assim, o DAC é dado por
;
DAC = 
2000e_sub
; unidade: Bq,
O DAC foi definido como a concentração de atividade no ar do radionuclídeo j que levaria a uma 
ingestão de um ALI (em Bq) assumindo uma taxa respiratória média de gênero de 1,1 m3 h-1 e um 
tempo de trabalho anual de 2.000 h.
ALIj
onde e_sub é o coeficiente de taxa de dose efetiva (mSv m3 (Bq h)ÿ1 ) para submersão em uma 
nuvem aérea contendo o radionuclídeo de gás nobre e 2000 h é o tempo de trabalho anual. Para 
alguns radionuclídeos, o DAC é limitado pela dose na pele.
onde e(50) é o correspondente coeficiente de dose efetiva comprometida em mSv.Bqÿ1 .
;
O ALI foi definido como uma ingestão de um radionuclídeo j (em Bq) que levaria a uma dose 
efetiva comprometida de 20 mSv, ou seja, o limite médio anual da dose efetiva para trabalhadores 
Elimit,w, em mSv sob a hipótese de que os trabalhadores foram expostos apenas por essa via:
unidade: Bq:m3
A Figura 4.1 resume as grandezas mais importantes usadas na segurança contra radiação, as 
informações adicionais necessárias e suas relações.
DACj ¼ 2200 m3
Elimite;w
Elim;w
e proteção contra radiação — edição de 2007. AIEA, Viena
5. Publicação ICRP 110 (2009) Fantasmas computacionais de referência para adultos. Ann ICRP 39(2)
53
1. Glossário de segurança da International Atomic Energy (2007), terminologia usada em segurança nuclear
2. NIST (2014) NIST laboratório de medição física, dados de referência física, coeficientes de atenuação de 
massa de raios-X. Instituto Nacional de Padrões e Tecnologia (NIST). http://www.nist.gov/pml/data/
xraycoef/index.cfm . Acessado em 26 de março de 2015 3. ICRP (2007) As recomendações de 2007 da 
comissão internacional de proteção radiológica. Ann ICRP 37:2–4 de abril a junho de 2007 4. Publicação 
ICRP 60 (1991) Recomendações de 1990 da comissão internacional de proteção radiológica. Ann ICRP 
21(1–3)
6. International Atomic Energy (2014) Proteção contra radiação e segurança de fontes de radiação: normas 
internacionais de segurança básica, série de padrões de segurança da IAEA GSR parte 3. IAEA, Viena
4.5 Quantidades Operacionais
Referências
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http://www.nist.gov/pml/data/xraycoef/index.cfm
7. Publicação ICRP 119 (2012) Compêndio de coeficientes de dose com base na publicação ICRP 60.
54
8. Oak Ridge Institute for Science and Education (2015) Coeficientes de dose para ingestão de radionuclídeos por meio 
de feridas contaminadas. ORAU para o Departamento de Energia dos EUA. https://orise. orau.gov/reacts/resources/
retention-intake-publication.aspx. Acessado em 4 de abril de 2015 9. Publicação ICRP 116 (2010) Coeficientes de 
conversão para grandezas de proteção radiológica para.
Ann ICRP 40(2–5)
Ann ICRP 41(1)
4 Quantidades e Unidades Básicas em Segurança de Radiação
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https://orise.orau.gov/reacts/resources/retention-intake-publication.aspx
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