RISCOS FÍSICOS AULA 4

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AULA 4 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
HIGIENE DO TRABALHO – 
RISCOS FÍSICOS 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
Prof. Adalberto dos Santos 
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TEMA 1 – RADIAÇÕES IONIZANTES – CONCEITOS GERAIS 
A radiação é formada com base na geração de um campo elétrico, 
oscilando em relação ao tempo. É criado também perpendicularmente a ele um 
campo magnético, temporalmente variável. Isso, por definição, é chamado de 
onda ou radiação eletromagnética (Halliday; Walker; Resnick, 2009). 
As radiações são produzidas por processos de ajustes que ocorrem no 
núcleo ou nas camadas eletrônicas, ou pela interação de outras 
radiações ou partículas com o núcleo ou com o átomo. Exemplos: 
radiação beta e radiação gama (ajuste no núcleo), raios X característico 
(ajuste na estrutura eletrônica), raios X de freamento (interação de 
partículas carregadas com o núcleo) e raios delta (interação de 
partículas ou radiação com elétrons das camadas eletrônicas com alta 
transferência de energia). (Tauhata et al (2014, p. 15) 
É importante salientar que uma radiação é de fato considerada ionizante, 
a partir do momento que a própria radiação é capaz de arrancar um elétron de um 
átomo ou de uma molécula, através da sua ligação por força elétrica. Do contrário, 
é considerada não ionizante, de acordo com Okuno e Yoshimura (2010). Esse 
conceito aqui explicado é essencial para o entendimento do princípio físico da 
radiação ionizante. 
As radiações eletromagnéticas ionizantes de interesse nesta etapa são os 
raios X e a radiação gama. Por definição, para Tauhata et al. (2014), raio X é a 
radiação eletromagnética de alta energia que tem origem na eletrosfera, ou ainda 
no freamento de partículas carregadas no campo eletromagnético do núcleo 
atômico, ou ainda dos elétrons. 
 
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Figura 1 – Exemplo de aplicação de raios-X 
 
 
Crédito: Alona Siniehina/Shutterstock. 
Esquematicamente, temos a seguir um tubo emissor de raios-X. 
 
Figura 2 – Diagrama simplificado de um tubo de raios-X 
 
Crédito: Davi Souza. 
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Após o aquecimento do filamento, gera-se a emissão de elétrons que são 
acelerados, devido à diferença de potencial entre os eletrodos (cátodo e ânodo). 
No ato da passagem ao atingimento do alvo de metal (que deve possuir como 
característica, um alto ponto de fusão), produz raios-X (Okuno; Yoshimura, 2010). 
Já a radiação gama, Tauhata et al. (2014) explicam que, quando um núcleo 
decai por emissão de radiação alfa ou beta, existe uma alocação que os(as) 
autores(ras) chamam de estados excitados. Esses estados excitados são 
decorrentes de uma força de seus núcleos residuais estarem fora de equilíbrio. O 
fator causador desse desequilíbrio gera o decaimento do seu núcleo atômico. 
Dessa forma, para alcançar o estado fundamental, gera a emissão de uma 
energia excedente sob a forma de radiação eletromagnética, denominada 
radiação gama (ɣ). 
 
Figura 3 – Representação da emissão da radiação gama (ɣ) pelo núcleo 
 
Crédito: Davi Souza. 
TEMA 2 – FONTES DE RADIAÇÕES IONIZANTES 
De acordo com Tauhata et al (2014), as fontes de radiações ionizantes 
podem ser classificadas em: 
• Fontes artificiais; 
• Fontes naturais. 
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Sobre as fontes naturais, elas remontam desde o início da forma do 
Planeta Terra (Tauhata et al., 2014). 
 
Devido ao processo de captura rápida de nêutrons durante o processo 
de explosão da supernova, a maioria dos núcleos dos elementos 
químicos sintetizados são instáveis. Num intervalo pequeno de tempo 
muitos deles se tornam estáveis ao emitir radiações, por terem a meia- 
vida muito pequena. Os nuclídeos de meia-vida longa podem compor, 
juntamente com os estáveis, os objetos cósmicos e a crosta terrestre, 
por mecanismo de acumulação gradual. O 40K, o 238U e 232Th 
contribuem, juntamente com os radionuclídeos originados pelo seus 
decaimentos (ver Famílias Radioativas) e os cosmogênicos, para a 
radioatividade natural da crosta terrestre. O urânio consiste de 2 
isótopos: 99,28% de 238U e 0,7% de 235U. A meia-vida do 238U é de 
4,67.109 anos e a do 235U de 7.1.108 anos. Existem estudos mostrando 
que, há cerca de 5 bilhões de anos, as quantidades de 238U e 235U 
deveriam ter sido iguais, indicando que esses elementos foram 
formados entre 4 e 6.109 anos, que é a idade estimada de formação dos 
elementos na Terra e do sistema solar. (Tauhata et al., 2014, p. 42) 
 
Sobre as fontes artificiais, atualmente no país as instalações radiativas são 
concentradas nas áreas da medicina, indústria, pesquisas, distribuição e de 
serviços (Tauhata et al., 2014). 
Figura 4 – Instalações radiativas no Brasil 
 
Crédito: Tauhata et al., 2014. 
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Aceleradores de partícula e tubos de raios-X se destacam entre as fontes 
geradoras artificias de radiação. 
Vamos elencar algumas das aplicações industriais de interesse deste 
estudo (fontes radioativas ou aceleradores), para que possamos compreender 
sua natureza, visando sempre implantar medidas de controle para mitigar os 
efeitos resultantes da radiação ionizante. 
• Esterilização por irradiação: Okuno e Yoshimura (2010) tratam de um 
processo comumente utilizado pela indústria de alimentos. Esse processo 
visa justamente reduzir ou erradicar o crescimento e concentração de micro-
organismos presentes nos alimentos, visando aumento da vida de 
prateleira. Ainda para Tauhata et al. (2014), nesse processo não há contato 
direto com o alimento com o material radioativo. Essa atividade é regulada 
no Brasil pela Anvisa. Exemplos de alimentos que passam por esse 
processo são: frutas, verduras, peixes, especiarias, dentre outros. Outra 
utilização muito decorrente segundo esses autores é na área de materiais 
cirúrgicos, hospitalares e na área de cosméticos. 
Figura 5 – Exemplo de variação de população de microrganismos, com a dose 
de radiação que são submetidos 
 
 
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• Controle de processos industriais: um destaque, notadamente, é a 
indústria de bebidas, química e saneantes, que faz uso de fontes seladas. 
Tauhata et al. (2014) explicam que o entendimento de fonte selada, de 
forma simplista, é aquela fonte em que o material radioativo está selado, 
sem permitir contato exterior. O principio de funcionamento da fonte está 
exemplificado na figura a seguir: 
Figura 6 – Controle de espessura com uso de fonte radioativa 
 
Crédito: Davi Souza. 
Okuno e Yoshimura (2010) explicam que esse método de controle está 
associado a um mecanismo de feedback. Um intertravamento elétrico, por 
exemplo, pode ser utilizado para interromper o funcionamento do mecanismo, 
caso o limite medido esteja fora do padrão estabelecido. Ainda para esse autor, 
geralmente são escolhidas fontes de meia vida longa e de baixa atividade. Dessa 
forma, gera-se um controle da fonte que minimiza a exposição laboral. 
• Radiografia industrial: Tauhata et al (2014) explicam que a radiografia 
industrial e comumente utilizada para checagem de soldas em tubulações 
e estruturas de concreto; 
• Perfilagem de petróleo: em bases de prospecção de petróleo. 
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 TEMA 3 – EFEITOS DA RADIAÇÃO IONIZANTE NO HOMEM 
Para Tauhata et al. (2014), as formas e tipos de radiação são explicadas a 
seguir: 
A correlação entre a exposição à radiação ionizante e os efeitos 
biológicos induzidos no homem foi estabelecida, inicialmente, pela 
observação de efeitos danosos em pessoas nas primeiras exposições 
com raios X, e em exposições com radionuclídeos sofridas pelos 
pioneiros das descobertas sobre radioatividade. Entretanto, para o seu 
detalhamento, foi necessária a adoção de modelos de exposição e 
hipóteses baseadas em extrapolações, uma vez que dependia 
claramente, da quantidade, forma e período de exposição, bem como 
de expectativas de concretização dos efeitos, em termos de sua 
observação, no tempo. Isto porque os dados experimentais disponíveis 
eram relacionados a exposições com doses elevadas, a acidentes 
radiológicos, às observações nas vítimasde Hiroshima e Nagasaki ou a 
experiências com cobaias. As conclusões dos estudos iniciais poderiam 
ter comparações e confirmações diretas em pacientes submetidos a 
tratamento de radioterapia ou em experiências em cobaias, onde 
propositadamente as doses são elevadas. Entretanto, para o 
estabelecimento de recomendações de segurança para o trabalho 
rotineiro com a radiação ionização em suas diversas aplicações, aonde 
as doses são mantidas duas a quatro ordens de grandeza menores que 
as anteriormente citadas, a observação dos efeitos biológicos fica 
ofuscada pela ocorrência de muitos outros efeitos, provocados por 
outros agentes físicos ou químicos, inclusive ambientais. Um modelo 
conservativo em termos de proteção radiológica seria a correlação linear 
entre dose e efeito, mesmo para baixos valores de dose. Este modelo, 
utilizado até hoje, se baseia numa extrapolação para doses muito 
baixas, do ajuste da curva obtida entre dose e efeitos biológicos 
observados em valores elevados (Tauhata et al., 2014, p. 111). 
Okuno e Yoshimura (2010) explicam que a diferença nos efeitos ao homem 
quanto à dosagem recebida (alta ou baixa) está intrinsecamente ligada a 
somatório das células que sofreram danos por conta da radiação. 
Resumidamente, esses autores citam que, com doses baixas, poucas 
células morrem e seus efeitos são de longo prazo. Ao contrário, com as doses 
altas, muitas células morrem. Quanto maior a dose, maior é o dano à saúde. 
Tanto no caso de doses altas como doses baixas, o corpo irradiado pode 
apresentar os efeitos estocásticos muitos anos depois, os quais sempre 
são tardios, e a probabilidade do efeito ocorrer e tanto maior quanto 
maior for a dose. Resumidamente, podemos dizer que, quando a 
radiação passa pela célula, ela pode: 1) não depositar nenhuma energia 
e sair dela; 2) depositar energia e causar danos, os quais podem ser: a) 
reparados corretamente, e tudo fica como antes; b) não reparados, 
nesse caso as células podem ou não morrer. i) se poucas morrerem, o 
tecido ou órgão pode nem ressentir. O organismo encarrega-se de 
eliminar as células mortas. Se muitas células morrerem, o tecido ou 
órgão pode funcional mal, quando se detectam as reações teciduais; ii) 
as células danificadas não reparadas ou mal reparadas e que não 
morreram continuam multiplicando-se e, futuramente, pode-se descobrir 
ali a origem de um efeito estocástico – câncer. (Okuno; Yoshimura, 
2010, p. 221) 
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TEMA 4 – DETECTORES DE RADIAÇÃO IONIZANTE 
Okuno e Yoshimura (2010) explicam que, durante a aplicação de radiação 
ionizante, se torna necessário o uso de equipamentos que consigam detectar a 
sua presença, também sendo igualmente necessária a proteção radiológica. 
Esses mesmos autores comentam que os detectores de radiação, em suma, 
funcionam como uma espécie de transdutor. 
Detector de radiação é um dispositivo que, colocado em um meio onde 
exista um campo de radiação, seja capaz de indicar a sua presença. 
Existem diversos processos pelos quais diferentes radiações podem 
interagir com o meio material utilizado para medir ou indicar 
características dessas radiações. Entre esses processos os mais 
utilizados são os que envolvem a geração de cargas elétricas, a geração 
de luz, a sensibilização de películas fotográficas, a criação de traços 
(buracos) no material, a geração de calor e alterações da dinâmica de 
certos processos químicos. Normalmente um detector de radiação é 
constituído de um elemento ou material sensível à radiação e um 
sistema que transforma esses efeitos em um valor relacionado a uma 
grandeza de medição dessa radiação. (Tauhata et al., 2014, p. 185) 
Em relação ao princípio físico da transdução, Okuno e Yoshimura (2010) 
explicam que a região que produz o sinal denomina-se volume sensível. Nessa 
região, detectando-se radiação no local que se mede é um contador. Por exemplo, 
temos o contador Geiger-Müller. 
Figura 7 – Exemplo de contador Geiger-Müller 
 
Crédito: Satakorn/Shutterstock. 
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Esse aparelho é aplicado em uma tensão e sua mistura de gases recebe 
uma carga ionizante que gera reação em cadeia. Observando-se essas 
reações, consegue-se medir o valor da radiação do momento. Por outro lado, 
uma deficiência desse aparelho é que ele não consegue distinguir diferentes 
radiações. 
Figura 8 – Exemplo de contador Geiger-Müller 
 
Crédito: Satakorn/Shutterstock. 
Já os dosímetros são medidores desenvolvidos para medição de radiação 
no corpo humano. 
Vários profissionais que executam suas atividades laborais usam um 
dosímetro sobre seu uniforme, para medir a quantidade de radiação à qual eles 
ficam expostos. 
 
 
 
 
 
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Figura 9 – Exemplo de dosímetro sobre o uniforme 
 
 
Crédito: Sukan Saythong/Shutterstock 
A escolha sobre o modelo de medidor mais apropriado, de acordo com sua 
aplicação, se dá por meio do tipo de informação desejada. Esse tipo de 
informação é de fundamental importância (Okuno; Yoshimura, 2010). 
 
Conforme a finalidade pode-se desejar somente informações sobre o 
número de contagens, ou energia da radiação detectada. Em alguns 
casos se busca a relação com a dose absorvida, tempo vivo de medição 
ou distribuição em energia. O processamento dessa informação 
depende do detector escolhido e do mecanismo pelo qual a informação 
é coletada. (Tauhata et al., 2014, p. 184) 
 
 
 
 
 
 
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Figura 10 – Outro exemplo de dosímetro 
 
Crédito: Presslab/Shutterstock. 
A eficiência de um detector está, normalmente, associada ao tipo e à 
energia da radiação e é, basicamente, a capacidade do detector de 
registrá-la. A eficiência de um detector pode ser definida de duas formas: 
eficiência intrínseca e eficiência absoluta. O registro de cada radiação 
no detector representa um sinal, que pode ser um pulso, um buraco, um 
sinal de luz, ou outro sinal qualquer, dependente da forma pela qual a 
radiação interage com o detector e dos subprodutos mensuráveis 
gerados. Nota: Um detector pode ser considerado um transdutor, pois 
transforma um tipo de informação (radiação) em outro, que pode ser um 
sinal elétrico, luz, reação química etc. (Tauhata et al., 2014, p. 182) 
TEMA 5 – MEDIDAS DE CONTROLE SOBRE OS EFEITOS DA RADIAÇÃO 
IONIZANTE 
Desde que surgiram as primeiras preocupações com a possibilidade das 
radiações ionizantes induzirem detrimentos à saúde humana, 
apareceram os métodos de produção, caracterização e medição da 
radiação, bem como de definição de grandezas que expressassem com 
realismo a sua interação com o tecido humano. Obviamente que o 
objetivo final era estabelecer a correlação dos valores de tais grandezas, 
entre si e com os riscos de detrimento. Outra questão que interferiu 
bastante foi o fato dos detectores de radiação nem sempre expressarem 
seus valores dentro da definição das grandezas escolhidas. Por 
exemplo, como se pode conectar a densidade óptica de um filme 
dosimétrico com a grandeza dose absorvida de radiação? Como 
associar uma leitura obtida num ponto no ar por um detector à gás com 
o efeito biológico que seria produzido num órgão de uma pessoa que ali 
estivesse postada? Além dessas questões surgiram aspectos técnicos 
associados às técnicas de medição e aos detectores utilizados. É que 
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para cada grandeza definida, é preciso definir padrões que servirão 
como valores de referência para as calibrações. Dentre as diversas 
grandezas, algumas seriam melhor utilizadas devido à existência de 
métodos alternativos, absolutos e relativos, de medição, sustentados 
por equipamentos de melhor desempenho metrológico. (...). Dose 
Absorvida e o Kerma são medidos em gray (Gy), a Dose Equivalente, 
Dose Efetiva, Dose Equivalente Comprometida, são avaliadas em 
sievert (Sv) (Tauhata et al., 2014, p. 147) 
Sobre as medidas de controle, antes é importante compreender as 
grandezas radiológicas (Okuno; Yoshimura, 2010). 
As grandezas a serem mensuradas, de acordo com Tauhata et al (2014) 
são: 
• Atividade radioativa:o É o calculo obtido através da divisão entre o número x̅ de transformações do 
núcleo espontâneas e o intervalor de tempo. 
 
 
 
 
Onde: 
𝑑𝑑𝑑𝑑 
𝐴𝐴 = 
𝑑𝑑𝑑𝑑 
 
(𝐵𝐵𝐵𝐵 = 𝑠𝑠−1) 
𝑑𝑑 – núcleos radioativos sendo medidos na presente amostra. 
𝐵𝐵𝐵𝐵 – Becquerel é a unidade de medida. 
𝑠𝑠−1 – é uma transformação por segundo, denotada por 𝑠𝑠−1 
Importante: em alguns livros e medidores, podemos encontrar a unidade 
curie 𝐶𝐶𝐶𝐶, que significa o número de transformações do núcleo por tempo 
relacionada a 1 grama de 226Ra, sendo: 1 𝐶𝐶𝐶𝐶 = 3,7 𝑥𝑥 1010 𝐵𝐵𝐵𝐵 
• Fluência: 
o É o calculo obtido através da divisão entre o número de 
partículas incidentes sobre a esfera de seção da área, em m². 
 
 
 
 
Onde: 
𝑑𝑑𝑑𝑑 
Φ = 
𝑑𝑑𝑑𝑑 
 
 
(𝐵𝐵𝐵𝐵 = 𝑚𝑚−2) 
 
 
 
 
14 
 
 
𝑑𝑑 – partículas recebidas, transferidas ou emitidas na medição de 
nêutrons. 
• Exposição: 
o Valor é o calculo obtido por meio do quociente do valor absoluto da 
carga total de íons produzidos no ar, quando todos os elétrons são freados 
em ar: 
 
𝑑𝑑𝑑𝑑 
𝑋𝑋 = 
𝑑𝑑𝑚𝑚 (𝐶𝐶. 𝑘𝑘𝑘𝑘−1) 
 
 
A unidade especial Roentgen (R) está relacionada com a unidade do SI: 
(𝐶𝐶. 𝑘𝑘𝑘𝑘−1) 1 𝑅𝑅 = 2,58 𝑥𝑥 10−4 𝐶𝐶. 𝑘𝑘𝑘𝑘−1 
 
• Dose absorvida: 
o Relação entre a energia absorvida e a massa do volume do 
material atingido, sendo uma função num ponto de interesse: 
 
𝑑𝑑εx̅ 
D = 
𝑑𝑑𝑚𝑚 
 
((𝐽𝐽. 𝑘𝑘𝑘𝑘−1) = 𝐺𝐺𝐺𝐺𝑑𝑑𝐺𝐺 = 𝐺𝐺𝐺𝐺) 
 
Onde: 𝑑𝑑ε x̅ - energia média depositada pela radiação no ponto P de 
interesse, num meio de massa 𝑑𝑑𝑚𝑚 
Importante: Em alguns livros e medidores, podemos encontrar a unidade 
rad que significa “radiation absorved dose”, que em relação ao Gray = 100. 
 
• Dose absorvida comprometida: 
o É a integral no tempo da taxa de dose absorvida no tempo por um 
período t após a incorporação: 
 
 
𝑑𝑑0+ τ 
𝑑𝑑𝑑𝑑(𝑑𝑑) 
𝑑𝑑(τ) ∫ 𝑑𝑑𝑑𝑑 
𝑑𝑑𝑑𝑑 
 
((𝐽𝐽. 𝑘𝑘𝑘𝑘−1) = 𝐺𝐺𝐺𝐺𝑑𝑑𝐺𝐺 = 𝐺𝐺𝐺𝐺) 
15 
 
 
𝑑𝑑0 
 
Onde: 𝑑𝑑0 é o instante de incorporação, 𝑑𝑑𝑑𝑑(𝑑𝑑) é a taxa de dose absorvida e 
𝑑𝑑𝑑𝑑 
τ é o tempo da absorção das substâncias radioativas. 
 
• Dose equivalente comprometida num tecido: 
o É a integral no tempo da taxa de dose equivalente absorvida no 
tempo por um período t após a incorporação: 
 
 
𝑑𝑑0+ τ 
𝐻𝐻𝑑𝑑(τ) ∫ 𝐻𝐻𝑑𝑑 (𝑑𝑑). 𝑑𝑑𝑑𝑑 
𝑑𝑑0 
Onde: 𝑑𝑑0 é o instante de incorporação e a unidade é o 𝑠𝑠𝐶𝐶𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝑠𝐺𝐺𝑑𝑑 = 𝑆𝑆𝑠𝑠 
 
• Dose efetiva coletiva: 
o Expressa em 𝑚𝑚𝑑𝑑𝑚𝑚. 𝑆𝑆𝑠𝑠 
 
É a expressão da dose efetiva total de radiação recebida por uma 
população ou grupo de pessoas, definida como o produto do número de 
indivíduos expostos a uma fonte de radiação ionizante pelo valor médio 
da distribuição de dose efetiva desses indivíduos. A dose coletiva 
é utilizada para avaliar o quanto uma determinada prática com uso de 
radiação ionizante expõe um grupo específico da população, ou de 
indivíduos ocupacionalmente expostos, num determinado período ou 
localidade, por exemplo, Tomografia computadorizada do coração, 
trabalhadores em centrais nucleares) (Tauhata et al. (2014, p. 155) 
Uma vez entendidos os parâmetros de medição, agora podemos tratar 
sobre as ações e os instrumentos de proteção radiológica. 
 
O princípio básico da proteção radiológica ocupacional estabelece que 
todas as exposições devem ser mantidas tão baixas quanto 
razoavelmente exequíveis (ALARA: As Low As Reasonably Achievable). 
Estudos epidemiológicos e radiobiológicos em baixas doses mostraram 
que não existe um limiar real de dose para os efeitos estocásticos. 
Assim, qualquer exposição de um tecido envolve um risco 
carcinogênico, dependendo da radiossensibilidade desse tecido por 
unidade de dose equivalente (coeficiente de risco somático). Além disso, 
qualquer exposição das gônadas pode levar a um detrimento genético 
nos descendentes do indivíduo exposto. O princípio ALARA estabelece, 
portanto, a necessidade do aumento do nível de proteção a um ponto 
tal que aperfeiçoamentos posteriores produziriam reduções menos 
significantes do que os esforços necessários. A aplicação desse 
princípio requer a otimização da proteção radiológica em todas as 
situações onde possam ser controlados por medidas de proteção, 
particularmente na seleção, planejamento de equipamentos, operações 
e sistemas de proteção. Os esforços envolvidos na proteção e o 
detrimento da radiação podem ser considerados em termos de custos; 
desta forma uma otimização em termos quantitativos pode ser realizada 
16 
 
 
com base numa análise custo-benefício. Na Figura [...] faz-se uma 
representação esquemática desta análise, utilizando como parâmetro a 
dose coletiva. (Tauhata et al. 2014, p. 155) 
Figura 11 – Descrição esquemática do método análise custo benefício para 
otimização da proteção radiológica 
 
Saiba mais 
REGRAS PRÁTICAS DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA 
Equipamentos e instalações 
a. Utilizar o equipamento de proteção individual adequado: luvas, avental, 
óculos, máscara etc.; 
b. Utilizar os instrumentos de monitoração durante todo o trabalho: caneta 
dosimétrica, monitor individual (filme ou TLD), monitor de área, monitor de 
contaminação superficial, etc.; 
c. Manter limpo e em ordem a área (ou laboratório) onde se trabalha com 
17 
 
 
material radioativo; 
d. As áreas onde se trabalha com material radioativo devem ser isoladas e 
bem sinalizadas; 
e. Manipular o material radioativo em local adequado e com sistema de 
exaustão apropriado: capelas, células quentes, caixas de luvas etc.; 
f. Utilizar os instrumentos de manipulação adequados: pinças, porta- fontes, 
castelos etc.; 
g. Manipular fontes abertas (pó, líquido) sobre bandejas de material liso (aço 
inox, teflon) forradas com papel absorvente; 
h. Proteger as bancada com material apropriado e de fácil remoção, como 
papel absorvente sobre plástico impermeável ou folha de alumínio, caso 
haja possibilidade de uma contaminação superficial; 
i. Trabalhar em lugar com iluminação e ventilação adequadas. 
Planejamento da atividade 
a. Conhecer antecipadamente as características do material radioativo com o 
qual irá trabalhar; 
b. No caso de material de alta atividade ou de difícil manipulação, simular todas 
as operações com material de mesmas características, mas inerte, antes 
de iniciar o trabalho; 
c. Trabalhar com as menores atividades possíveis de material radioativo; 
d. Somente o material radioativo que vai ser utilizado deve estar no local de 
manipulação; 
e. Manter o responsável pela proteção radiológica informado sobre todo o 
transporte de radioisótopos, bem como sobre a chegada e saída dos 
mesmos. 
Procedimentos operacionais 
a. Não comer, beber ou fumar na área (ou laboratório) ou durante o trabalho 
com material radioativo; 
b. Não portar nem armazenar alimentos em local em que se trabalha com 
material radioativo; 
c. Em todo o trabalho com material radioativo, ter sempre em mente os três 
parâmetros básicos de proteção radiológica: tempo, distância e blindagem; 
d. No trabalho com fontes abertas, ter sempre a companhia de outra pessoa 
igualmente qualificada; 
18 
 
 
e. Não permitir que pessoas não treinadas manipulem material radioativo; 
f. Usar blindagem o mais próximo da fonte; 
g. Nunca pipetar material radioativo com a boca; 
h. Fazer medições dos níveis de radiação no local, antes, durante e após a 
realização dos trabalhos; 
i. Após trabalhar com material radioativo, descartar as luvas de proteção e 
lavar bem as mãos e unhas com água e sabão e submetê-las a um medidor 
de contaminação; 
j. Qualquer transporte de material radioativo de um lugar para outro deve ser 
feito com todos os cuidados possíveis; e executar todos os procedimentos 
recomendados para a prática específica. 
Fonte: Tauhata et al., 2014. 
 
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REFERÊNCIAS 
BARBOSA, R. P.; BARSANO, P. R. Higiene e segurança do trabalho. 2. ed. 
São Paulo: Érica,2018. 
OKUNO, E.; YOSHIMURA, E. M. Física das radiações. São Paulo: Oficina de 
Textos, 2010. 
HALLIDAY, D.; WALKER, J.; RESNICK R. Fundamentos de física. 8. ed., Rio 
de Janeiro: LTC, 2009. 
TAUHATA, L. et al. Radioproteção e dosimetria: fundamentos. 10. rev. Rio de 
Janeiro: IRD/CNEN, 2014. 
	TEMA 1 – RADIAÇÕES IONIZANTES – CONCEITOS GERAIS
	TEMA 2 – FONTES DE RADIAÇÕES IONIZANTES
	TEMA 3 – EFEITOS DA RADIAÇÃO IONIZANTE NO HOMEM
	TEMA 4 – DETECTORES DE RADIAÇÃO IONIZANTE
	TEMA 5 – MEDIDAS DE CONTROLE SOBRE OS EFEITOS DA RADIAÇÃO IONIZANTE
	 Atividade radioativa:
	 Fluência:
	 Exposição:
	 Dose absorvida:
	 Dose absorvida comprometida:
	 Dose equivalente comprometida num tecido:
	 Dose efetiva coletiva:
	REFERÊNCIAS