Slides uni II

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Profa. Dra. Hamilta Santos
UNIDADE II
Dosimetria das 
Radiações
Detectores de radiação
 O detector de radiação é um dispositivo que, colocado em um meio onde exista um campo 
de radiação, é capaz de indicar a presença dessa radiação. Ele deve ser construído com um 
material que seja sensível à radiação e ter um sistema que transforma esses efeitos em um 
valor relacionado a uma grandeza de medição dessa radiação.
Propriedades de um detector:
 Um detector, para ser classificado como um dispositivo apropriado, necessita apresentar 
algumas características em suas sequências de medição: repetitividade, reprodutibilidade, 
estabilidade, exatidão, precisão, sensibilidade e eficiência.
Detectores de radiação
Eficiência de um detector:
 A capacidade de um detector de registrar o tipo e a energia da radiação é o que 
denominamos eficiência, que pode ser determinada de duas maneiras: por meio da eficiência 
intrínseca e da eficiência absoluta. Cada sinal representa no detector o registro de cada 
radiação, totalmente dependente da forma de interação do detector com a radiação.
Detectores de radiação
Fatores que definem a escolha de detectores
 Tipo da radiação.
 Intervalo de tempo de interesse.
 Precisão, exatidão, resolução.
 Condições de trabalho do detector.
 Tipo de informação desejada.
 Características operacionais e custo.
Detectores de radiação
Especificações para monitores, dosímetros e sistemas de calibração:
 Para uso em proteção radiológica e em Metrologia das Radiações Ionizantes, os detectores 
devem ser padronizados e precisam obedecer a certos requisitos normativos, além de 
possuírem todas as características já citadas.
Monitor de radiação:
 As Normas IEC 731 e ISO 4037-1 regem a construção do detector adaptado para radiações, 
finalidades e propriedades específicas.
Detectores de radiação
Dosímetro
 Dispositivo que tem como função medir uma grandeza radiológica ou operacional, cujos 
resultados estão relacionados ao corpo inteiro, o que inclui órgãos e tecidos.
Sistema de calibração
 É um conjunto de detectores de processamento que permite medir uma grandeza radiológica 
de modo absoluto ou relativo.
Detectores de radiação
Emulsões fotográficas
 A emulsão fotográfica foi o primeiro detector usado para a radiação, uma vez que os filmes 
fotográficos eram guardados com os materiais radioativos, o que promoveu a descoberta da 
radiação natural.
Detectores de radiação
Monitoração pessoal de radiação X e gama
 As curvas de calibração de densidade óptica X dose absorvida usam filtros metálicos para 
determinar a energia efetiva dos fótons. A densidade óptica pode variar para diferentes 
valores de energia dos fótons, para a mesma dose absorvida.
 Para avaliar a dose em dosímetros fotográficos, compara-se a densidade óptica do filme com 
a densidade óptica de outros filmes que foram irradiados com doses conhecidas com feixes 
padronizados, após a revelação, num densitômetro óptico, consistindo, basicamente, na 
medida da opacidade do filme à transmissão da luz.
Detectores de radiação
Gamagrafia
 É uma técnica de ensaios não destrutivos (END), utilizada na indústria, que usa radiografia 
obtida por meio da irradiação com raios gama. Os feixes de raios gama avaliam estruturas 
na construção civil, naval, aeronáutica, siderurgia, metalurgia, entre outras.
 Quanto maior o número atômico do material a ser avaliado, mais radiação é absorvida, o que 
permite a observação de defeitos nas estruturas metálicas, porosidades em soldas, sem a 
destruição da peça avaliada.
 As fontes seladas mais utilizadas para este fim são 60Co, 137Cs e 192Ir, mas também 
aparelhos de raios X de alta energia podem ser usados para o mesmo fim.
Detectores de radiação
Termoluminescência
 É um processo em que a emissão de luz de um isolante ou semicondutor, previamente 
exposto à radiação, quando termicamente estimulada, é uma fosforescência 
termicamente estimulada.
 O volume sensível de um material termoluminescente é constituído por uma massa pequena 
de um material dielétrico cristalino contendo ativadores adequados.
 Os ativadores podem estar presentes em quantidades extremamente pequenas, da ordem 
de traços, criam dois tipos de imperfeições na rede cristalina: armadilhas de elétrons.
Detectores de radiação
Principais materiais termoluminescentes
 Os dosímetros TL apresentam a vantagem de serem pequenos e de não necessitarem de 
cabos ou equipamentos auxiliares durante as medidas de dose.
As principais substâncias e mais utilizadas como materiais termoluminescentes 
para dosimetria são:
 CaSO4:Dy (sulfato de cálcio dopado com disprósio produzido no IPEN);
 CaSO4:Mn (sulfato de cálcio dopado com manganês);
 LiF (fluoreto de lítio);
 CaF2 (fluorita).
Detectores de radiação
Detectores a gás
Uso de gases como detectores
 O processo de interação da radiação com os gases produz excitação e ionização com os 
átomos desse gás. Os pares elétron-íon formados na ionização dependem das 
características dos gases utilizados no detector e do tipo de radiação ionizante.
Região de operação para detectores a gás
 A formação de pares de íons é resultado da probabilidade 
de interação da radiação com o gás dentro do volume 
sensível, que varia com o campo elétrico ou diferença de 
potencial aplicada. 
Detectores de radiação
Fonte: Adaptado de: https://www.radiation-
dosimetry.org/wp-content/uploads/2019/12/Gaseous-
Ionization-Detectors-Regions-min-1024x603.png
Detectores de radiação
Região
de
Recombinação
Região
de
ionização
Região
proporcional
Região
proporcional
limitada! Região
Geiger-Müller
Região
de
descarga
contínua
Alta tensão
Gás
inerte
Detector de radiação
ionizante
(Esquema básico)
Alta penetração de
radiação gama pode
entrar pela parede
externa
Baixa penetração de
radiações alfa e beta
pode entrar pela
janela final
α β
REGIÕES DE OPERAÇÃO DO DETECTOR A GÁS
TENSÃO APLICADA – ESCALA LINEAR
α
β
γ
γ
C
A
R
G
A
S
 C
O
L
E
T
A
D
A
S
 –
E
S
C
A
L
A
 L
O
G
A
R
ÍT
M
IC
A
 Outros tipos de câmaras de ionização, temos:
 Caneta dosimétrica: são dispositivos muito utilizados na monitoração pessoal. 
É uma câmara de ionização que possui um fio de quartzo como cursor para indicar 
a dose ou exposição acumulada. 
 Sua operação se baseia na repulsão de cargas elétricas de mesmo sinal e na ionização 
causada em um gás pela radiação incidente.
Detectores de radiação
Detectores Geiger-Müller
 O princípio de funcionamento de um detector GM se baseia no fato de as partículas 
carregadas, ao atravessarem um gás, perderem energia, criando pares elétrons-íons.
 A diferença de potencial entre o anodo e o catodo é suficientemente elevada para 
fornecer aos elétrons primários aceleração e energia suficiente para ionizar átomos 
adicionais do meio.
 Os íons secundários formados também são acelerados, 
produzindo um efeito conhecido como Avalanche Townsend, 
que pode ser desencadeada e propagada por fótons emitidos 
por átomos excitados da avalanche original.
Detectores de radiação
Materiais cintiladores
Iodeto de sódio
 Iodeto de sódio ativado com tálio (NaI), um dos materiais mais utilizados, devido às 
características de resposta à radiação, facilidade de obtenção do cristal em grandes pedaços 
e a obtenção do cristal de tálio. Além de sua capacidade de produzir luz visível, o NaI 
responde linearmente em uma ampla faixa de energia de elétrons e radiação.
Iodeto de césio
 Iodeto de césio ativado com tálio ou sódio, outro material 
amplamente utilizado como detector de cintilação. Sua principal 
qualidade, em relação ao iodeto de sódio, é seu maior 
coeficiente de absorção em relação à radiação, permitindo a 
construção de detectores mais compactos. Além disso, possui 
uma alta resistência ao choque de vibração, pois não é 
muito frágil.
Detectores de radiação
Germanato de bismuto
 O detector de germanatode bismuto ou BGO tornou-se disponível no final da década de 
1990 e logo foi usado em grande número de aplicações. 
 A principal vantagem do BGO é sua alta densidade e o alto número atômico do bismuto, 
tornando-o o detector com maior probabilidade de interação entre os mais utilizados.
 É um inorgânico puro, ou seja, ele não precisa de um ativador para o processo de cintilação.
Sulfeto de zinco ativado
 O sulfeto de zinco ativado (ZnS) é um dos mais antigos 
cintiladores inorgânicos. Possui alta eficiência de cintilação, 
comparável ao NaI, mas está disponível apenas na forma de 
pó policristalino, sendo seu uso limitado a displays finos e 
opacos à luz, usados principalmente para partículas de 
íons pesados.
Detectores de radiação
No que se refere aos princípios básicos de radioproteção e monitoração ambiental das 
atividades laborais utilizando radiações ionizantes, qual tipo de detector é utilizado para 
medição de contaminação superficial?
Interatividade
O detector Geiger, com sonda tipo pancake, é utilizado para a medição de 
contaminação superficial.
Resposta
Fonte: https://mra.com.br/medidor-de-radiacao-
geiger-portatil-mra-gp500.html
Conceito de proteção radiológica
 A proteção radiológica visa proteger os IOE, o ambiente e as pessoas do público dos efeitos 
nocivos da radiação ionizante e, para tanto, reúne um conjunto de ações, que foram 
regulamentadas e estão sempre sendo revistas por órgãos nacionais e internacionais. 
Contudo, a proteção radiológica não deve inibir as atividades humanas benéficas à 
sociedade ou ao indivíduo do uso das radiações.
Noções de proteção radiológica
 NORM são materiais obtidos a partir de núcleos radioativos como U-238 e Th-232 e que não 
sofreram nenhum tipo de interação humana. Também não contêm quantidades significativas 
de radionuclídeos, exceto os de origem natural. As areias monazíticas de Guarapari são um 
exemplo de NORM.
 Indústrias como as de produção de energia, mineração de fosfato, tratamento de água e 
produtos de consumo, ou que trabalham com monazita, óxido de titânio, zircônio ou 
produção de ácido fosfórico, nióbio, estanho e cobre utilizam NORM. No Brasil, as principais 
estão ligadas aos setores de carvão, óleo e gás e também offshore.
 TENORM acrescenta o termo tecnologicamente reforçado e 
significa que suas propriedades naturais foram alteradas ou 
concentradas, beneficiadas ou perturbadas de maneira a 
potencializar a exposição humana e ambiental.
Noções de proteção radiológica
Segurança doméstica e externa
 A segurança doméstica está associada a eventos culturais, religiosos, artísticos e esportivos 
que, por reunir milhares de pessoas em um determinado local, precisam ser monitorados 
para evitar situações como terrorismo. O processo de triagem para evitar armas, explosivos 
e até mesmo materiais radioativos torna-se cada mais necessário.
Princípios de proteção radiológica
 A proteção radiológica está baseada em três fatores principais: tempo, distância e blindagem, 
ou seja: menor tempo de exposição possível à radiação, maior distância possível da fonte de 
radiação e EPI para os indivíduos expostos e para as paredes.
Noções de proteção radiológica
Em geral, as atividades de proteção radiológica seguem quatro princípios fundamentais:
 Justificação
 Otimização
 Limitação da dose individual
 Prevenção de acidentes em locais de trabalho
Limites primários
 Os limites primários de dose são referidos como os valores 
anuais máximos permissíveis de dose absorvida para limitar a 
probabilidade de ocorrência de efeitos estocásticos e restringir 
os efeitos determinísticos, que não se aplicam a 
exposições médicas.
Noções de proteção radiológica
Limites secundários, derivados e autorizados
 Como, na prática, as grandezas primárias não podem ser medidas diretamente, foi 
recomendado o uso de limites secundários e limites derivados, que são estabelecidos para 
irradiações externas e internas. 
 Os limites derivados ou operacionais são padrões intermediários usados em medidas de 
rotina, respeitando os limites máximos recomendados.
Noções de proteção radiológica
Noções de proteção radiológica
Limites de dose anuais [a]
Grandeza Órgão
Indivíduo 
ocupacionalmente 
exposto
Indivíduo do 
público
Dose efetiva Corpo inteiro 20 mSv [b] 1 mSv [c]
Dose 
equivalente
Cristalino
20 mSv [b]
(Alterado pela Resolução 
CNEN 114/2011)
15 mSv
Pele [d] 500 mSv 50 mSv
Mãos e pés 500 mSv ...
Fonte: CNEN 2014.
Níveis de referência
 Níveis de referência são níveis de dose aprovados pela CNEN, usados para determinar 
ações a serem desenvolvidas assim que forem atingidos ou houver previsão de serem 
excedidos. São eles:
 Nível de registro: anotação simples no prontuário do IOE, para uma dose equivalente ou 
incorporação de material radioativo de interesse.
Noções de proteção radiológica
 Nível de investigação: investigação sobre as causas que levaram a exceder a dose e as 
consequências, cujo resultado do valor de dose ou incorporação de material radioativo 
justifica uma investigação.
 Nível de intervenção: o IOE fica suspenso de suas funções. Depende de uma situação 
preestabelecida porque interfere na cadeia normal de responsabilidades da instalação.
Noções de proteção radiológica
Exposição crônica do público
 Indivíduos do público podem estar expostos à radiação em várias situações, previstas na 
Norma NN 3.01, ao uso de materiais de construção com elevados níveis de elementos 
radioativos das séries de urânio e tório, tais como moradores residindo em áreas de 
radioatividade natural do solo, ou próximos às áreas contaminadas por resíduos industriais, 
de operações militares ou acidentes nucleares.
 A CNEN estabeleceu dois níveis para estas situações: 10 mSv/ano para intervenção, 
devendo ser realizada uma avaliação para remediação, e 50 mSv/ano para intervenção no 
intuito de resolver a situação.
Noções de proteção radiológica
Situações de emergência
 Uma emergência radiológica é um evento que envolve uma fonte radioativa com potencial 
para originar um acidente, com consequências para os indivíduos e para o ecossistema.
 A maioria das emergências é resolvida pelos responsáveis pela operação ou pelo serviço de 
radioproteção local. Se a situação for mais complexa, solicita-se a presença de instituições 
como a CNEN e a Anvisa.
Noções de proteção radiológica
 A primeira preocupação numa situação de emergência é a prevenção ou redução da dose 
nos IOE e população. As recomendações da ICRP estão na publicação 109. No Brasil, as 
Medidas de Proteção e Critérios de Intervenção em Situações de Emergência estão 
estabelecidas na Norma da CNEN NN 3.01.
Noções de proteção radiológica
O plano de proteção radiológica
 É o nome dado ao documento redigido com todas as orientações que devem ser seguidas 
pela equipe de radioproteção da instalação, bem como por todos que estiverem ligados 
direta ou indiretamente à atividade ocupacional exposta à radiação.
Noções de proteção radiológica
As instalações que operam com material radioativo estão expostas aos riscos inerentes da 
radiação ionizante e, portanto, devem descrever num documento as diretrizes básicas de 
radioproteção que serão seguidas rigorosamente por todos. Alguns tópicos são fundamentais 
que constem no documento, como: 
 Responsabilidade do titular, responsabilidade do supervisor de radioproteção etc.
Noções de proteção radiológica
Atividades do serviço de proteção radiológica
 Entre as atividades do serviço de radioproteção de uma instalação, o controle dos IOE, das 
áreas, das fontes de radiação, dos equipamentos e a manutenção de registros são 
os principais.
Noções de proteção radiológica
Equipamentos e instalações
 As áreas da instalação devem ser mantidas limpas e em ordem, os EPIs devem ser usados 
quando necessários e os dosímetros individuais devem ser usados durante todo o período 
de trabalho pelosIOE. 
 Várias outras regras devem ser seguidas para manter o bom funcionamento e 
segurança da instalação.
Noções de proteção radiológica
Procedimentos operacionais
 Procedimentos simples como não comer, não beber e não fumar nos laboratórios da 
instalação são essenciais para a segurança do ambiente. Há vários outros procedimentos 
operacionais que devem ser levados em consideração.
Gerência de rejeitos
 Se a instalação produz rejeitos, estes devem ser tratados conforme as normas internas que 
devem estar alinhadas com a Norma da CNEN NN 8.01 – Gerência de Rejeitos Radioativos.
Segurança e acidentes
 Os possíveis acidentes devem fazer parte das Diretrizes 
Básicas de Radioproteção da Instalação, mantendo a 
segurança da instalação.
Noções de proteção radiológica
O símbolo da radiação
 Em 1946, um grupo no laboratório de radiologia em Berkeley, na Universidade da 
Califórnia, criou o símbolo de advertência da radiação, impresso, inicialmente, na cor 
magenta sobre azul. 
 A mudança de azul para amarelo foi padronizada pela Oak Ridge National Laboratory no 
começo de 1948. Nos anos de 1950, foram feitas mudanças no desenho original com a 
adição de setas ou ondulantes entre hélices propulsoras.
 Uma norma ANSI e regulamentações federais finalizaram a 
versão atual.
Noções de proteção radiológica
Fonte: https://cssjd.org.br/c/noticias/hsjd-promove-2-simposio-de-radiologia
Noções de proteção radiológica
O Anexo V da Norma Regulamentadora n. 15 (NR 15) determina que os limites de tolerância 
para a radiação ionizante devem obedecer às normas da CNEN NE – 3.01 – Diretrizes Básicas 
de Radioproteção. Considerando a elaboração do Laudo Técnico das Condições Ambientais de 
Trabalho (LTCAT) de um serviço de radiologia, qual o dispositivo obrigatório a ser utilizado pelo 
IOE durante sua jornada de trabalho?
Interatividade
A norma obriga todo indivíduo que trabalha com raios X diagnósticos a usar dosímetro 
individual durante a respectiva jornada de trabalho e enquanto permanecer em 
área controlada.
Resposta
 A Norma CNEN NN 8.01 – Gerência de Rejeitos Radioativos de Baixo e Médio Níveis de 
Radiação – estabelece os critérios gerais e requisitos básicos de segurança e proteção 
radiológica referente à Gerência de Rejeitos Radioativos de Baixo e Médio Níveis de 
Radiação, bem como de rejeitos radioativos de meia-vida muito curta.
 O Art. 1º da Norma CNEN NN 8.01 – Gerência de Rejeitos Radioativos de Baixo e Médio 
Níveis de Radiação – diz que a norma foi aprovada pela Comissão Deliberativa da Comissão 
Nacional de Energia Nuclear, expressa na Resolução CNEN/CD n. 167, de 30 
de abril de 2014.
Gerência de rejeitos radioativos
 Requisitos básicos da gerência de rejeitos radioativos.
 A Seção I da Norma NN 8.01 trata dos requisitos gerais.
 O Art. 4º, com seus 3 parágrafos, delibera que toda instalação radiativa, instalação nuclear, 
instalação minero-industrial, instalação de extração e exploração de petróleo ou depósito de 
rejeitos radioativos devem dispor de plano de gerência de rejeitos radioativos, dentro do 
contexto dos respectivos processos de licenciamento e controle.
 O Art. 5º delibera sobre os rejeitos radioativos que devem ser 
segregados de quaisquer outros materiais.
Gerência de rejeitos radioativos
 O Art. 6º delibera sobre os rejeitos submetidos à segregação que devem ser acondicionados 
em embalagens que atendam aos requisitos constantes da seção III deste capítulo e 
armazenados até que possam ser eliminados, de acordo com os níveis de dispensa 
estabelecidos nesta norma (Anexos II e VI), ou transferidos para local determinado 
pela CNEN.
 O Art. 7º delibera sobre os níveis de dispensa constantes do Anexo II desta norma que não 
se aplicam a efluentes de instalações nucleares e efluentes de instalações minero-industriais, 
estando estes sujeitos a restrições de dose definidas em normas específicas da CNEN.
 O Art. 8º delibera sobre o dever de ser assegurada a 
minimização do volume e da atividade dos rejeitos 
radioativos gerados na operação de uma instalação 
nuclear, instalação radiativa, instalação minero-industrial 
ou depósito de rejeitos radioativos.
Gerência de rejeitos radioativos
 O Art. 9º delibera que o local de armazenamento inicial de rejeitos deve ser incluído no 
projeto da instalação nuclear, instalação radiativa, instalação minero-industrial ou depósito 
inicial de rejeitos radioativos.
 O Art. 10 delibera que, após a segregação e acondicionamento em embalagens adequadas, 
os rejeitos devam ser identificados conforme ficha apresentada no Anexo IV e classificados 
de acordo com as classes estabelecidas no Capítulo II, Art. 3º.
 O Art. 11 delibera que os rejeitos a serem dispensados devem ser previamente registrados, 
abrangendo dados especificados no Anexo III.
Gerência de rejeitos radioativos
 A Seção III da Norma 8.01 trata das embalagens e volumes.
 O Art. 13 delibera que as embalagens destinadas à segregação, à coleta, ao transporte e ao 
armazenamento de rejeitos não isentos devem portar o símbolo internacional da presença de 
radiação, fixado de forma clara e visível. O parágrafo único diz: as embalagens destinadas 
ao transporte de rejeitos como volume exceptivo devem obedecer aos requisitos de 
sinalização estabelecidos na Norma CNEN NE 5.01 – Transporte de Materiais Radioativos.
 O Art. 14 delibera sobre as embalagens utilizadas no processo 
de segregação, coleta ou armazenamento, que devem ser 
adequadas às características físicas, químicas, biológicas e 
radiológicas dos rejeitos para os quais são destinadas.
Gerência de rejeitos radioativos
 A Seção IV da Norma NN 8.01 trata do transporte.
 O Art. 19 delibera sobre os veículos utilizados em transporte, tanto interno quanto externo, 
de rejeitos radioativos, que devem ser providos de meios de fixação adequados para os 
volumes, de modo a evitar danos a eles.
 O Art. 20 delibera que, após cada serviço de transporte interno de rejeitos radioativos, os 
veículos devem ser monitorados e, caso necessário, descontaminados.
 O Art. 21 delibera sobre o transporte externo de rejeitos 
radioativos, que deve ser realizado em conformidade com a 
Norma CNEN NE 5.01, Transporte de Materiais Radioativos, 
bem como com as demais resoluções e regulamentos de 
transporte vigentes.
Gerência de rejeitos radioativos
 A Seção VI da Norma NN 8.01 trata do tratamento.
 O Art. 27 delibera sobre qualquer processo de tratamento de rejeitos radioativos que está 
sujeito à aprovação prévia da CNEN.
Dispensa para rejeitos
 A Seção VII da Norma NN 8.01 trata da dispensa para rejeitos.
 O Art. 28 delibera sobre a dispensa incondicional de rejeitos 
radioativos, que deve atender ao disposto nesta seção e deve 
estar em conformidade com a legislação ambiental vigente.
 7.4.1. Rejeitos gasosos.
 A Subseção I da Seção VII da Norma NN 8.01 trata da 
dispensa para rejeitos gasosos.
Gerência de rejeitos radioativos
 O Art. 29 delibera sobre a dispensa incondicional de rejeitos radioativos gasosos que está 
sujeita à autorização da CNEN, com base na análise técnica dos fatores pertinentes, e deve 
tomar como referência valores especificados na Coluna 2 do Anexo II, Tabela II.1.
Gerência de rejeitos radioativos
Rejeitos líquidos
 A Subseção II da Seção VII da Norma NN 8.01 trata da dispensa para rejeitos líquidos.
O Art. 30 delibera sobre a dispensa incondicional de rejeitos líquidos de instalações radiativas, 
que só pode ser realizada na rede de esgoto sanitário e está sujeita aos seguintes requisitos:
 O rejeito deve ser prontamente solúvel ou de fácil dispersão em água;
 A quantidade de cada radionuclídeo liberada mensalmente 
pela instalação, na rede de esgotos sanitários, não deve 
exceder a quantidade que, se fosse diluída no volume médio 
mensal de esgoto liberado pela instalação, resultasse numa 
concentração média igual aos valores especificados na Coluna1, Tabela II.1 do Anexo II.
Gerência de rejeitos radioativos
 O Art. 31 delibera sobre a dispensa incondicional de rejeitos sólidos, que só pode ser 
realizada no sistema de coleta de resíduo urbano e deve ter sua atividade específica ou 
total limitada aos valores estabelecidos no Anexo VI, para cada radionuclídeo. Seu 
parágrafo único diz: para os radionuclídeos que não constem na Tabela do Anexo VI, o 
nível de dispensa deverá ser aprovado pela CNEN, mediante consulta formal feita pelo 
titular da instalação.
 O Art. 32 delibera sobre frascos, seringas e outros recipientes 
que tenham contido líquidos radioativos que só podem ser 
dispensados no sistema de coleta de resíduos de serviços de 
saúde ou resíduo urbano após a remoção de qualquer líquido 
radioativo remanescente. Em seu parágrafo único, diz: o 
líquido radioativo residual só pode ser eliminado na rede de 
esgotos em conformidade com os requisitos estabelecidos no 
Art. 30 desta norma.
Gerência de rejeitos radioativos
Transferência de rejeitos radioativos
 A Seção IX da Norma NN 8.01 trata da transferência de rejeitos radioativos.
 O Art. 38 delibera sobre toda exportação de rejeito radioativo, sob qualquer forma e 
composição química, em qualquer quantidade, que só pode ser efetivada mediante 
autorização prévia da CNEN.
 O Art. 39 delibera sobre a proibição da importação de rejeitos radioativos.
 O Art. 40 delibera sobre a admissão temporária de rejeitos radioativos no país, para fins de 
tratamento, é permitida mediante autorização prévia da CNEN.
 O Art. 41 delibera sobre a transferência, no país, de rejeitos 
radioativos de uma instalação que é permitida, 
exclusivamente, para locais determinados pela CNEN.
Gerência de rejeitos radioativos
Registros e inventários
 A Seção X da Norma NN 8.01 trata dos registros e inventários.
Art. 42 delibera sobre toda instalação que deve manter um sistema atualizado de registro de 
rejeitos radioativos, abrangendo:
 A identificação do tipo de rejeito, sua origem e a localização da 
embalagem que o contém.
 A procedência e o destino do rejeito radioativo.
 A data de ingresso dos volumes no depósito.
 Os radionuclídeos presentes em cada volume, respectivas 
atividades e atividade total.
 A taxa de dose máxima em contato com a superfície.
Gerência de rejeitos radioativos
 A data estimada para que se alcance o nível de dispensa, se aplicável.
 As dispensas de rejeitos realizadas, particularizando as atividades diárias liberadas.
 As transferências externas e internas.
 Outras informações pertinentes à segurança.
 O Art. 43 delibera sobre o registro da dispensa de rejeitos que deve ser mantido atualizado. 
Quando os rejeitos radioativos estiverem armazenados para decaimento, o registro deve 
especificar a data estimada para dispensa.
 O Art. 44 delibera sobre qualquer modificação ou correção realizada nos dados constantes 
nos registros que deve ser claramente justificada e documentada.
 O Art. 45 delibera sobre os registros, bem como os 
documentos relativos às suas correções, que devem ser 
mantidos na instalação.
Gerência de rejeitos radioativos
 O Art. 46 delibera sobre o controle de inventário de todo rejeito radioativo, que, de acordo 
com formulário exemplificado no Anexo III, deve estar disponível na instalação para 
avaliação durante inspeções da CNEN ou para ser enviado quando solicitado, até o 
descomissionamento da instalação.
Gerência de rejeitos radioativos
Em relação à gerência de rejeitos radioativos, qual é a obrigação dos hospitais e clínicas de 
medicina nuclear?
Interatividade
O registro da dispensa de rejeitos deve ser mantido atualizado. Quando os rejeitos radioativos 
estiverem armazenados para decaimento, o registro deve especificar a data estimada 
para dispensa.
Resposta
Transporte de materiais radioativos
 A Norma CNEN NN 5.01 – Regulamento para o Transporte Seguro de Materiais Radioativos 
– estabelece requisitos de segurança e proteção radiológica para o transporte de materiais 
radioativos. Contém 8 capítulos, 209 artigos, 6 anexos, 7 figuras e 12 tabelas.
 O Art. 1º diz que essa norma foi aprovada pela Comissão Deliberativa da Comissão Nacional 
de Energia Nuclear, conforme expresso na Ata de Reunião da Sessão de CD n. 665, de 05 
de março de 2021.
Transporte de material radioativo
A regulamentação, no Brasil, é feita pela Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) por 
meio da Norma CNEN-NN-5.01, mas também é realizada por outros organismos (em 
conformação com a CNEN), que regulam os transportes modais (categorias que existem 
considerando o meio por onde o deslocamento acontece) no país, que são:
 Agência Nacional de Transporte Terrestre (ANTT), por meio da Resolução n. 420, de 
12/02/2004.
 Agência Nacional de Transporte Aquático (ANTAQ), por meio da Resolução 2239, de 
15/09/2011.
 Agência Nacional de Aviação Civil (ANAC), por meio da RBAC 
175, Emenda 03, Resolução 608, de 11/02/2021.
Transporte de material radioativo
 Marinha do Brasil – Diretoria de Portos e Costas, Normas da Autoridade Marítima para 
Embarcações Empregadas na Navegação em Mar Aberto (NORMAM-01, 02 e 29/DPC),
de 2005.
 Conselho Nacional do Meio Ambiente (CONAMA), Resolução 237, Lei Complementar n. 140, 
de 08/12/2011, Instrução Normativa 05.
 Ministério do Transporte (TEM), NR 29, publicada em 22/10/2020, atualizada em 26/04/2022.
Transporte de material radioativo
Sistema de gestão
 O Art. 16 da Seção II da Norma NN 5.01 delibera sobre um sistema de gestão aceitável que 
deve ser feito pela CNEN, contemplando projeto, fabricação, ensaios, documentação, uso, 
manutenção, serviços, inspeção de material radioativo sob forma especial, material de baixa 
dispersividade e volumes, operações de transporte e armazenamento em trânsito, em 
conformidade com a norma.
 O Art. 17 da Seção II da Norma NN 5.01 delibera sobre a comprovação das implementações 
do projeto (DRS/CNEN).
 O Art. 18 da Seção II da Norma NN 5.01 delibera sobre as 
inspeções da CNEN durante a fabricação, uso, manutenção ou 
reparo de embalagens, que devem ser facilitadas pelo 
fabricante, expedidor ou usuário.
Transporte de material radioativo
Treinamento
 O Art. 19 da Seção III da Norma NN 5.01 delibera sobre o treinamento que trabalhadores 
envolvidos nas operações de transporte de materiais radioativos devem receber, 
em relação à proteção radiológica e limitações da exposição em função de 
atividades e responsabilidades.
 O Art. 20 da Seção III da Norma NN 5.01 delibera sobre o 
treinamento que devem receber os trabalhadores que 
classificam, embalam, apresentam ou recebem materiais 
radioativos durante o transporte, marcam, identificam ou 
rotulam embalagens ou volumes, carregam, sinalizam ou 
descarregam unidades de transporte, equipamentos a 
granel ou contentores, ou que, de outro modo, atuem 
diretamente no transporte.
Transporte de material radioativo
Garantia de conformidade
 O Art. 21 da Seção IV da Norma CNEN 5.01 delibera que a CNEN assegurará a segurança 
das operações de transporte, verificando o cumprimento dos requisitos de segurança, a 
conformidade do programa de proteção radiológica e avaliando as doses de radiação 
recebidas pelas pessoas em decorrência das atividades de transporte de 
materiais radioativos.
Resposta a emergências
 O Art. 22 da Seção 5 da Norma NN 5.01 delibera sobre a 
proteção de pessoas, propriedade e meio ambiente no caso 
de acidente ou incidentes durante o transporte de materiais 
radioativos, em conformidade com o Plano de Emergência 
Setorial publicado pela DRS/CNEN e demais órgãos com 
competência reguladora na área de transporte.
Transporte de material radioativo
Classificação de materiais
Dos materiais de baixa atividade específica
 A Subseção I da Seção II do Art. 31 da Norma NN 5.01 delibera que os materiais radioativos 
somente poderão ser classificados como materiais de Baixa AtividadeEspecífica (BAE) 
quando atendidas as condições estabelecidas nos artigos 31, 32, 33 e os requisitos para 
transporte de materiais BAE e OCS estabelecidos nos artigos 35, 37-III, § 1º e 2º, 92, 93 e 
94 da norma.
 A Subseção I da Seção II do Art. 32 da Norma NN 5.01 delibera que os materiais BAE devem 
ser classificados em um de três grupos, quais sejam:
Transporte de material radioativo
Materiais BAE-I:
 Incluem minérios de urânio e tório, seus concentrados e outros que contêm radionuclídeos 
de ocorrência natural;
 Incluem urânio natural e empobrecido, tório natural e seus compostos sólidos e líquidos e 
suas misturas, não irradiados e em formato sólido ou líquido;
 Incluem materiais radioativos para os quais o valor básico de atividade A2 não é limitado, 
excluem materiais físseis não exceptivos de acordo com o Art. 40;
 Incluem os materiais em que a atividade é uniformemente 
distribuída e a atividade específica média estimada não 
excede 30 vezes os valores de concentração de atividade 
isenta (Tabela II), excluem materiais físseis não exceptivos, 
conforme Art. 41.
Transporte de material radioativo
Materiais BAE-II:
 Incluem a água com concentração de trício até 0,8 TBq/L;
 Incluem material cuja atividade é uniformemente distribuída e a atividade específica média 
estimada não exceda 10-4A2/g para sólidos e gases ou 10-5A2/g para líquidos;
Materiais BAE-III:
 Incluem material distribuído em um sólido ou conjunto de objetos sólidos, ou uniformemente 
em um material aglutinante compacto sólido;
 Incluem material de atividade específica média estimada do 
sólido, excluem quaisquer materiais de blindagem que não 
exceda 2x10-3A2/g.
Transporte de material radioativo
Objetos Contaminados na Superfície (OCS)
 A Subseção II da Seção II do Art. 36 da Norma NN 5.01 delibera que os materiais podem ser 
classificados como OCS quando atendem as condições descritas nos Art. 35, 37, 92, 93, 94.
 A Subseção II da Seção II do Art. 37 da Norma NN 5.01 delibera que os Objetos 
Contaminados na Superfície (OCS) sejam classificados em um de três grupos, a saber:
 Os OCS I compõem a classe de objetos sólidos contaminados na superfície:
 Na qual a contaminação não exceda a 4 Bq/cm2 para 
emissores beta e gama e emissores alfa de baixa toxidade, ou 
0,4 Bq/cm2 para demais emissores alfa.
Transporte de material radioativo
 Para o qual a contaminação não exceda 8x105 Bq/cm2 para emissores beta e gama e 
emissores alfa de baixa toxidade, ou 8x104 Bq/cm2 para todos os demais emissores 
do tipo alfa.
 A Subseção II da Seção II do Art. 38 da Norma NN 5.01 delibera que o conteúdo radioativo 
num único volume de OCS não deverá exceder a taxa de dose especificada no Art. 34, e a 
atividade num único volume não deverá exceder os limites de atividade para transporte, 
conforme especificado no Art. 94.
Responsabilidades durante o transporte
 O Art. 126 do Capítulo VI da Norma NN 5.01 esclarece que o 
material radioativo só pode ser transportado quando tiver sido 
marcado, rotulado, assinalado por placas de aviso, descrito e 
certificado num documento de transporte de forma adequada e 
que cumpra as demais condições de transporte exigidas.
Transporte de material radioativo
Responsabilidades do expedidor
O Art. 127 da Subseção I, Seção I da Norma NN 5.01 delibera que o expedidor deverá incluir 
na documentação de transporte para cada expedição a identificação do expedidor e do 
destinatário, seus nomes e endereços, bem como:
 Número das Nações Unidas (UN) atribuído ao material;
 Nome apropriado para embarque;
 Número da classe “7” da relação de produtos perigosos das Nações Unidas;
 O registro, entre parêntesis, de cada número de classe ou 
divisão de perigo subsidiário correspondente a cada rótulo de 
perigo que deve ser aplicado, quando foram designados, após 
o número da classe de risco primário;
Transporte de material radioativo
 O nome ou o símbolo de cada radionuclídeo ou misturas de radionuclídeos, uma descrição 
geral apropriada ou uma lista dos nuclídeos mais restritivos;
 Descrição da forma física e química (pode ser genérica) do material, ou indicação de que se 
trata de material radioativo sob forma especial ou material radioativo de dispersividade;
 Atividade máxima expressa em Bq, para material físsil, a massa em gramas pode ser usada 
em vez de unidade de atividade.
 Categoria do volume, sobreembalagem ou contêiner de carga, ou seja, I-Branca, II-Amarela 
ou III-Amarela;
 Índice de Transporte (IT) somente para as categorias II-
Amarela e III-Amarela;
 No caso de material físsil:
Transporte de material radioativo
 Quando embarcado de acordo com uma exceção dos incisos I, II, III, IV, V e VI do Art. 41, 
referir-se àquele artigo;
 Massa total de nuclídeos físseis, quando embarcados de acordo com os incisos III, IV e V 
do Art. 41;
 Quando contido num volume ao qual se aplica um dos itens (a), (b) e (c) do Art. 75 ou Art. 78 
da Norma CNEN-NN-5.05, referir-se aos citados artigos;
 ISC, quando aplicável;
 Marca de identificação da CNEN para cada certificação de aprovação, conforme 
aplicável à expedição;
 Para expedições de mais de um volume, as informações 
exigidas nos itens de I a XI deverão ser fornecidas 
para cada volume.
Transporte de material radioativo
 Quando for requerido que uma expedição seja embarcada em regime de uso exclusivo, 
deverá constar a declaração: “TRANSPORTE SOB USO EXCLUSIVO”.
 Para BAE-II, BAE-III, OCS-I, OCS-II e OCS-III, a atividade total da expedição deve ser um 
múltiplo de A2, e, para os materiais cujo A2 é ilimitado, o múltiplo de A2 deve ser zero.
 O Art. 128 da Subseção I, Seção I da Norma NN 5.01 delibera que o expedidor deve manter 
cópia de cada certificado de aprovação exigido, bem como das instruções relativas ao 
fechamento apropriado do volume e outros preparativos para o embarque da expedição.
 O Art. 129 da Subseção I, Seção I da Norma NN 5.01 delibera que não é obrigatório os 
certificados acompanharem a expedição, mas o expedidor deve estar preparado para 
fornecê-los tanto no carregamento, descarregamento, como no transbordo.
Transporte de material radioativo
 Rótulos. A) Categoria I-Branca (fundo em branco, trifólio e letras em 
preto e barra da categoria em vermelho). B) Categoria II-Amarela 
(fundo: parte superior em amarelo e parte inferior em branco, trifólio e 
letras em preto e barras da categoria em vermelho). C) Categoria III-
Amarela (fundo: parte superior em amarelo e parte inferior em 
branco, trifólio e letras em preto e barras da categoria em vermelho). 
D) Rótulo para o índice de segurança de criticalidade (fundo em 
branco, letras e linhas em preto). 
Transporte de material radioativo
Fonte: CNEN (2021).
 Placa de aviso para tanques e contêineres. A palavra 
radioativo pode ser substituída pelo correspondente N da ONU 
(a parte superior do fundo em amarelo e a parte inferior em 
branco, o trifólio e as letras em preto).
Transporte de material radioativo
Fonte: CNEN (2021).
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ATÉ A PRÓXIMA!