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PROTEÇÃO RADIOLÓGICA Unidades de Medida, Efeitos Biológicos, Métodos de Detecção e Controle das Radiações ionizantes INTRODUÇÃO Os procedimentos de proteção radiológica ou radioproteção objetiva proteger o ser humano dos efeitos nocivos da radiação ionizante e desta maneira usufruir dos benefícios da radiação sem riscos à saúde dos profissionais desta área e do restante da população. Sob designação geral de radiação incluímos a radiação corpuscular (alfa, beta e nêutrons) e eletromagnética (raios X e raios gama). Quando a radiação corpuscular passa através da matéria, ela quebra ligações moleculares produzindo íons – daí a origem da expressão radiação ionizante. Os raios X e raios gama também são radiação do tipo ionizante e interagem com a matéria através do efeito fotoelétrico e espalhamento Compton. Ambos os tipos de radiação perdem energia ao atravessar a matéria. As interações da radiação com a matéria são extremamente complexas. A exposição a ela pode causar pequenas queimaduras em casos mais leves ou produzir graves doenças e até a morte do indivíduo em casos de exposição extrema. Assim, a dosimetria das radiações foi concebida para identificar quantitativamente os efeitos da radiação sobre o tecido vivo. É de conhecimento geral que pequenas doses de radiação não causam problemas ao ser humano. Diariamente somos expostos a baixas doses de fontes da própria natureza, como exemplo deste tipo de exposição podemos citar a radiação cósmica (dose global média ao nível do mar de 0,26 mSv/ano), materiais radioativos na crosta terrestre (média anual de 0,07 mSv/ano) e materiais radioativos presentes nos alimentos e água (média anual de 0,40 mSv/ano). A média anual de dose devido a todas as fontes de radiação que estamos sujeitos é de aproximadamente 3,60 mSv/ano. Para compreendermos melhor todas as técnicas e normas da radioproteção é necessário estudarmos as diferenças de radiação corpuscular e eletromagnética, dominar as unidades de medidas em radioproteção, conhecer os efeitos biológicos e a sensibilidade dos diferentes tecidos vivos e finalmente aprender os métodos de detecção da radiação e as técnicas de controle e proteção das radiações ionizantes. Ainda neste capítulo faremos um breve estudo sobre a portaria no. 453 que da as diretrizes de proteção radiológica em radiodiagnóstico médico e odontológico. O conhecimento objetivado neste capítulo procura fornecer uma base geral de radioproteção, proporcionando conhecimento básico sobre a proteção no âmbito da radiologia, medicina nuclear e radioterapia. Nestes ambientes citados a radioproteção é essencial para proteção dos trabalhadores e membros do público que utilizam a radiação para diagnóstico ou tratamento na rotina clínica. A Abordagem feita neste capítulo visa fornecer ao aluno conhecimento abrangente e diferenciado para formação de um profissional integrado e intelectualizado, capaz de conhecer e interagir com as diferentes áreas do hospital que trabalhe com radiação ionizante no sentido da proteção radiológica. RADIAÇÃO E UNIDADES DE MEDIDAS No Capítulo I de Física Radiológica foi estudada a diferença entre radiação corpuscular e ondulatório. Através de uma abordagem didática faremos uma breve revisão sobre este tópico e introduziremos novos conceitos para a proteção radiológica. Como já estudado, a radiação pode ser corpuscular ou eletromagnética. A radiação corpuscular é formada por partículas (como elétrons, prótons e nêutrons) que possuem massa e alta energia cinética. A radiação eletromagnética é também conhecida como ondulatória e é formada por fótons. Os raios γ (gama), raios X, luz visível e microondas são exemplos de radiação eletromagnética. Os materiais radioativos, como alguns isótopos de urânio, tecnécio e iodo, possuem o núcleo atômico instável e emitem radiação. Quando isto ocorre o elemento radioativo se transformam em outro tipo de elemento com a finalidade da estabilização das forças de seu núcleo. Neste processo os elementos radioativos podem emitir radiação corpuscular e ondulatória. A figura 1 ilustra este fenômeno. Em muitos casos, o elemento radiativo se transforma em outro elemento que não é radioativo. Figura 1: Emissão de radiação por núcleos instáveis. Os processos pelos quais os radionuclídeos tentam alcançar a estabilidade são chamados de decaimento α (alfa), β (beta) e γ (gama). Quando ocorre um decaimento radioativo existe a conservação da massa, carga elétrica e energia. Isto é, a quantidade de massa não se altera antes e após o processo, isto também é válido para carga e energia. Abaixo recordaremos sucintamente os decaimentos radioativos α, β e γ. Decaimento α No decaimento α um radionuclídeo emite uma partícula carregada pesada (partícula α). Esta partícula é formada por 2 prótons e 2 nêutrons, da mesma forma que o núcleo de um átomo do Hélio. Decaimento β Neste processo, um nêutron ou próton dentro do núcleo do radionuclídeo é convertido em um próton ou nêutron, respectivamente. Isto altera as forças repulsivas dentro do núcleo na tentativa de estabilizá-lo. O decaimento beta culmina na emissão de um elétron ou pósitron, ou na captura de elétrons. Normalmente o decaimento beta é apresentado com a emissão de elétrons de alta velocidade. Na emissão β- um nêutron dentro do radionuclídeo é convertido num próton e o excesso de energia é convertido em um par de partículas, um elétron (e-) e um antineutrino1 ( ). Decaimento γ Neste decaimento, o núcleo excitado (instável) de um radionuclídeo decai para um estado de menor energia ou para o estado fundamental (estável). Esta transição ocorre pela emissão de um fóton de alta energia (raios γ) ou conversão interna. Os raios γ é um tipo de radiação eletromagnética semelhante aos raios X. Contudo, é válido lembrar que os raios γ são mais energéticos que os raios X. Estes tipos de radiação são bastante utilizados na medicina nuclear e na radioterapia. A propriedade de penetração e da interação com a matéria, diferente para cada uma delas, é explorada para o diagnóstico ou tratamento 1 ANTINEUTRINO: é uma partícula que não possui massa de repouso e carga elétrica. Por raramente interagir com a matéria ele não tem importância no que diz respeito a efeitos biológicos. de alguns tipos de doenças. O conhecimento destes tipos de radiação é de fundamental importância para a proteção radiológica, já que a interação delas com o tecido biológico causam intensidades diferentes de danos. Além do conhecimento sobre os tipos de radiação é importante conhecer algumas unidades de medidas da radioatividade dos materiais e as unidades especiais de medida utilizadas na radioproteção. A seguir explicaremos todas as unidades importantes relacionadas com cada uma delas. Atividade de uma fonte radioativa A atividade de um radioisótopo é o número de desintegrações nucleares que ocorrem em uma amostra por unidade de tempo. Assim, podemos expressar a atividade conforme a equação 1, abaixo: dt tdN A (equação 1) Onde A é a atividade de um elemento radioativo e N(t) é o número de núcleos radioativos de uma amostra e dt é um intervalo de tempo muito pequeno. Podemos dizer simplistamente que -dN(t)/dt é a taxa de variação da quantidade de núcleos radioativosnuma amostra e portanto é a atividade da amostra. O sinal negativo desta equação indica que o número de núcleos diminui com o passar do tempo. Quanto maior o número de núcleos radioativos na amostra, maior é o número de núcleos que decaem num intervalo de tempo. Isto é, a atividade ela é diretamente proporcional a N(t). Dessa forma, a equação 1 pode ser modificada como segue: tNtA )( (equação 2) Onde A(t) é atividade, λ é a constante de decaimento e N(t) é o número de nuclídeos radioativos na amostra. Fazendo algumas modificações na equação 1 e 2 podemos determinar a equação de decaimento radioativo de qualquer material, conforme mostra a equação 3. teAtA 0)( (equação 3) Onde A(t) é atividade do material que varia em função do tempo, A0 é a atividade inicial da amostra, e é símbolo do número irracional igual a 2,718... que é a base do logaritmo neperiano e t é o tempo. Um valor de λ alto corresponde a um decaimento rápido e um valor pequeno corresponde a um decaimento lento. Através da equação 3 é nítido observar que o decaimento de uma amostra radioativa é uma exponencial. Isto leva a implicações importantes, um exemplo é que a atividade de uma material tende a zero (ou seja, a ser mínima) somente para tempos muito grandes, isto é, quando tempo tende ao infinito. A unidade de atividade é o curie2 (abreviado por Ci) e é definido como 3,70 x 1010 decaimentos por segundo. A unidade de atividade no sistema internacional de medidas (SI) é o becquerel3 (abreviado por Bq) e corresponde a um decaimento por segundo, assim: ssdecaimentoBqCi /1070,31070,31 1010 É muito comum utilizar os submúltiplos do curie como mCi (mili Curie) e o μCi (micro Curie). Assim, ssdecaimentomCi /107,3100,11 103 o que equivale dizer ssdecaimentomCi /107,31 7 e ssdecaimentoCi /107,3100,11 106 o que equivale dizer ssdecaimentoCi /107,31 4 2 O nome da unidade de atividade curie foi dado para homenagear o casal de cientistas Pierre e Marie Curie por seus trabalhos sobre a radioatividade. Um curie é aproximadamente a atividade de um grama de do material radioativo rádio. Pierre Curie (1859-1906) era francês nascido em Paris e sua esposa Marie Sklodowska Curie (1867-1934) era polonesa nascida em Varsóvia. 3 O nome da unidade de atividade becquerel utilizado no SI foi para homenagear o físico francês Antoine Henri Becquerel (1852-1908) que dividiu o Prêmio Nobel de Física de 1903 com o casal Curie pela descoberta da radioatividade. Até recentemente era utilizado o curie (Ci) como unidade padrão de medida de atividade de uma fonte radioativa. Em 1977 a comissão Internacional de Proteção Radiológica (ICPR) definiu o becquerel (Bq) como unidade padrão de atividade. Entretanto, é possível encontrar livros utilizando ambas as unidades, por isto a importância de se conhecer as duas unidades. Atividade específica de uma fonte radioativa A atividade específica leva em consideração a quantidade de átomos radioativos e massa total de substância. Em outras palavras, a atividade é a concentração de núcleos instáveis numa quantidade de material. Determinamos a atividade específica de certo elemento dividindo sua atividade por sua massa. A unidade de medida da atividade específica é Curie/grama ou Becquerel/grama. Fontes radioativas de alta atividade específica têm dimensões menores que as de baixa atividade específica. Isto implica num aumento da qualidade radiográfica, pois melhora as condições geométricas da exposição. Tempo de meia-vida O tempo de meia-vida (T1/2) é o tempo necessário para que o número de núcleos radioativos se reduza à metade do número inicial. Em outras palavras, o tempo de meia-vida é o tempo necessário para que a atividade o material radioativo seja reduzida pela metade. Utilizando a equação 3, podemos dizer que o tempo de meia-vida T1/2 é o tempo necessário para que a atividade A(t) seja a metade de A0. Matematicamente podemos escrever que A(t)=A0/2. Utilizando a equação 3 podemos obter a relação entre a meia-vida T1/2 e a constante de decaimento λ. Assim, 2/12/12/1 2 1 2 1 )( 000 TTT eeAAeAtA Aplicando as propriedades do logaritmo neperiano (ln) na equação obtemos: 693,02ln 2/1 T A figura 2 mostra gráfico que ilustra o tempo de meia-vida na curva de decaimento radioativo do 210Bi (bismuto). Figura 2: Emissão de radiação por núcleos instáveis. O tempo de meia-vida é um importante fator na radioproteção, pois através dele é possível calcular o período necessário para que uma fonte de material radioativo se torne segura para manipulação ou descarte. Contudo, é válido ressaltar que deve ser conhecida a atividade sem risco estipulada pelas normas e a intensidade da atividade do rejeito radioativo. No caso em que o rejeito radioativo possua uma atividade 5 vezes maior que a atividade sem risco, é necessário um tempo maior que uma ½ vida para que o rejeito esteja seguro para ser manipulado. Neste exemplo, é necessário 3 meias-vida para alcançar a segurança. A meia-vida de um isótopo radioativo varia de um elemento para outro. Em alguns casos é necessário muito tempo para perder o efeito de emissão da radiação e, em outros, isto pode ser muito rápido. Abaixo segue uma tabela para os valores de meia-vida de alguns isótopos. Tabela 1: Tempo de meia-vida para alguns isótopos radioativos. Isótopo Símbolo Tempo de meia-vida Rádio - 226 226Ra 1602,0 anos Césio - 137 137Cs 30,0 anos Estrôncio - 90 90Sr 28,0 anos Cobalto - 60 60Co 5,3 anos Irídio - 192 192Ir 74,0 dias Iodo - 131 131I 8,0 dias Ouro - 198 198Au 2,7 dias Um importante uso do tempo de meia-vida é na medicina nuclear, onde os materiais radioativos são utilizados para fazer diagnósticos dos pacientes utilizando a cintilografia. Na proteção radiológica a meia-vida é usada para determinar o tempo necessário que um ambiente contaminado por material radioativo se torne seguro. Abaixo segue um exemplo numérico com o objetivo de tornar mais claro o entendimento dos termos atividade, tempo de meia-vida e constante de decaimento. Exemplo: O isótopo radioativo 57Co possui meia-vida de 272 dias. a) Determine a constante de decaimento; b) Quantos núcleos radioativos possui uma fonte de 57Co com atividade de 4,0 μCi? Solução: a) Primeiramente devemos converter o tempo de 272 dias em segundos, sTTdiasT 72/12/12/1 1035,2606024272272 Através da equação 2/1 2/1 T eT podemos encontrar a constante de decaimento trocando T1/2 por ½ que é o tempo de meia-vida. Assim, 2/1 2 1 T e Aplicando algumas propriedades do ln, chegamos à seguinte equação: 2/1 2ln T Substituindo o valor na equação acima obtemos o valor da constante de decaimento. 18 7 1095,2 1035,2 693,0 s b) Pela equação 1, a atividade é –dN(t)/dt. De acordo com os dados do exemplo a atividade é 4 μCi, então, ssdecaimento dt tdN sCi dt tdN /1048,1 )( 107,3100,40,4 )( 51106 Assim, o número de núcleos radioativos N(t) de uma amostra pode ser obtido conforme a equação abaixo, núcleostN s sdttdN tN 12 18 15 1002,5)( 1095,2 1048,1)( )( Este exemplo proposto tem o objetivo de familiarizar os estudantes com as equações de atividade de materiaisradioativos. Nele foi possível verificar que a constante de decaimento pode ser calculada a partir do tempo de meia- vida. Seguindo o mesmo raciocínio lógico, podemos determinar o tempo de meia-vida se soubermos a constante de decaimento λ. Outro ponto importante abordado neste exemplo é que a atividade de uma amostra (dada em curie) é dependente do número de núcleos radioativos que ela possui. Assim, quanto maior for a atividade de uma amostra, maior será a quantidade de núcleos radioativos. Dose de exposição à radiação (Exposição) Para compreender o que é dose de exposição basta recordarmos a propriedade da radiação ionizante. Como já estudado, a radiação ionizante tem a capacidade de ionizar os átomos, ou seja, tirar elétrons de sua estrutura. A dose de exposição é a razão entre o número de cargas elétricas de mesmo sinal (produzidos no ar) pela unidade de massa de ar. A unidade de medida é Coulomb/quilograma (C/kg). Assim, quanto maior a dose de exposição maior será a quantidade de cargas elétricas produzidas numa mesma massa de ar. Outra unidade de medida é o Röntgen4 ® e um Röntgen é igual a 2,58 x 10-4 C/kg. Taxa de Exposição A taxa de exposição relaciona o tempo e a exposição. É defina como a razão entre exposição por unidade de tempo. A unidade de medida da taxa de exposição é C/kg.h. O esquema abaixo elucida como deduzir esta unidade de medida. ][ ][ ][ ][ hkgC h kgC ExposiçãodeTaxa tempo Exposição ExposiçãodeTaxa Outra unidade de taxa de exposição utilizada para raios X e γ no ar é R/h. hkgChR /2581 Dose Absorvida Para compreendermos o que é dose absorvida basta lembrar que radiação é definida como energia irradiada. A dose absorvida é definida como a energia absorvida por um material por unidade de massa. A unidade no SI é joule por quilograma (J/kg), que é denominada de gray (Gy). Logo, kgJGy /11 Outra unidade de medida é o rad, definida como 0,01 J/kg. 4 O nome da unidade de exposição à radiação röntgen (ou roentgen) foi dado para homenagear o físico alemão Wilhelm Conrad Röntgen (1845-1923) que ganhou o Prêmio Nobel de Física em 1901 pela descoberta da radiação. Atualmente chamamos esta radiação de raios X, mas no passado ela já foi chamada de raios röntgen em sua homenagem. GykgJrad 01,001,01 Dose Equivalente A dose absorvida não é uma medida adequada para proteção radiológica, pois não leva em consideração as diferenças dos efeitos biológicos causadas pelos diferentes tipos de radiação. Em virtude disto, é conveniente ter uma unidade de medida que relacione a dose de radiação com os efeitos deletérios sobre o tecido biológico. Para relacionar a gravidade do efeito com as diferentes radiações foi descrito um fator numérico chamado de eficácia biológica relativa (RBE) ou também chamada de fator de qualidade (QF). A tabela 2 relaciona este fator com diferentes tipos de radiação. Tabela 2: Fator de qualidade para alguns tipos de radiação. Radiação Fator de Qualidade (QF) Raios X ou raios γ 1 Elétrons 1,0 – 1,5 Nêutrons (lentos) 3,0 – 5,0 Prótons 10 Partículas α 20 Íons pesados 20 Fonte: Sears e Zemansky física IV: ótica e física moderna. São Paulo: Pearson Addison Wesley, 2004. Assim, considerando os efeitos dos diferentes tipos de radiação é possível obter uma unidade de medida que leva em conta os efeitos nocivos da para cada tipo de radiação. Essa grandeza é chamada de dose biológica equivalente ou simplesmente de dose equivalente. A unidade no SI de dose equivalente para seres humanos é o Sievert (Sv). A expressão abaixo relaciona o fator de qualidade e a dose absorvida. Dose equivalente (Sv) = QF x dose absorvida (Gy) Como pôde ser visto na equação acima, a dose equivalente é a dose absorvida modificada pelo fator de qualidade (QF) ou RBE. Este tipo de grandeza é completo para predizer os efeitos sobre o tecido biológico independente do tipo de radiação. Outra unidade de medida de dose equivalente, baseado no rad, é o rem (Röntgen Equivalent Man). Dose equivalente (rem) = QF x dose absorvida (rad) Assim, a unidade do QF é 1 Sv/Gy ou 1 rem/rad. A relação entre Sv e rem é: 1 rem = 0,01 Sv. Taxa de Dose Equivalente A taxa de dose equivalente é definida como a razão da dose equivalente por unidade de tempo. A expressão abaixo mostra esta relação. tempo eequivalentdose eequivalentdosedeTaxa A unidade de medida de taxa de dose equivalente é Sievert/ano (Sv/ano). Devido 1 Sv/ano ser uma quantidade de dose bastante elevada, seu submúltiplo mSv/ano (mili Sievert por ano) é freqüentemente utilizado. Esta unidade de medida é extremamente importante na proteção radiológica. As normas de proteção radiológica dão o valor de dose que um indivíduo pode receber por ano nesta unidade de medida. Ela também é utilizada para medir campos de radiação em ambientes de instalação radioativa objetivando a prevenção e controle de dose. Atualmente, a maioria dos equipamentos de dosimetria das radiações tem sua escala calibrada nesta unidade. Os valores de dose equivalente por ano que os profissionais em radiologia e membros do público podem tomar serão ilustrados nos métodos de controle das radiações ionizantes ainda neste capítulo. Com o conhecido das unidades de medida da dosimetria das radiações, agora é possível estudar os efeitos biológicos das radiações ionizantes e alguns conceitos importantes radioproteção. O tópico que segue visa elucidar a forma de interação da radiação com o tecido vivo e os seus efeitos. Esta abordagem objetiva mostrar ao aluno a importância da proteção radiológica no cotidiano de um técnico em radiologia e no bem estar dos pacientes que serão atendidos por ele. EFEITOS BIOLÓGICOS DA RADIAÇÃO IONIZANTE Os efeitos das radiações sobre o ser humano são classificados em determinísticos e estocásticos. Segue abaixo as definições de cada um baseado na portaria n.º 453 de 01/06/98. Efeitos determinísticos: são aqueles para os quais existe um limiar5 de dose necessária para sua ocorrência e cuja gravidade aumenta com a dose. Em outras palavras, podemos dizer que o efeito da radiação acima de uma determinada dose pode ser causar alguma lesão no indivíduo exposto e ser clinicamente diagnosticado. A intensidade desta lesão dependerá da dose que o indivíduo foi exposto. Podemos citar como exemplo a catarata e queimaduras na pele. Efeitos estocásticos: são aqueles para os quais não existe um limiar de dose para sua ocorrência e cuja probabilidade de ocorrência é uma função da dose. A gravidade destes efeitos é independente da dose. Para facilitar o entendimento, podemos dizer que os efeitos estocásticos podem ocorrer independentemente da dose, mas quanto maior a dose que um indivíduo for exposto, maior será a probabilidade destes efeitos aparecerem. Um exemplo é o efeito hereditário. Para entendermos melhores estes efeitos biológicos da radiação estudaremos a forma de interação da radiação com tecido vivo numa abordagem físico-química. Embora avaliemos os efeitos causados pela radiação sobre as células e tecidos, nós devemos lembrar que os fótons de raios-X interagem com uma estrutura bem menor que constitui a célula, o átomo. A partir da interação dos fótons com o átomo, através do efeito fotoelétrico e espalhamento Compton, ocorreionização e excitação atômica. 5 Limiar de dose: intensidade mínima de dose para ocorrer o efeito. Este processo é chamado de interação física da radiação e que denominamos estágio físico. O próximo processo que ocorre é a quebra das moléculas (fenômeno físico-químico) e posteriormente a interação das moléculas ionizadas com outras, denominado de estágio químico. As reações químicas entre as moléculas podem provocar mudanças estruturais relevantes no interior da célula causando a morte celular prematura, impedindo sua divisão ou ocasionando mutagênese, o denominado estágio biológico. Para facilitar a compreensão do processo de interação da radiação com o tecido biológico a figura 3 mostra um esquema ilustrativo. Figura 3: Esquema de interação da radiação com o tecido biológico. Agora que sabemos do processo de interação da radiação com o tecido, podemos estudar o efeito da radiação sobre a célula dando uma abordagem com ênfase biológica. Seguindo esta linha, estudaremos os efeitos sobre cada estrutura celular e posteriormente sobre os diferentes tecidos que o corpo humano é formado. Veremos as diferentes sensibilidades apresentadas pelos vários tecidos e discutiremos a síndrome aguda da radiação (SAR). Efeito das radiações sobre as células Para entendermos melhor os efeitos da radiação sobre a célula faremos um estudo sucinto a respeito de sua estrutura básica. As células eucarióticas são aquelas que possuem núcleos em sua estrutura e são elas as formadoras do tecido nos animais em geral. Este tipo de célula é formado basicamente pela membrana celular, citoplasma (onde estão as organelas celulares) e pelo núcleo celular (onde está o DNA6). A figura 4 mostra esta estrutura. Figura 4: Esquema de uma célula eucariótica. 1) Nucléolo; 2) Núcleo; 3) Ribossomos; 4) Vesícula; 5) Retículo endoplasmático rugoso; 6) Complexo de Golgi; 7) Citoesqueleto; 8) Retículo endoplasmático liso; 9) Mitocrôndias; 10) Vacúolo; 11) Citoplasma; 12) Lisossomos; e 13) Centríolo. Modificado de: http://en.wikipedia.org/wiki/Image:Biological_cell.svg A água é um dos constituintes mais abundantes no interior da célula (cerca de 70 a 85 %). Ela é um dos melhores solventes conhecidos e é importante para várias funções intracelular. Nela estão distribuídas varias substâncias fundamentais para a manutenção da vida celular. A membrana celular não é apenas um limitador do meio extra e intracelular. Ela é a estrutura que regula a troca de substâncias entre a célula e o meio através de uma propriedade chamada de permeabilidade seletiva. A ação do transporte seletivo apresentado pela membrana celular pode ser passivo (sem gasto de energia) ou ativo (que envolve gasto de energia por parte da célula). Podemos citar como exemplo de transporte passivo a osmose (transporte de substância do meio mais para o menos concentrado) e permeases (também chamado de difusão facilitada – a penetração de glicose na célula é um exemplo). Como exemplo de transporte ativo, podemos citar a 6 DNA é a sigla em inglês de desoxyribonucleic acid, em português - ácido desoxirribonucléico (ADN). bomba de sódio e potássio (Bomba de Na+ e K+) que mantém níveis de concentração diferentes no interior e exterior da célula. O citoplasma é o meio onde existe a presença de água, diferentes sais minerais, íons e é onde as organelas celulares estão dispostas. Cada tipo de organela possui função específica responsável pelos processos vitais da célula. Como exemplos destas estruturas, podemos citar: Mitocôndrias: é sede de duas importantes etapas da respiração celular (ciclo de Krebs e cadeia respiratória); Ribossomos: síntese protéica, encadeando os aminoácidos de acordo com o RNA; Retículo endoplasmático: transporte e armazenamento de substâncias; Complexo de Golgi: concentração e secreção de proteínas; Lisossomos: digestão celular. O núcleo celular é geralmente esférico, mas pode se apresentar na forma alongada, achatada e irregular em algumas células. O núcleo controla todas as atividades celulares através do DNA, é nele que estão localizados os genes depositários das informações genéticas responsáveis pelas atividades da célula e sua reprodução. O processo de divisão celular (chamado de ciclo celular) consiste na interfase e divisão celular. A interfase é dividida em G1 (antes da síntese de DNA), S (durante a síntese de DNA) e G2 (depois da síntese de DNA). Após este ciclo ocorre o processo de divisão celular, a mitose (M). Quando a célula não está neste processo ela esta na chamada fase de repouso ou G0. A figura 5 ilustra este processo. Figura 5: Esquema do ciclo celular. Com o funcionamento organizado destas estruturas, a célula se mantém viva e pode ser comparada com um pequeno ser humano. Se alguma estrutura não estiver funcionando perfeitamente a célula perde a capacidade de se manter viva. As diferentes formas de interações da radiação ionizante com o interior celular podem danificar as estruturas celulares de maneira direta ou indireta e causar sua morte. A radiação ionizante pode interagir diretamente com o DNA, proteínas e lipídios, provocando alterações estruturais. É o chamado efeito direto da radiação e constitui cerca de 30 % do efeito biológico. A radiação também pode interagir com a água do interior celular produzindo radicais livres. Neste caso, temos o efeito indireto que corresponde cerca de 70 % do efeito biológico. A maior probabilidade da ocorrência deste efeito é devido a água ser parcela substancial da composição celular. Dos efeitos diretos sobre a célula, podemos destacar os efeitos sobre a membrana celular e DNA. Ação sobre a membrana: a radiação pode provocar mudanças na estrutura química da membrana provocando alterações na permeabilidade seletiva e levando a célula a sua morte. Ação sobre o DNA: modificação nesta estrutura pode provocar a morte celular imediata devido à perda das informações para manutenção dos processos vitais da célula, ou promover alterações e mutações genéticas. Neste último caso a célula pode perder suas funções no organismo e começar a se multiplicar rapidamente, dando início ao câncer. A sensibilidade da célula decorrente da radiação varia de acordo com o tipo da célula e seu ciclo celular. Na fase M ou nas suas proximidades é o período onde a célula é mais sensível à radiação, a fase G2 também apresenta alta sensibilidade, comparada a fase M. A fase de menor sensibilidade é a fase S. A radiossensibilidade das células também depende da eficiência dos mecanismos de reparação celular no DNA e de ações de outros agentes químicos. A alta concentração de oxigênio deixa as células mais sensíveis à radiação, por exemplo. A comparação da radiossensibilidade de diferentes linhagens celulares indica que as células que se dividem rapidamente são mais radiossensíveis que as de reprodução lenta. Todavia, esta regra possui exceções. Este fenômeno de radiossensibilidade explica o emprego da radioterapia no tratamento do câncer. É ele também que pode explicar a queda de cabelo nos pacientes que utilizam este tipo de terapia, pois o cabelo tem uma multiplicação bastante intensa também. Radiossensibilidade dos tecidos A resposta biológica à radiação varia para os diferentes tecidos conforme a velocidade de reprodução celular e a capacidade das células repararem as lesões causadas. Os tecidos com maior taxa de reprodução celular são geralmente os mais sensíveis àradiação. Com base nisto, podemos classificar qualitativamente os tecidos de alta, média e baixa sensibilidade, conforme é apresentado abaixo: Alta sensibilidade: medula óssea (tecidos hematopoéticos), mucosas, tecido linfóide, sistema gastrintestinal, ovário e certos tumores. A alta atividade mitótica (fase muito sensível do ciclo celular) é a responsável pela medula óssea ser extremamente radiossensível. É por isto que pequenas doses em um período contínuo podem causar leucemia7. 7 Leucemia: doença maligna dos órgãos hematopoéticos que é conhecida popularmente como câncer no sangue. Média sensibilidade: pele e pulmões. Estes órgãos apresentam uma resistência intermediária à radiação. Pequenas quantidades de dose pode não afetar sua estrutura ou pode ser reparada sem grandes danos. Entretanto, o aumento de dose recebida por eles pode causar problemas graves. Baixa sensibilidade: ósseo, conjuntivo, muscular e nervoso. Estes tecidos apresentam baixa atividade mitótica e por isto são os menos sensíveis. Embora estes tecidos apresentem menor sensibilidade à radiação eles também são afetados quando são irradiados. A observação dos princípios de proteção radiológica devem ser tomados para todos os tecidos e não apenas para os de maior radiossensibilidade. Para entendermos melhor a ação da radiação sobre os diferentes tecidos, abaixo segue seu efeito em alguns deles: Pele: após irradiação com dose acima de 3 Gy há destruição das células provocando radiodermite superficial. Com doses acima de 15 Gy ocorre lesões profundas que apresentam dificuldades de cicatrização. A necrose (morte celular) ocorre com doses acima de 20 Gy. Tecidos hematopoéticos (incluindo medula óssea): o limiar da síndrome nestes tecidos é estimado em 1 Gy, após a irradiação aparecem sintomas como febre, trombocitopenia e leucopenia em 2 ou 3 semanas. Se ocorrer irradiação em regiões localizadas ocorrerá fibrose, mas neste caso não ocorrerá alteração na contagem de células do sangue devido a medula de outros regiões compensarem a demanda. Sistema gastrintestinal: com doses acima de 3 Gy ocorre reações inflamatórias, descamação do epitélio e ulcerações no sistema. Este processo pode levar ao encurtamento das vilosidades intestinais e à diminuição da superfície de absorção. Os sintomas apresentados são diarréia, náusea e vômito, podendo levar a desidratação, sangramento e o aumento do risco de infecções. Sistema reprodutor: no sistema reprodutor masculino uma dose de 3 Gy provoca esterilidade temporária. Com doses acima de 6 Gy ocorre a esterelidade definitiva. O sistema reprodutor feminino é mais sensível à radiação, doses da ordem de 1,7 Gy causa a esterilidade temporária e doses acima de 3 Gy pode provocar esterilidade permanente. A radiação deve ser evitada na gravidez devido a grande probabilidade da ocorrência de mutações nos ovários e feto. As alterações fetais dependeram da dose e idade gestacional. Com este conhecimento básico sobre as diferentes sensibilidades apresentadas pelos tecidos do corpo humano é possível tomar atitudes preventivas no que tange a radioproteção. Neste sentido, o técnico pode e deve observar e aplicar métodos de proteção para integridade do paciente na realização dos exames radiográficos. Uma das atitudes pode ser no sentido de minimizar a exposição do paciente à radiação e irradiar apenas a área de interesse num exame radiológico. A exposição de qualquer indivíduo a elevados valores de dose em todo corpo pode causar morte. Doses únicas de 0,25 a 0,50 Gy são suficientes para aparecem os sintomas. A síndrome aguda da radiação (SAR) são os efeitos após esta exposição, a SAR ocorre por conseqüência da falência de três tecidos: hemocitopoético (doses de 1 a 10 Gy), gastrintestinal (10 a 50 Gy) e sistema nervoso central (acima de 50 Gy). Na ocorrência da SAR são nítidas as queimaduras na pele causada pela radiação e a presença dos sintomas como náusea, vômito, dor de cabeça, fraqueza e vertigem que aparecem de minutos a horas depois da irradiação8. A SAR foi observada em alguns momentos históricos da humanidade como na explosão da bomba atômica de Hiroshima e Nagasaki, testes nucleares no Pacífico e nos acidentes de Chernobyl e Goiânia (Césio-137). A figura 6 mostra a destruição do acidente ocorrido na usina nuclear na cidade de Chernobyl – Ucrânia. 8 Uma sugestão para evidenciar a necessidade da proteção radiológica, o alto risco de ser exposto a elevadas doses de radiação e mostrar os efeitos da SAR nos humanos é visto no filme americano K-19: The Widowmaker (em tradução literal K-19: O fazedor de viúvas) dirigido por Kathryn Bigelow que trata do acidente envolvendo o submarino nuclear russo K-19 em 1961. Este filme estreou no Brasil em agosto de 2002. Figura 6: Foto do acidente na usina nuclear da cidade de Chernobyl – Ucrânia, ocorrido na madrugada de 26 de abril de 1986. O acidente ocorreu durante a realização de testes em um de seus reatores nucleares. Esta é uma das maiores catástrofes nucleares conhecidas na história. Fonte: http://www.spaceman.ca/gallery/albums/chernobyl/CHERNOBYL_002.jpg Os efeitos da radiação relatados acima ilustram a periculosidade da radiação nos diferentes níveis de dose. Como sabemos, pequenas doses não são perigosas para os humanos, mas uma alta dose é extremamente perigosa a integridade da saúde das pessoas. Com o intuito de minimizar a dose a proteção radiológica possui vários métodos de controle para prevenir e evitar qualquer risco a saúde de profissionais e membro do público. No Brasil a Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN) possui uma área de radioproteção e segurança nuclear que visa a segurança dos trabalhadores que lidam com radiação ionizante, da população em geral e do meio ambiente. Para isto, ela fiscaliza instalações e regulamenta normas técnicas e procedimentos de controle nos ambientes que existem radiação ionizante. Além de atuar na área de radioproteção a CNEN trabalha na área de pesquisa, desenvolvimento e atua no treinamento e qualificação dos pesquisadores, tecnologistas e analistas da área nuclear. Agora como a radiação pode atuar no organismo vivo e produzir seus efeitos, nós estudaremos os métodos para detectar a radiação e posteriormente as técnicas para se proteger da radiação. DETECTORES DE RADIAÇÃO As radiações ionizantes como raios X são invisíveis ao olho humano, para detectarmos sua presença e medirmos sua intensidade é necessário o auxílio de detectores de radiação. O princípio de funcionamento destes detectores baseia-se na propriedade da radiação ter a capacidade de ionizar átomos. A construção destes sensores é feita com uma câmera contendo um gás ou um mistura de gases geralmente. Quando um fóton de raios X ou γ atinge o detector ocorre a ionização do gás em seu interior dando origem a uma corrente elétrica. Esta corrente é captada por um eletrodo e após amplificada por circuitos eletrônicos ela é registrada em display (analógico ou digital) em forma de contagem (pulsos) ou intensidade. Os instrumentos que fazem a medição da radiação em contagem são geralmente denominados de contadores. Os dosímetros (medidores de dose de radiação) têm enorme importância na proteção radiológica, pois detectam se os profissionais estão recebendo doses acima dos limites anuais e que possa prejudicar sua saúde. Atualmente,existem vários tipos de dosímetros com ótima precisão e confiabilidade. A seguir falaremos sobres os tipos de detectores e dosímetros utilizados na radiologia. Contador Geiger-Müller O contador Geiger-Müller é um instrumento utilizado para medir radiação ionizante (partículas α e β, raios X e γ) desenvolvido por Hans Geiger em 1913 e aperfeiçoado por Geiger e Walther Müller em 1928. Ele é constituído de uma câmara cilíndrica contendo gás a baixa pressão. Sua parede é formada de metal (cátodo) e no centro existe um fio (ânodo), uma alta tensão é aplicada entre eles. Neste tipo de sensor existe uma janela com material de baixo poder de atenuação por onde entra a radiação. A figura 7 mostra dois tipos de sensores Geiger-Müller. Figura 7: Esquema do contador Geiger-Müller. Modificado de: http://mazinger.sisib.uchile.cl Quando a radiação entra pela janela deste sensor ela provoca a ionização do gás em seu interior. Após este fenômeno os elétrons liberados se multiplicam rapidamente causando uma pequena descarga elétrica. Este sinal elétrico é amplificado e registrado pelo contador em um visor digital ou analógico. Neste tipo de instrumento geralmente existem uma indicação visual (lâmpada) ou sonora (bip) a cada contagem realizada. Este tipo de sensor é geralmente usado nos filmes na verificação de ambientes radioativos, quanto maior a freqüência dos sons (“maior quantidade de apitos”) maior é contaminação radiativa no ambiente. Na figura 8 é mostrado dois tipos de contadores Geiger-Müller. Figura 8: Contador Geiger-Müller. Fontes: http://upload.wikimedia.org e http://www.radrisk.com A resposta dos contadores Geiger-Müller é independente do tipo de radiação e da energia das radiações. Isto é, quando um fóton atinge o interior da câmara ocorre a contagem do pulso, independente de sua energia. Uma característica importante neste sentido é o tempo morto do detector. O tempo morto é o tempo necessário para que o gás faça a recombinação elétrica após a ionização. Este tempo pode ser de 100 a 400 μs em alguns tipos de sensores, neste período o sensor não consegue detectar a passagem de outro fóton e fazer sua contagem. Quanto menor o tempo morto de um detector, maior será a capacidade de contar a passagem da radiação. Os detectores Geiger-Müller têm importante papel na proteção radiológica devido suas características de estabilidade, portabilidade, leitura com precisão aceitável e ser independente de tensão no interior da câmara e pressão e temperatura ambiente. Alguns dosímetros pessoais são feitos utilizando detectores Geiger-Müller. A figura 9 mostra um dosímetro digital que fornece a leitura em seu display em escala de 0,1 μSv/h a 1 Sv/h. Figura 9: Dosímetro feito com tubo Geiger-Müller. Fontes: http://www.radrisk.com/services/detectors.htm Câmaras de Ionização O princípio de funcionamento das câmaras de ionização é bastante semelhante ao contador Geiger-Müller. Neste tipo de sensor as paredes das câmaras podem ser fabricadas de diferentes materiais e classificadas como equivalente-ar (construídas de baquelite) e equivalente-tecido (construídas de nylon, polietireno, carbono, fluoreto de cálcio e sílica). O volume do sensor está relacionado com sua sensibilidade. Nas câmaras de ionização a variação da tensão, pressão ou temperatura no interior da câmara acarreta variações na leitura do aparelho. Neste tipo de detector o sinal proveniente da câmara de ionização é proporcional à energia das radiações absorvidas em seu interior. É deste modo que este equipamento mede as radiações segundo suas energias. Este tipo de sensor é utilizado na proteção radiológica como monitores de área, dosímetro de bolso (canetas dosimétricas), para medir radiação de fuga de aparelhos de raios X e em outros diferentes testes de qualidade dos equipamentos da radiologia. A figura 10 mostra dois equipamentos de câmara de ionização. Figura 10: Câmara de ionização. Fonte: http://www.dfn.if.usp.br/pesq/dosimetria/ Dosímetros de leitura indireta Os dosímetros de leitura indireta são compostos por um detector que recebe a radiação (sofre alterações físico-químicas) e por um outro equipamento utilizado para fazer a leitura indiretamente da dose de radiação recebida pelo sensor. Este tipo de sensores são largamente utilizados para registrar as doses recebidas por trabalhadores num intervalo de tempo. Devido seu papel fundamental na detecção de radiação, ele é um importante método de proteção radiológica. Ele pode ser empregado para medir doses de tórax, cristalino ou extremidades do corpo. O dosímetro de leitura indireta pode ser do tipo filme fotográfico, a medida que recebe radiação ocorre o enegrecimento do filme. Quanto maior a dose maior o enegrecimento. Este tipo de sensor é lido em equipamento que mede o grau de enegrecimento utilizando um feixe luminoso e um sensor fotosensível, quanto menor a quantidade de luz que passar pelo filme, maior será a dose recebida pelo usuário do dosímetro. Os dosímetros termoluminescentes (TLD) é outro tipo de dosímetro de leitura indireta. Este tipo de dosímetro é construído por critais, geralmente sulfato de lítio. Quando a radiação atinge os cristais ocorrem alterações físico- químicas e sua estrutura, estas alterações são proporcionais a dose que o atingiu. A leitura de dose é feita aquecendo o cristal numa faixa de temperatura de 200ºC, nesta temperatura a fluorescência (emissão de luz) do cristal que é proporcional à dose absorvida por ele. Este tipo de dosímetro é largamente empregado nos centros de radiologia do Brasil. A figura 11 mostra um exemplo de dosímetro TLD. Figura 11: Dosímetro termoluminescente (TLD). Fonte: http://www.prorad.com.br Os dosímetros de leitura indireta são fornecidos por uma instituição credenciada pela CNEN. Seu uso é obrigatório para profissionais que trabalhem em ambientes que tenha radiação ionizante. Este tipo de equipamento de segurança permite que o profissional tenha um registro dosimétrico e em caso da dose medida pelo dosímetro ultrapassar o limiar permitido, medidas de segurança serão tomadas no sentido da proteção radiológica dos profissionais e do ambiente de trabalho. Dosímetro Híbrido Os dosímetros híbridos têm a capacidade de fornecer a dose instantânea e doses acumuladas em um determinado período. Este tipo de dosímetro é construído de um pequeno detector de radiação de estado sólido. Este detector é ligado a circuitos microeletrônicos com microprocessador, memória e um display de cristal líquido para fornecer as informações ao usuário. Este tipo de sensor fornece dose acumlada (1μSv – 10 Sv) ou taxa de dose equivalente (1μSv/h até 1 Sv/h). As dimensões deste tipo de dosímetro é a de um cartão de crédito, a figura 12 mostra um dosímetro deste tipo. Figura 12: Dosímetro de estado sólido eletrônico. Fonte: http://www.med.uni-heidelberg.de e http://www.canberra-hs.com MÉTODOS DE PROTEÇÃO RADIOLÓGICA Os princípios básicos da radioproteção estão fundamentados nos princípios da justificação da prática, otimização da proteção radiológica e limitação de dose individual. Abaixo falaremos sobre cada um deles. Justificação da prática: estabelece que nenhuma prática radiológica deva ser autorizada a menos que o benefício ao indivíduo exposto ou a sociedade seja comprovadamente maior que o detrimento que o uso da radiação possa causar. Em outras palavras, a uso da radiação em examesou em outra aplicação envolvendo humanos só será permitida se o paciente ou a sociedade tiver benefício evidente, ou seja, não é permitida a realização de exames radiográficos com o objetivo único de demonstração, treinamento ou outros fins que contrariem o princípio da justificação. Otimização da proteção radiológica: o princípio da otimização estabelece que toda técnica deva ser implanta e executada de maneira que as doses individuais, o número de pessoas expostas ou o risco de acidentes sejam o menor possível. Neste sentido, a otimização é aplicada nos projetos e construções de equipamentos e instalações que envolvam radiação ionizante e também nos procedimentos de trabalho. No caso do planejamento de trabalho podemos citar a escolha adequada do equipamento e acessório para fazer os exames, a garantia de qualidade e as restrições de dose para indivíduos que colaborem no apoio do paciente na realização do procedimento radiológico, para isto o uso de avental plumbífero é indispensável. Limitação de doses individuais: o princípio de limitação de dose é estabelecido para exposição ocupacional9 e exposição do público decorrente de práticas e ambientes que utilizam radiação ionizante. Ela limita a dose equivalente máxima que os indivíduos podem tomar num determinado período de tempo. No Brasil os limites primários anuais de doses equivalentes são 9 Entende-se por exposição ocupacional a exposição de um indivíduo em decorrência de seu trabalho em práticas autorizadas. valores normativos regulados pela Comissão Nacional de Energia Nuclear (CNEN), através da resolução CNEN / NE-3.01. Os limites estabelecidos são para radiações provocadas por instalações utilizando radioisótopos ou aparelhos de raios X, neste caso não deve ser considerada a exposição devido a tratamentos, radiodiagnóstico, radiação ambiental, etc. Isto é, a doses limites recomendadas devem ser consideradas um acréscimo das doses que todos os indivíduos estão sujeitos cotidianamente. A tabela 3 mostras estes valores. Tabela 3: Limites de dose equivalente efetiva10 estabelecido pela resolução CNEN / NE-3.01. Indivíduo Limite estabelecido Exposição ocupacional (profissionais adultos) • A dose efetiva não pode exceder 50 mSv/ano • A dose efetiva média não deve exceder 20 mSv/ano num período de 5 anos Exposição de indivíduos do público • A dose efetiva não pode exceder 1 mSv/ano Em caso de gestação, as mulheres grávidas recebem atenção especial de modo a proteger o embrião ou feto. A gravidez deve ser notificada ao responsável tão logo seja constatada de maneira que as condições de trabalho sejam revistas. A dose na superfície do abdome não pode exceder 2 mSv durante todo o período restante da gestação. As regulamentações ainda dizem respeito a idade que o indivíduo pode se tornar trabalhador (em áreas que contenham radiação ionizante) e as doses que podem receber. É proibida a exposição ocupacional de pessoas menores 10 A dose equivalente efetiva é a somatória da dose equivalente média multiplicada pelo um fator de ponderação de cada tecido. Matematicamente é escrita como T TTE HwH . , onde HE é a dose equivalente efetiva, wT é o fator de ponderação de cada tecido e TH é a dose equivalente média para cada tecido. de 16 anos em qualquer hipótese e menores de 18 anos não podem trabalhar em raios X diagnósticos, exceto em treinamento (estágio). Para estudantes entre 16 e 18 anos a dose efetiva não podem exceder o limite de 6 mSv/ano em estágios de treinamento profissional. O método para medir as doses individuais nos profissionais e estudantes que trabalham em ambientes com radiação ionizante é feito utilizando dosímetros individuais. O controle dos limites anuais é um importante método de proteção radiológica e por isto a utilização do dosímetro deve ser consciente, regular e os limites de dose estabelecidos pelas normas devem ser rigorosamente observados. De acordo com os princípios básicos da radioproteção, outras formas de proteção radiológica devem ser observadas de maneira a minimizar a dose de radiação sobre os profissionais e os membros do público. Neste sentido a distância, a blindagem e o tempo de exposição são importantes formas de proteção radiológica que devem ser observadas. Abaixo segue a explicação sobre cada uma delas. Distância A distância é um importante método de proteção contra as radiações ionizantes. É o método mais prático, de baixo custo e mais rápido em situações normais ou de emergência. Seu princípio está relacionado da seguinte forma, quanto maior a distância entre uma pessoa e a fonte de radiação, menor será a dose recebida pela pessoa, figura 13. Este princípio é baseado na lei do inverso do quadrado da distância. Figura 13: Proteção radiológica utilizando a distância. Quanto maior a distância menor é a dose recebida pelo indivíduo. Matematicamente, a lei do inverso do quadrado da distância pode ser escrita como segue a equação 4: 2 1 2 0 0 1 D D I I (equação 4) Onde I1 é a intensidade de radiação para a distância D1; I0 é a intensidade de radiação para a distância D0. Rearranjando a equação 4 para facilitar seu entendimento, podemos encontrar a seguinte expressão: 2 1 2 0 011 )( D D IdI (equação 5) Onde a intensidade I1(d1) da radiação é uma função do inverso do quadrado da distância de D1. Nesta expressão I0 é considerada a intensidade da radiação medida muito próximo da fonte radioativa (distância D0). Sem considerarmos o rigor matemático e físico (a respeito das unidades) podemos fazer D0 = 1, considerando I0 a intensidade da fonte e D1 assumindo valores iguais ou maiores que 2. Neste caso a equação 5 pode ser expressa como segue abaixo: 2 1 011 1 )( D IdI (equação 6) Assim, podemos verificar que com o aumento da distância D1 a intensidade I1 diminui com o inverso do quadrado desta distância. Isto é, se tomarmos a intensidade para 2 metros o seu valor é reduzido para ¼ da intensidade inicial (I0), ou seja, 25 % do valor inicial. Se tomarmos a intensidade para 3 metros o valor é 1/9 (o equivalente a 11 % do valor inicial) e assim por diante. Com os resultados apresentados acima é possível verificar que um pequeno aumento da distância entre a fonte radioativa e um indivíduo causa uma diminuição significativa na dose recebida. Por este motivo a distância é um importante fator de proteção radiológica que deve ser sempre empregado, devido principalmente a facilidade de seu uso. Blindagem A blindagem consiste em inserir um material que impeça a passagem de radiação entre a fonte radioativa e o lugar ou indivíduo a ser protegido, figura 14. Figura 14: Proteção radiológica feita através de blindagem. Um importante método de proteção, ela pode ser empregada em ambientes ou por equipamentos de proteção individual. A blindagem é feita nas salas onde são utilizados equipamentos que emitam radiação ionizante. Neste tipo de ambiente as paredes, portas e janelas são blindadas com diferentes tipos de materiais de maneira a minimizar a passagem de radiação para seu exterior. No planejamento da blindagem é avaliado as necessidades de blindagem do piso e teto segundo as necessidades da proteção exterior. Os materiais geralmente utilizados para a blindagem de paredes laterais, teto e piso são: concreto (com barita) e folhas de chumbo. A espessura utilizadapara cada um é de acordo com a intensidade da fonte, a dimensão da sala e a minimização da intensidade radiação necessária para a segurança no exterior da sala. No caso de janelas para inspeção, são utilizados vidros plumbíferos capazes de reduzir drasticamente a passagem da radiação. Ultimamente a utilização de circuitos televisivos utilizando câmeras é largamente emprego, as salas de radioterapia é um exemplo do emprego desta tecnologia. Nos casos onde um indivíduo ou trabalhador não possa ter uma blindagem feita por um anteparo como uma parede, o profissional deve utilizar o equipamento proteção individual (EPI). Estes equipamentos são geralmente revestidos por chumbo de maneira a impedir a passagem da radiação secundária na hora do exame radiográfico. Os equipamentos mais comuns na radiologia são mostras na figura 15. Figura 15: Equipamentos de proteção radiológica individual. Todos os equipamentos ilustrados pela figura são especialmente fabricados para serem utilizados na proteção radiológica. A nomenclatura usual dos equipamentos da figura 15 é: óculos plumbífero, protetor de tireóide plumbífero, luvas plumbíferas e avental plumbífero. O termo plumbífero utilizado é para indicar que é fabricado com a utilização de chumbo, um ótimo atenuador de radiação. Estes tipos de equipamentos são geralmente utilizados quando o técnico em radiologia deve, por exemplo, ficar ao lado do paciente no momento do exame radiográfico ou nos casos de atendimento feito no leito. É importante salientar que toda pessoa que estiver ao lado do paciente (técnico ou membro do público) para a realização do exame radiográfico deve estar ciente dos perigos da radiação e utilizar os equipamentos de segurança para minimizar a dose de radiação em seu corpo. Tempo de exposição A exposição à radiação poder ser expressada como sendo o produto entre o tempo de exposição (t) e a intensidade da radiação (I). A expressão abaixo mostra esta relação. TemporadiaçãodaeIntensidadExposição Assim, quanto menor o tempo de exposição menor será a dose de radiação recebida pelo indivíduo exposto. Em termos práticos, o controle do tempo está relacionado diretamente com a carga de trabalho de um profissional. A carga horária é ajustada para reduzir a exposição do trabalhador de maneira a ficar abaixo dos níveis permitidos pelas normas reguladoras. Desta forma, o tempo é um importante fator na proteção radiológica, figura 16. Figura 16: Proteção radiológica feita utilizando o tempo. Como acabamos de estudar, a distância, a blindagem, o tempo e o uso do dosímetro (controle de dose) são importantes métodos na proteção radiológica. Entretanto, podemos destacar o controle de qualidade dos equipamentos de raios X diagnóstico, a inspeção e monitoração das áreas como métodos de extrema importância na proteção radiológica. Todo equipamento de raios X diagnóstico deve ser mantido em condições adequadas de funcionamento e submetido regularmente a verificações de desempenho. A inspeção periódica dos equipamentos de raios X é regulamentada e deve ser cumprida conforme as normas reguladoras. Este tipo de trabalho é feito por órgãos autorizados e devem incluir diferentes tipos de testes que varia por período. Alguns testes devem ser feitos semanalmente, semestralmente, anualmente e bianualmente. Podemos citar como teste de regularidade anual a exatidão do indicador de tensão do tubo (kVp), o tempo de exposição e a vedação da câmara escura. Os testes de qualidade asseguram os padrões de desempenho e segurança dos trabalhos e pacientes que utilizam do serviço de radiologia. Embora tenhamos estudados todos os fatores relevantes da proteção radiológica ela só pode ser aplicada de maneira satisfatória quando todos os trabalhadores estejam engajados com seus princípios básicos e realmente conheçam sua importância. Assim, não basta saber sobre a radioproteção, é necessário utilizar de suas técnicas para auto-proteção e proteção dos indivíduos do público e pacientes em geral. Trabalhe com segurança, aplique os métodos da proteção radiológica em seu dia-a-dia. Desta maneira, quando observar o símbolo (figura 17) lembre-se de ajudar a tornar este ambiente o mais seguro possível. Figura 17: Símbolo internacional da radiação ionzante. Este símbolo é utilizado para indicar a presença de radiação ionizante em um determinado ambiente. EXERCÍCIOS 1 – O ser humano está exposto a pequenas doses de radiação em que situações? a) Apenas em exames clínicos na radiologia. b) Apenas em exames de tomografia computadorizada e ressonância magnética nuclear. c) Diariamente e por fontes da própria natureza. d) Apenas por radiações vindas de estrelas distantes. e) Diariamente e por fontes radioativas concebidas unicamente pelo homem. Resposta correta: C 2 - Os raios X e raios γ são radiações do tipo: a) eletromagnética. b) corpuscular. c) sonora. d) mecânica. e) alfa e beta. Resposta correta: A 3 - As radiações α, β e γ são respectivamente do tipo: a) eletromagnética, corpuscular e corpuscular. b) corpuscular, eletromagnética e eletromagnética. c) sonora, corpuscular e eletromagnética d) corpuscular, eletromagnética e mecância. e) corpuscular, corpuscular e eletromagnética. Resposta correta: E 4 - A atividade de uma fonte radioativa é: a) o número de reações químicas que ocorrem em uma amostra por unidade de tempo. b) o número de fusões nucleares que ocorrem numa amostra independente do tempo. c) a quantidade de material radioativo num determinado espaço físico. d) o número de desintegrações nucleares que ocorrem em uma amostra por unidade de tempo. e) a quantidade de núcleos estáveis numa amostra radioativa. Resposta correta: D 5 - O que é tempo de meia-vida? a) É o tempo necessário para que o número de núcleos radioativos se reduza à metade do número inicial. b) É o tempo necessário para dobrar o número de núcleos radioativos numa amostra radioativa. c) É o tempo necessário para que o número de núcleos estáveis de uma amostra radioativa se reduza à metade do número inicial. d) É o instante de tempo, muito pequeno, onde ocorre a emissão de um fóton de radiação ionizante. e) É o tempo onde ocorre um desintegração atômica em elementos radioativos. Resposta correta: A 6 - O isótopo radioativo 57Co possui meia-vida de 272 dias. Determine quantos núcleos radioativos possui uma fonte com atividade de 8,0 μCi. a) núcleostN 121052,1)( b) núcleostN 13100,1)( c) núcleostN 131002,5)( d) núcleostN 12100,1)( e) núcleostN 131052,1)( Resposta correta: B 7 – Dose absorvida é definida como: a) como a quantidade de cargas elétricas do mesmo sinal produzidos no ar. b) como a energia absorvida por um material radioativo. c) como a quantidade de cargas elétricas produzidas na emissão de radiação por elementos radioativos. d) como a energia absorvida por átomos por unidade de espaço. e) como a energia absorvida por um material por unidade de massa. Resposta correta: E 8 - Explique o que é dose equivalente e taxa de dose equivalente. 9 - Os efeitos das radiações sobre o ser humano são classificados em determinísticos e estocásticos. Explique-os. 10 - Explique e classifique em ordem de acontecimento os estágios químicos, físicos e biológicos da interação da radiação com os seres vivos. 11 - Em qual fase processo da divisão celular a célulaé mais sensível à radiação? a) Fase G1 (antes da síntese de DNA). b) Fase S (durante a síntese de DNA) e G0 (fase de repouso). c) Fase G0 (fase de repouso). d) Fase M (Mitose). e) Fase S (durante a síntese de DNA) e G1 (antes da síntese de DNA). Resposta correta: D 12 – A respeito da radiossensibilidade é possível afirmar que: a) todos os tecidos apresentam a mesma radiossensibilidade. b) o organismo apresenta sensibilidades diferentes apenas para os tecidos linfáticos e nervoso. c) o organismo apresenta diferentes sensibilidades para os diferentes tecidos. d) todos os tecidos não são sensíveis à radiação ionizante. e) o organismo apresenta sensibilidades iguais para o nervoso e hematopoético. Resposta correta: C 13 - Explique o funcionamento dos detectores Geiger-Müller. 14 - Qual é a função do dosímetro? a) Medir a dose individual de radiação de um trabalhador num período de tempo, apenas durante horário de expediente de trabalho. b) Medir a dose coletiva de radiação dos trabalhadores fora do expediente de trabalho. c) Impedir a passagem de radiação ionizante sobre o trabalhador. d) Medir a dose de trabalho realizado pelo profissional durante um período pré-determinado. e) Medir a dose individual de radiação de um trabalhador num período de tempo, durante e após o expediente de trabalho. Resposta correta: A 15 - Quais são os 3 princípios básicos da radioproteção? a) Justificativa da prática radiológica, limite de tempo de trabalho e blindagem. b) Justificativa da prática radiológica, otimização da proteção e limitação de doses individuais. c) Limitação de doses individuais, uso do dosímetro pessoal e otimização da proteção. d) Emprego de equipamentos calibrados periodicamente, exposição deliberada e otimização da prática radiológica. e) Justificativa da prática radiológica, exposição deliberada e otimização da blindagem. Resposta correta: B 16 - Quais são, respectivamente, os limites de dose equivalente efetiva anual para exposição ocupacional e membros do público? a) 5 mSv/ano e 1 mSv/ano. b) 20 mSv/ano e 5 mSv/ano. c) 50 mSv/ano e 10 mSv/ano. d) 2 mSv/ano e 1 mSv/ano. e) 50 mSv/ano e 1 mSv/ano. Resposta correta: E 17 - Explique como a distância, a blindagem e o tempo podem ser usados na proteção radiológica. 18 - O que é proteção radiológica? REFERÊNCIAS BIBLIOGRÁFICAS YOUNG, H.D.; FREEDMAN, R.A. Sears e Zemansky física IV: ótica e física moderna. São Paulo: Pearson Addison Wesley, 10ed., 2004. Portaria No. 453 (01/06/98). Diretrizes de proteção radiológica em radiodiagnóstico médico e odontológico – regulamento técnico do Ministério da Saúde. CNEN-NE-3.01 (agosto de 1988) - Diretrizes básicas de radioproteção. BITELLI, T. Física e dosimetria das radiações. São Paulo: Editora Atheneu, 2ed., 2006. ANREUCCI, R. Curso básico de proteção radiológica: aspectos industriais. São Paulo: Abende, 3ed., 2001. JOHNS, H.E.; CUNNINGHAM, J.R. The physics of radiology. Ilinois: Charles C Thomas – Publisher, 3th, 1974. KAPLAN, I. Física nuclear. Rio de Janeiro: Editora Guanabara Dois S.A., 2ed., 1978. GAMOW, G. Biografia da física. Rio de Janeiro: Zahar Editôres, 1962. EISBERG, R.; RESNICK, R. Física Quântica: átomos, moléculas, sólidos, núcleos e partículas. Rio de Janeiro: Editora Campus, 1988. TIPLER, P.A.; LLEWELLYN, R.A. 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